第四章-概率安全分析(五次课、六次课、七次课)

核安全基础核动力仿真研究中心核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology第四章概率安全分析核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology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核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology本章概述Prof.RasmussenWASH-1400报告概率安全评价基本思想1选择一组始发事件；2始发事件发生后系统或人员响应；3确定事件的成功判据；4故障树与统计分析，确定各事件发生概率；5每个始发事件发生产生的风险及总风险；6各事件对风险的贡献，发现薄弱环节，提出改进意见。始发事件：在设计时确定的能导致预计运行事件或事故工况的事件。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology4.1核事故分类与国际核事件分级表１、事故分类方法为了确保核电厂安全，规定对工况Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ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）。核电厂事故分析涉及反应堆物理、热工、控制、结构、屏蔽及剂量防护等，范围很广。没有流体流失的事故，主要指一般的瞬变。如反应性引入事故、失流事故等以损失一回路或二回路流体为特征的管道破裂事故。如给水管道破裂事故、失水事故等核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology２、典型始发事故；8类，轻水压水堆核电站47种美国核管会1975年《轻水堆核电厂安全分析报告标准格式及内容》（1）、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核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology4.2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（1）没有明确地考虑作为设计基准事故，但可为设计基准事故所涵盖的那些事故工况。（2）没有造成堆芯明显恶化的超设计基准事故。事故管理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。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以内。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。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology★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核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology《核电厂设计安全规定》HAF102国家核安全局核电厂运行状态严重事故！4.1核事故分类与国际核事件分级表核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology为了一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核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology特大事故（Majoraccident）7严重事故（Seriousaccident）6跨厂事故（Accidentwithoff-siterisks）5厂内事故（Accidentmainlyininstallation）4严重故障（Seriousincident）3一般故障（Incident）2异常事件（Abnormity）1事故故障切尔诺贝利三哩岛4.1核事故分类与国际核事件分级表核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology安全上无严重性0等级一下偏离批准的功能范围1异常情况具有潜在安全后果的一般故障2一般故障接近事故丧失纵深防御措施严重污染工作人员超剂量放射性少量释放：公众照射计量为规定限值的一小部分3严重故障堆芯部分损毁，严重影响工作人员的健康放射性少量释放：公众照射计量在规定限值数量级内4厂内事故堆芯严重损毁放射性少量释放：部分实施就地应急计划5跨厂事故放射性较大释放：完全实施就地应急计划6严重事故放射性大量释放：广泛的健康和环境影响7特大事故纵深防御消弱厂内影响厂外影响准则等级说明等级表的基本逻辑4.1核事故分类与国际核事件分级表核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology4.2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、再试验，不断使样机完善化（缓慢、昂贵、危险的）；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。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology4.2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核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology事故的后果4.2概率安全评价（PSA）概率安全评价法的概念随机事件数学期望风险风险的概念事故发生概率事件损害单位时间事件单位时间损害CPR核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology4.2概率安全评价（PSA）例如1971年美国发生车祸约1.5×107起，每发生一起车祸平均损失300美元，每300起事故引起1人死亡。年死亡起事故人死亡年事故/1053001/105.147年人死亡人年死亡/105.2102/105484如果美国有2×108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：年/美元104.5次事故/美元300年/事故101.597核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology4.2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。核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology三级PSA场外4.2概率安全评价（PSA）二级PSA安全壳一级PSA堆芯PSA的三个等级核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology4.2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一级PSA堆芯核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology4.2概率安全评价（PSA）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，找出设计上的弱点，对减缓事故后果的途径和事故处理提出具体意见。安全壳反应堆压力容器堆芯安全壳直接加热堆芯熔融进展裂变产物微粒的行为氢气爆炸熔融物/冷却剂相互作用水蒸气爆炸熔融物与混凝土相互作用核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology三级PSA分析基本内容核电厂厂外不同距离处放射性核素浓度随时间变化结合二级PSA分析结果按公众风险的概念确定放射性事故造成的厂外后果目的能够对后果减缓措施的相对重要性作出分析，也能对应急响应计划的制定提供支持。基本方法放射性微粒扩散迁移场外核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology系统分析安全壳分析厂外后果评价收集原始信息1形成事件树外部事件分析2系统建模5事故序列定量分析物理过程分析放射性核素的释放与输运的分析放射性核素在环境中迁移和后果分析3人因可靠性和操作规程的分析4形成数据库不确定性分析形成结果和解释一级PSA研究结果二级PSA研究结果三级PSA研究结果核电厂概率安全分析程序核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology4.2概率安全评价（PSA）电厂设计、厂址和运行的信息；一般性数据和电厂具体数据；关于PSA方法的文件报告。一级PSA分析需要有：最终安全分析报告、管路系统图、电气系统图和仪表系统图；关于所研究系统的说明性资料；试验、维修、运行以及审批规程。这些信息是需要的，以便向分析人员提供一套尽可能完整的电厂设计和运行的文件报告。二级PSA分析所需要的附加信息包括：关于反应堆冷却剂系统和安全壳更详细的设计资料。安全壳结构设计的信息应包括它的尺寸、质量和材料。三级PSA分析需要：厂址处具体的气象数据，以计算放射性核素在环境中的输运问题。系统分析——初始信息收集核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology4.2概率安全评价（PSA）分析由始发事件与各系统成功或失效组合而形成的各种事故序列，包括：确定所要分析的各类始发事件，说明响应始发事件所涉及的系统或采取的行动；对每一始发事件或具有同一事件树结构的一类始发事件形成各自的事件树。系统分析——形成事件树核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology4.2概率安全评价（PSA）对PSA中所涉及的电厂系统进行可靠性分析方法：可靠性框图法；故障树方法；马尔可夫分析法；GO法等；顶事件底事件失效概率ORANDAND以故障树为工具对系统故障进行评价的方法称为故障树分析法。(FaultTreeAnalysis,FTA）系统分析——系统建模核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology4.2概率安全评价（PSA）根据对LER(执行申请者事件报告)的研究发现，在造成对环境有放射性释放的事件中，40％以上是由于人员差错违章或规程缺乏所造成的。系统分析——人因可靠性和操作规程的分析核科学与技术学院CollegeofNuclearScienceandTechnology4.2概率安全评价（PSA）PSA分析中通常不包括外部事件。外部事件包括有火灾、地震和水淹。这项任务利用电厂系统分析中建立起