RO《压水堆核电厂安全》单元3：核电厂安全、事故分析的两大方法

压水堆核电厂安全

单元3：核电厂安全、

事故分析的两大方法单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法3.1核电厂安全标准失流事故冷却剂丧失事故反应性引入事故主泵水主管道SGTR蒸汽管道破裂事故热阱丧失事故汽轮机跳闸旁路阀门未打开单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法3.1核电厂安全标准核电厂区别与常规火电厂的特殊安全问题超功率事故，控制要求特别高。剩余发热很强，需要长期冷却。放射性（运行、停闭），需要屏蔽。产生大量放射性废物，必须妥善处置。何谓核安全问题核电站的风险事故工况下不可控的放射性核素的释放。核安全问题如何防止放射性核素的释放对工作人员、居民和环境造成的放射性危害就成为核电厂区别于常规火电厂的核安全问题。单元3；核电厂安全标准，事故分析的两大方法3.1核电厂安全标准安全、安全、安全！！！放射性任何情况下不能有放射性物质泄漏放射性从理论上来说，核电厂并非百分之一百地安全。从科学的角度看，人们能做的只是将风险降得更低。如何尽可能降低风险，就构成了核安全的目标。单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法3.1核电厂安全标准风险与安全

风险：生命与财产损失或损伤的可能性。事件发生造成的后果事件发生的频率数学语言事件发生造成的后果与事件发生的频率的乘积单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法3.1核电厂安全标准安全：没有危险、不受威胁、不出事故对策：安全与风险之间的权衡取舍安全目标？如何以合理可行的手段尽可能降低风险单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法3.1核电厂安全标准核安全定义:1.在核设施设计、制造、运行、及停役期间为保护工作人员、公众和环境免受可能的放射性危害所采取的措施的总和2.实现正确的运行条件，防止事故发生或减轻事故后果，从而保护工作人员（和其他现场人员）、公众和环境免受不适当的辐射危害。单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法3.1核电厂安全标准核安全的总目标辐射防护目标技术安全目标建立并维持一套有效的防护防御，以保护工作人员、居民及环境免受放射性危害。

突出了放射性危害。这并不意味着核电厂不存在其它的、常规电厂都会造成的比较普通的风险，如热排放对环境的影响、事故引起的核电设备损坏所造成的巨大经济损失等。对于这些常规风险我们也需予以重视，但为了突出核电厂的特殊性，他们不包括在核安全研究的范畴内。单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法3.1核电厂安全标准保证在所有运行状态下核动力厂内的辐射照射或由于该核动力厂任何计划排放放射性物质引起的辐射照射保持低于规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事故的放射性后果。

