1-核反应堆安全的基本概念级核反应堆基本设计原则

1896192019872006核反应堆安全学核反应堆安全学佟立丽佟立丽[e-mail]@sjtu.edu.c2014年9月-12月上海交通大学机械与动力工程学院核电厂区别与常规火电厂的特殊安全问题：•核电厂有可能发生比设计功率高得多的超功率事故，何对控制要求特别高。•剩余发热很强，需要长期冷却。•放射性（运行、停闭），需要屏蔽。何谓核安放射性（运行、停闭），需要屏蔽。•产生大量放射性废物，必须妥善处置。安全问z核电站的风险–事故工况下不可控的放射性核素的释放。问题z核安全问题如何减少由于事故工况下不可控的放射性核素的释放对–如何减少由于事故工况下不可控的放射性核素的释放对工作人员、居民和环境造成的危害就成为核电厂区别于常规火电厂的核安全问题。如何保障安全呢？安呢核安全管理机构确定论分析核安全管理核安全法规核安全监督管理事故分析确定论分析概率论分析核安全管理核安全监督管理核事故与核安全思想的发展核事故应急系统严重事故现象核安全文化核安全核安全核安全文化的定义和内容我国的核安全文化严重事故现象机理研究事故对策核安全设计事故对策事故管理安全目标安全设计准则确定论安全分析-设计基准事故DeterministicMethods-DBA冷却剂丧失事故蒸汽管道破裂事故SGTR蒸汽反应性引蒸汽管道破裂事故反应性引入事故汽轮机跳闸旁路阀门未打开失流事故给水管道破裂事故热阱丧失事故电能的产生：核能—〉热能—〉机械能—〉电能概率安全/风险评价（PSA/PRA）概率安全/风险评价（PSA/PRA）PSA-ProbabilisticSafetyAnalysis可接受的风险概念(CDF/LERF)PRA-ProbabilisticRiskAnalysiscoredamagefrequency研究事故发生的概率（数学期望值）事件树和故障树的方法根据PSA的结果，找出设计中的薄弱环节并加于改进large,earlyreleasefrequency根据PSA的结果，找出设计中的薄弱环节并加于改进确定论的补充可接受的风险风险可信事故事故不可信概率两种评价方法的比较两种评价方法的比较确定论概率论分析对象设定设计基准事故始发事件基本假定单故障无故障单故障或多重故障基本假定单一故障无人干预无故障、单故障或多重故障有人干预和人差错模型与参量选择保守假定真实假定模型与参量选择保守假定真实假定分析程序机理性逻辑性最终结果满足量化验收准则检查最终风险二级三级PSAPSA研究范围和实施程序一级PSA二级PSA堆PSA研究范围和实施程序安全壳芯厂外PSA的三个等级核电厂的总一级PSA核电厂运行系统和二级PSA三级PSA风险评价即系统分析行系统和安全系统进行可靠性分析安全壳响应厂外后果评价估算堆芯损坏的事故序列频率•找出导致堆芯损坏的事故序列估计放射性向环境释放的频率分析反应堆物理过程和安全壳的响应z研究堆芯熔化的物理过程和放射性物•按公众风险的概念确定放射性事故造成的厂外后果•找出导致堆芯损坏的事故序列•各事故序列发生概率定量计算质在安全壳内的释放和迁移z研究安全壳在严重事故工况下的响应z估计放射性向环境的释放后果事件树组成始发事件安全功能1安全功能2事故序列后果安全功能3题头题头//顶顶事件事件成成功失败端点序列1序列事件事件成功成功成功失败失败失败分支端点序列2序列3序列4始发事件始发事件失败成功成功成功失败失败主干序列4……失败失败失败成功分支电厂的状态电厂的状态失败2nn个安全功能如有n个安全功能,则有分支数：2n故障树组成事件树故障树组成失效概率事件树安全功安全功能失效能失效顶事件失效概率建树BAPPDCPP树方向ORPP︵从上ANDAND系统系统AA失失系统系统BB失失系统系统CC失失系统系统DD失失APBPCPDP上向下︶效效效效效效效效底事件︶严重事故核电站设计基准事故设计基准事故核电站严重事故严重事故•核反应堆冷却水管道双端断裂大破口失水事故(LOCA)•单一故障原则•核反应堆堆芯熔化大面积燃料包壳失效•超设计基准事故•多重失效(人因、故障等）正常工况流动事故工况流动事故应急注水正常工况流动事故工况流动事故应急注水美国里岛核电站事故（）冷却剂管道断裂–美国三里岛核电站事故（1979）–苏联切尔诺贝里核电站事故（1986）ECCS堆芯应急注水(非断裂回路)堆芯•冷却剂管道破裂压力壳•全厂断电•...