核安全4教学课件

1、主蒸汽阀,瞬态和事故工况的选定,瞬态工况分析,初始条件,瞬态事件：失去给水加热,敏感性分析,非正常启动AFS,部分失流,敏感性分析,失去厂外电源,MSIV（ Main steam isolation valve ）关闭,事故：完全失流事故,敏感性分析,卡泵事故,LOCA:喷放阶段,再淹没阶段,小LOCA,THE END,核安全基础,核动力仿真研究中心,第四章 概率安全分析,第四章 概率安全分析,4.1 核事故分类与国际核事件分级表 4.2 概率安全评价（PSA） 4.3 事件树分析法 4.4 故障树分析法 4.5 事故序列分析 4.6 核电厂安全性两种评价方法的比较,回顾： 确定论事故分类方法

2、,为了确保核电厂安全，规定对工况、的事故要作详细的安全分析计算，给出定量结果并评定是否满足规范和标准要求（表3.1）。,确定论中存在两个不准确的假设,将事件分为可信与不可信，认为不可信的事件不会发生 认为系统能抵御大的事故就可以抵御小事故,概率安全评价基本思想,选择一组始发事件； 研究始发事件发生后一系列系统和人员响应，建立事件树； 确定事件的成功判据； 应用故障树与统计方法研究包括始发事件在内的各个事件发生概率； 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； 研究各事件对风险的贡献度，发现“短板”。,美国核管会 1975年 轻水堆核电厂安全分析报告标准格式及内容 （1）

3、、二回路系统排热增加（5种） （2）、二回路系统排热减少（8种） （3）、反应堆冷却剂系统流量减少（4种） （4）、反应性与功率分布异常（9种） （5）、反应堆冷却剂装量增加（3种） （6）、反应堆冷却剂装量减少（6种） （7）、系统或设备的放射性释放（5种） （8）、未能紧急停堆的预期瞬变ATWS（7种）,核电厂设计部门须针对这47种典型始发事故，对所设计的核电厂进行详细计算分析，并证明所设计的核电厂能满足有关的安全标准。,4.1核事故分类与国际核事件分级表,二回路系统排热增加,给水系统故障使给水温度降低 给水系统故障使给水流量增加 蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量增加 误打开蒸汽发生器卸

4、放阀或安全阀 安全壳内、外各蒸汽管道破损,给水温度低 给水流量高 蒸汽流量增加,4.1核事故分类与国际核事件分级表,二回路系统排热减少,给水流量降低 蒸汽流量减少,蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量减少 失去外部电负荷 气轮机跳闸(截止阀关闭) 误关主蒸汽隔离阀 凝汽器真空破坏 同时失去厂内外交流电源（全厂断电） 失去正常给水流量 给水管道破裂,热阱丧失事故,4.1核事故分类与国际核事件分级表,反应堆冷却剂系统流量减少,一个或多个反应堆主泵停止运动 反应堆主泵轴卡死 反应堆主泵轴断裂,冷却剂流量降低,失流事故,4.1核事故分类与国际核事件分级表,在次临界或低功率时，非可控抽出控制棒组件 在特定

5、功率水平下非可控抽出控制棒组件 控制棒误操作 启动一条未投入运行的反应堆冷却剂环路或在不适当的温度下启动一条再循环环路 化容控制系统故障使冷却剂中硼浓度降低 在不适当的位置误装或操作一组燃料组件 各种控制棒弹出事故,反应性引入事故,反应性增加、降低,反应性和功能分布异常,4.1核事故分类与国际核事件分级表,冷却剂装量增加,功率运行时误操作应急堆芯冷却系统 手动功能误动作 化容系统故障使反应堆冷却剂装量增加 手动功能误动作,意外注入,4.1核事故分类与国际核事件分级表,冷却剂装量减少,误打开稳压器安全阀 贯穿安全壳一回路压力边界仪表或其它线路系统的破裂 蒸发器传热管破裂 反应堆冷却剂压力边界内各