要求：正常情况下具有一套完整的辐射防护措施事故情况下具有一套减轻事故后果的措施核安全的总目标辐射防护目标技术安全目标单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法3.1核电厂安全标准核安全的总目标辐射防护目标技术安全目标有很大把握预防核电厂事故的发生；对于核电厂设计中考虑的所有事故，甚至对于那些概率极小的事故都要确保其放射性后果是小的；保证那些会带来严重放射性后果的严重事故发生的概率极低DBA，确保放射性后果小专设安全设施BDBA，确保发生概率非常低规程性措施预防事故的发生设计运行中贯彻一系列安全原则单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法3.1核电厂安全标准核电站安全总目标建立并维持一套有效的防护措施，以保证电站工作人员、公众和环境免遭放射性危害。辐射防护目标技术安全目标合理可行尽量低ALARA—AsLowAsReasonably-Achievable解释性(辅助)目标预防事故的发生，事故后果小，确保严重事故发生的概率非常低单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法3.1核电厂安全标准核安全技术的内涵保证核安全的各种技术方法的总和。包括:核安全概念，核安全理论，事故分析；安全设计，安全评审；安全管理，运行支持技术等等。单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法3.1核电厂安全标准核安全总目标的内涵包括:核电站的设计，建造、调试、运行技术；质量保证，核电站管理；人员素质，核安全文化等。单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法3.1核电厂安全标准核安全分析的内容为了实现核安全目标，核电厂设计时，要进行全面的安全分析，以便确定所有辐射的来源，并评估核电厂工作人员和公众可能受到的辐射剂量，以及对环境的可能影响。核安全分析要考察以下内容：核动力厂所有计划的正常运行模式；发生预计运行事件时核电厂的性能；设计基准事故；可能导致严重事故的事件序列。单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法3.1核电厂安全标准事故分析的方法确定论分析方法(DeterministicMethods)概率安全分析方法(PSA-ProbabilisticSafetyAnalysis)(PRA-ProbabilisticRiskAnalysis)单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法3.2确定论分析方法1.基本思想在同一概率水平下，选择一组最大的可信的基准事故，设计若能抵御这些基准事故，必能抵御其他低于设计基准的事故，核电站的核安全可得到确实的保证，超过基准事故的事故，被认为是不可能发生的。单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法2.确定论分析方法的主要内容确定事故发生的概率等级在每一概率等级下确定一组设计基准事故确定核安全对策与设计准则针对设计基准事故进行保护系统与专有安全设施设计基准事故发生后电站响应与核安全性评价将设计与核安全评价结论提交核安全管理部门审查单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法3.设计基准事故概念

定义：设计基准事故（DesignBasisAccidentDBA）是指在同一概率等级的所有事故中，选择一个假想事故作为设计基础的事故。

认为所设置的安全设施若能防范这一事故，就必能防范其他各种事故，又称为最大可信事故（MCA，MaximumCredibleAccident）单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法4.单一故障准则

定义：满足单一故障准则的设备组合，在其任何部位发生单一随机故障时，仍能保持所赋予的功能。实际工程中，要求应用以下原则：冗余原则多样性原则失效原则独立性原则单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法5.基本分析假定：2+4假设（1）被调用的安全系统失去部分设计能力；（2）操纵员在事故后短期内不做任何干预。（1）事故发生时失去厂外电源；（2）最大价值一组控制棒卡在全抽出位置不能下插；（3）分析中仅考虑安全相关设备，不计非安全相关设备的缓解功能。（4）必要时考虑合并不利的外部条件。

补充假定：单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法6.确定论分析方法的不足:确定论评价方法的假设不够准确与充分确定论评价方法认为将事故分为“可信”与“不可信”不够科学虽然采取了一系列保守的假设，但是没有考虑事故的叠加与人因的影响单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法3.3概率安全分析方法（PSA.PRA)1.确定论的两个不确定第一将事件分为可信与不可信，认为不可信的事件不会发生；第二认为系统能抵御大的事故就可以抵御小事故。加之没有考虑人因和小概率事件，以及看似保守假设中存在的不保守因素

事故发生概率事故的后果单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法2.概率安全分析的定义应用概率安全风险的理论对核电厂安全性进行评价的方法。单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法3.概率安全分析（PSA）方法初步第一选择一组始发事件；第二研究始发事件发生后的一系列系统和人员响应成功与否，建立事件树；第三确定事件的成功判据，建立故障树；第四研究包括始发事件在内的各事件的发生概率；第五应用概率风险理论，考察每个始发事件发生产生的风险以及总的电厂风险；第六研究各事件对风险的贡献度，发现薄弱环节，提出改进意见。单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法事件树分析确定分析的初因事件寻找、确定事故序列建立事件树定量计算堆芯损坏概率单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法初因事件IE事件(系统)1事件(系统)2事故序列频度S2F2P=P(IE)S1·S2P=P(IE)S1·F2P=P(IE)F1·S2P=P(IE)F1·F2分析前提题头事件后果事故序列S2/s1IE10-2S1F1F2单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法管道破裂（A）PARR裂变产物去除系统（D）CI安全壳完整性（E）ECI应急堆芯冷却系统（C）EP电源（B）事故序列发生概率pi=0.11-pi≈1初因事件pA失效