(非断裂回路)RPV•ECCS堆芯应急注水失效•冷却剂管道破裂堆芯熔化核电站设计基准事故(失水事故)注水失效核电站严重事故（堆芯熔化）II．．堆内事故过程堆内事故过程II．．堆内事故过程堆内事故过程II．．堆内事故过程堆内事故过程II．．堆内事故过程堆内事故过程①②③④⑤⑥⑦⑧正常热工事故堆芯包壳氧化堆芯熔化裂变产物裂变产物传递堆内水蒸压力容器核电站严始始发发事件事件始始发发事件事件严重事故进展严重事故进展严重事故进展严重事故进展热工水力堆芯传热氧化产生氢气熔化进展产物释放传递和沉淀水蒸汽爆炸容器破损站严重事故事始始发发事件事件始始发发事件事件三里岛事故终结点IIII．．堆外事故过程堆外事故过程IIII．．堆外事故过程堆外事故过程严重事故进展严重事故进展严重事故进展严重事故进展故事故系⑨⑩⑪⑫⑬⑭⑮⑯堆芯-安全裂变列及进展堆芯混凝土相互作用堆外水蒸汽爆炸安全壳传热安全壳直接加热氢气燃烧裂变产物迁移安全壳破损裂变产物大气释放进展严重事故进展严重事故进展严重事故进展严重事故进展切尔诺贝利事故终结点用热释放严重事故主要现象严重事故主要现象堆芯降级、堆芯熔融、压力容器破裂、蒸汽爆炸、堆芯与氢气相关的事故(PARs)、安全壳直接加热、熔融物与混凝土相互作用(避免安全壳超压失效，PWR安装了通风过滤系统（U5）)熔融物与混凝土相互作用(避免安全壳超压失效，PWR安装了通风过滤系统（U5）)裂变产物气溶胶迁移、源项什么样的安全才是安全了？什么样的安全才是安全了？放射性放射性•风险与利益的平衡任何情况下不能有放射性任何情况下不能有放射性物质泄漏物质泄漏物质泄漏物质泄漏放射性放射性z从理论上来说，核电厂并非百分之一百地安全。z从理论上来说，核电厂并非百分之百地安全。z从科学的角度看，人们能做的只是将风险降得更低。(可接受的风险)z如何以合理可行的手段尽可能降低风险，就构成了核安全的目标。如何以合理可行的手段尽可能降低风险，就构成了核安全的目标人类生活在一个充满风险的社会中人类生活在个充满风险的社会中地震汽车地震汽车台风火车疾病炸药晒太阳战争睡觉社会不安定劳动科学探睡觉社会不安定劳动科学探索风险的概念风险的概念所谓风险是指人们从事某项活动在定的时间内给人类带来的危害所谓风险是指人们从事某项活动，在一定的时间内给人类带来的危害。）（HarmobabilityPH)(PrR(Risk)×=•主要包括:经济损失和人员伤亡两个方面。•个人风险:单位时间内由于发生某一确定事件而给个人造成的后果。•社会风险：对整个社会群体造成的后果。人数社会风险＝个人风险×核安全与风险核安全与风险安全是什么安全不是目的安全是达成某种目的所必需的前提条件安全是什么？安全不是目的，安全是达成某种目的所必需的前提条件。安全是使特定工业或社会活动风险可知可控的方法与手段。安全工作以促进社会生产力的进一步提升为昀终目的安全工作以促进社会生产力的进步提升为昀终目的。所有人类社会活动都存在着危险，即不安全因素，关键在于其效益、危险的程度和发生的可能性能否被接受。要求安全工作首先要对风险进行分析和评价，使之可知，然后选用特定的措施来进一步防范或减小其后果，使风险成为可控，满足人们的可接受性受性。可接受的风险值•关于核电厂可接受的风险值，美国一般取每人每年死亡概率小于10关于核电厂可接受的风险值，美国般取每人每年死亡概率小于10－7（据美国统计资料：美国社会现有事故风险水平为6×10-4）。剩余风险剩余风险剩余风险：是指即使采取了防范措施而依然存在的风险。剩余风险：是指即使采取了防范措施而依然存在的风险。