6、种管道破裂产生的失冷事故,LOCA,失水事故,破口 阀门打开,4.1核事故分类与国际核事件分级表,系统或设备的放射性释放,放射性气体废物系统泄漏或破损 放射性液体废物系统泄漏或破损 假想的液体储箱破损而产生的放射性释放 设计基准燃料操作事故 乏燃料储箱掉落事故,4.1核事故分类与国际核事件分级表,未能停堆的预计瞬变,误提出控制棒 失去给水 失去交流电源 凝汽机真空破坏 失去电负荷 汽轮机跳闸 主蒸汽管道隔离阀关闭,未能停堆xx事件,ATWS,4.1核事故分类与国际核事件分级表,核动力厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值

7、以内。,4.2 核事故分类,我国的核电站事故分类（HAF102）,正常运行 预计运行事件 设计基准事故 严重事故,核动力厂在规定的运行限值和条件范围内的运行。,在核动力厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各种运行过程；由于设计中已采取相应措施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。,严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。,严重事故严重性超过设计基准事故，造成堆芯严重损坏和熔化甚至安全壳也遭到损坏，进而可能导致放射性物质大量释放到环境的一种事故，是一种超设计基准事故。 后果非常严重：给环境、公众健康、经济和社会心理造成巨大影响。 实践证明：单纯考虑

8、设计基准事故，不考虑严重事故的防止和缓解，不足以保证工作人员、公众和环境的安全。,4.1核事故分类与国际核事件分级表,为了以规范化的统一用语向公众快速通报核电厂所发生事件的严重程度而采用的工具。 判别准则 厂内影响 厂外影响 纵深防御功能的削弱,4.1核事故分类与国际核事件分级表,切尔诺贝利,三哩岛,4.1核事故分类与国际核事件分级表,等级表的基本逻辑,4.1核事故分类与国际核事件分级表,思考题,PSA的基本思想是什么？ PSA分析对核反应堆安全的主要作用是什么？,4.2 概率安全评价（PSA）,PSA是一种系统工程安全评价技术； 可靠性评价技术、概率风险分析； 早先，尝试法试验、差错、改进、

9、再试验，不断使样机完善化（缓慢、昂贵、危险）； 新思路 70年代，PSA技术成功应用于航空航天部门； 70年代中期，PSA首次被用于轻水堆安全分析，获得巨大成功（WASH-1400报告）； 三哩岛核事故的整个发展过程在WASH-1400中已有明确预测。,4.2 概率安全评价（PSA）,人类生活在一个充满风险的社会中,地震,台风,疾病,晒太阳,汽车,火车,炸药,战争,睡觉,社会不安定,劳动,科学探索,4.2 概率安全评价（PSA）,概率安全评价法的概念 随机事件的数学期望 风险 风险的概念,4.2 概率安全评价（PSA）,例如1971年美国发生车祸约1.5107起，每发生一起车祸平均损失300美

10、元，每300起事故引起1人死亡。,如果美国有2108人，则平均个人死亡风险为：,则因汽车事故造成的经济损失为：,则因汽车事故造成的死亡数为：,风险的修正 Cn,大量后果轻的事故： 车祸：中国每年因车祸而丧生的人高达10万人以上,2008年汶川地震： 死亡加失踪人数达到86633人。,4.2 概率安全评价（PSA）,核电厂风险评价的主要任务 识别潜在事故，寻找薄弱环节； 计算放射性物质分布，确定对周围公众与环境的影响； 求出潜在核事故产生的总风险，并评估。,4.2 概率安全评价（PSA）,PSA的三个等级,4.2 概率安全评价（PSA）,基本内容 找出导致堆芯损坏的事故序列 分析安全系统的工作性能和可靠性 事故序列概率定量计算 基本方法 采用事件树和故障树技术对运行系统和安全系统进行可靠性分析 目的 帮助分析设计中的弱点 指出防止堆芯损坏的途径,基本内容 分析堆芯熔化物理过程和放射性物质在安全壳内的释放、迁移 研究安全壳在严重事故工况下的响应，安全壳失效模式 估计放射性向环境的释放 目的 对各种堆芯损坏事故序列造成放射性释放的严重性作出分析，找出