pB1-pB成功

1–pC1pC11–pD1pD1pE11–pE11–pD31–pE71–pE3pE2pE3pE41–pE21–pE41–pE51–pE61–pE81–pC2pC21–pD2pD2pD31–pD4pD4pE5pE6pE7pE5pApA×

pE1pA×

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pC1×

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×

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pD4单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法1–pE1pA初因事件pA失效

pB1-pB成功

1–pC1pC11–pD1pD1pE11–pD2pD21–pE21–pE31–pE4pE2pE3pE4pA×

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pD1×

pE2pA×

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pC1×

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pE4pA×

pD1pA×

pB管道破裂（A）PARR裂变产物去除系统（D）CI安全壳完整性（E）ECI应急堆芯冷却系统（C）EP电源（B）事故序列发生概率pi=0.11-pi≈1单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法故障树分析在系统可靠性、安全性分析和风险评价中具有重要地位，既可用于定性分析又可定量分析。对于所研究系统的各类故障状态或不正常工作情况统称为故障事件。与故障事件对应的是成功事件。两者均称为事件。故障树是一种为研究系统某功能故障而建立的一种倒树状的逻辑因果关系图单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法

(1)选择顶事件。据工程实际需要选择合理的顶事件

(2)建立故障树

(3)故障树的定性分析

a)故障树的简化

b)求最小割集

(4)故障树的定量分析

a)求顶事件的发生概率

b)重要度分析

(5)确定设计上的薄弱环节（找出问题所在）

(6)采取措施，提高产品的可靠性和安全性步骤：单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法建立故障树：单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法故障树的定性分析求最小割集。研究最小割集可以找出故障树的薄弱环节割集是故障树的若干底事件的集合，如果这些底事件都发生,则顶事件必然发生最小割集是底事件数目不能再减少的割集，即在最小割集中任意去掉一个底事件之后，剩下的底事件集合就不是割集一个最小割集代表引起故障树顶事件发生的一种故障模式单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法求最小割集的方法—下行法根据故障树的实际结构，从顶事件开始，逐级向下寻查：遇到与门就将其输入事件排在同一行（只增加割集阶数，不增加割集个数）遇到或门就将其输入事件各自排成一行（只增加割集个数，不增加割集阶数）这样直到全部换成底事件为止，这样得到的割集再通过两两比较，划去那些非最小割集，剩下即为故障树的全部最小割集。

单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法求最小割集的方法—上行法从故障树的底事件开始，自下而上逐层地进行事件集合运算：将“或门”输出事件用输入事件的并（布尔和）代替将“与门”输出事件用输入事件的交（布尔积）代替在逐层代入过程中，按照布尔代数吸收律和等幂律来化简，最后将顶事件表示成底事件积之和的最简式。其中每一积项对应于故障树的一个最小割集，全部积项即是故障树的所有最小割集。单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法

仍以上述故障树为例，用上行法求最小割集。故障树的最下一级为：往上一级为：单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法再往上一级为：最上一级为：

上式共有7个积项，因此得到7个最小割集：单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法利用结构函数计算事件发生的概率

随机变量的期望值：已知n个事件组成的故障树，其结构函数为则顶事件T发生的概率（不可靠度）为

单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法利用最小割集计算事件发生的概率若已知故障树所有最小割集（MCS）为及底事件发生的概率，则顶事件T发生的概率（不可靠度）为：单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法之间不相容时：之间相容时：单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法化相交和为不相交和的方法直接化法单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法

b.递推化法单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法重要度分析（1）概率重要度单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法（2）关键重要度单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法

（3）结构重要度单元3：核电厂安全标准，事故分析的两大方法4.核电厂PSA分析三个不同级别的研究范围Level1：关注系统与设备的可靠性，主要任务是确定始发事件，进行事件序列分析和系统分