放放射性后后果剩余风正常运行风险设计中考虑的事件频率第一章核安全的基本概念及核反应堆基本设计原则应堆基本设计原则核电站的设计必须首先有应付危险的手段的手段•反应堆的裂变上升速度必须是可控的•反应堆的裂变上升速度必须是可控的；•反应堆中单位时间的裂变量必须是可控的；•必须保证在任何情况下不造成反应堆中裂变产生的放射性对大气的释放和泄漏；•防止停堆后衰变余热造成堆芯过热的办法是保证堆芯在任何时候都能顺利排出热量;•防止堆芯熔化和高压喷放。核电厂的基本安全功能核电厂的基本安全功能(GoldenRule)GldRlfRtSft反应性控制(Ctl)GoldenRuleofReactorSafety反应性控制(Control)•反应堆功率可控余热排出(Cool)•燃料有效冷却•燃料有效冷却放射性包容(Cntin)放射性包容(Contain)•放射性无泄漏同任何其它工业一样，核电站也可能存在以下问题•设计上的错误•制造上的缺陷•建造和安装上的错误•运行和维护上的错误安全目标•设备故障核电站的安全性必须有定的标准来衡量安全目标核电站的安全性必须有一定的标准来衡量，一定的安全保障措施来实现安全管理安全设计安计安全文化核安全目标核安全目标SafetyGoal为了对核安全的行为有个衡量标准，国家首先要对核安全要求达到的目标提出一个标准，称为安全目标(safetygoal)美国的核安全目标（NRC）IAEA的安全目标我国现行核安全目标新建堆的核安全目标国际标准IAEA国内标准NRC美国标准美国标准NRC美国的安全目标美国的安全目标1986年美国核管会颁布“安全目标政策声明”定性目标•公众中的每个人都应当获得一定程度的保护，使他不承受因核电厂行增加的生命健康险1986年美国核管会颁布安全目标政策声明运行后果而明显增加的生命和健康风险•核电厂运行造成生命与健康的社会风险应当与其他替代发电手段的风险相当或更低，而且，核电厂风险不应明显增加社会总风险定量目标定量目标•核电厂周围由核事故造成急性死亡的人均风险，不应超过美国人日常可能遭受的各种其他事故下急性死亡总风险的0.1％核电厂附近居民因核电厂运行而遭受癌症死亡的风险不应超过由其两个千分之一准则两个千分之一准则•核电厂附近居民因核电厂运行而遭受癌症死亡的风险不应超过由其他原因造成的癌症死亡总风险的0.1％NRC概率安全目标：反应堆事故引起的放射性物质大量释放到环境的总平均频率应小于10-6／运行堆年。NRC概率安全目标：反应堆事故引起的放射性物质大量释放到环境的总平均频率应小于10-6／运行堆年。美国的安全目标美国的安全目标美国电力研究所EPRI代表核电业主利益对先进轻水堆核电站的安全要求进行了研究，并于1992年发表了美国先进轻水堆用户要求文件(URD)，URD对先进轻水堆提出了两个定量的概率安全目标，即：发生堆芯熔化事件的总频率小于105／运行堆年•发生堆芯熔化事件的总频率小于10-5／运行堆年；•在距离反应堆800米处，24小时内引起全身剂量大于0.25Sv的事件序列的总频率小于10-6／运行堆年。的事件序列的总频率小于10／运行堆年。美国NRC在总结多年的研究结果的基础上，对1986发布的政策声明中提出的安全目标进行了多次讨论评价和修改并于2000年发布了提出的安全目标进行了多次讨论、评价和修改，并于2000年发布了“核电厂安全目标的政策声明（修改版）”，修改后的概率安全目标是：•发生堆芯熔化事件的总频率小于10-4／运行堆年；•导致大量放射性早期释放的事件序列的总频率小于10-5／运行堆年年。IAEA—INSAG安全目标国际原子能机构对国际原子能安全咨询委员会INSAG-3进行了修改，对核电厂安全目标的描述细分为三个层次总体安全目标辐射防护目标和技术安全IAEAINSAG安全目标厂安全目标的描述细分为三个层次：总体安全目标、辐射防护目标和技术安全目标，在提出对公众和环境进行辐射防护的安全目标的同时，进一步提出了核电厂的技术安全目标。对现役