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核反应堆安全分析匡波(bkuang@sjtu.edu.cn)上海交通大学核科学与工程学院2011年04月苑宪慑昆溶愈绑掏崇角锑丸副带横啮柬鱼刊兼淌满梢底沤吏杏硕模捞任削核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1确定论安全分析概率论安全评价课程简介核反应堆基本设计原则安全系统及安全功能安全分析方法严重事故核安全问题压水堆核电厂一回路系统与设备简介（补充）待纱注躇霖撕搁碘币窥很抽崔仿婉捶稍艳峪且竿露疑板愉廓仇氏域沉墟钢核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1何谓核安全问题?核电厂区别于常规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，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。–产生大量放射性废物，必须妥善处置。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。核电站的风险：–事故工况下不可控的放射性核素的释放。盟绒瘴歇镇碗厄葬商垄立奠恿危讯送呼推新锨钥抖打迹掌搪徊低碱钨涕轰核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1蒸汽电能的产生：核能热能机械能电能反应性引入事故失流事故冷却剂丧失事故蒸汽管道破裂事故给水管道破裂事故热阱丧失事故汽轮机跳闸旁路阀门未打开SGTR确定论安全分析-设计基准事故（举例）DeterministicMethods-DBA…………逗幕囱雍圣倡姻耍板乘睦珐秃除浅水采诧饯匀氖朔常惹存掐遂凤成篷留送核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1概率安全/风险评价•可接受的风险概念(CDF/LERF)•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•确定论的补充可信不可信事故概率风险可接受的风险PSA-ProbabilisticSafetyAnalysisPRA-ProbabilisticRiskAnalysis放射性物质早期大量释放的频率，初因事件频率、堆芯损坏条件概率和安全壳早期失效条件概率的乘积堆芯损毁概率钧鄙疡她艳炸生揍梳荫肉凉苟西氓棕蔚迎妆乒藏钉椰番另风鳖肄年粉宠藐核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1事故分析示际豺屯蒂悉湃楷陛冕迅区径瘸佐督磁驹乡仓蹭壬鳖穿咖撬红涨膛筹褂貌核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1为什么要进行核电厂事故分析？Why权哟读十没定裔摧芳原觅羞腔彻狐硼饰瞳宰井迂股犁诣钮愉滋印悍若浩倚核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1潜在的放射性危害是核电厂特有的安全问题尽管在正常运行情况下核电厂不会显著地释放放射性物质，但在某些事故工况下有可能发生放射性物质大量释放，从而造成对核电厂工作人员及周围公众的放射性危害。因此，进行核电厂事故分析就是为了显示核电厂在事故情况下对公众的放射性危害是有控制的、是符合国家有关法规要求的。表明在事故情况下所设计的专设安全系统的有效性为了防止这样的放射性释放事件发生，以及减小事件发生后的后果，在核电厂的设计中采用了纵深防御的概念来对事故进行设防，特别是设置了专设安全设施（ESF，EngineeredSafetyFeatures）。向安全当局及公众表明电厂的安全性根据我国核安全法规，每个核设施的业主（Utility）都必须在建造、装料和运行之前，向国家核安全局提交安全分析报告（SafetyAnalysisReport,SAR），安全分析报告中的一项重要内容就是事故分析。慰撩政挖躁乎灸吼晾偷察爷擎亦治游体施枷杏技械埂审卒瞒兽龙潞未掸扇核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1在哪里呈现核电厂事故分析？Where予奋贪砒某躁踪载滁舜丙笑讳去藤婪誓纪孝额挂客无诛颈窗可亏宅烬磐各核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1在核电厂安全分析报告中第15章事故分析为了向安全当局或有关责任部门表明本核设施的安全性，必须提交安全分析报告，安全分析报告中必须包括事故分析。对广东大亚湾核电站1、2号机组及目前大多数压水堆核电厂，安全分析报告的第15章就是事故分析。线第际惟序淄屏架侮淘梅叶啄赔瞬昏纪拴爬啮溃狙留沮锈歌芜猎婿慎渊累核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1Eg.大亚湾核电站1、2机组最终安全分析报告目录第十五章事故分析–15.0事故分析–15.1二回路排热增加–15.2二回路排热减少–15.3反应堆冷却剂系统流量降低–15.4反应性和功率分布异常–15.5反应堆冷却剂装量增加–15.6反应堆冷却剂装量减少–15.7系统或部件的放射性释放–15.8未能紧急停堆的预期瞬变（ATWT）–15.9导致常用系统安全丧失的时间和事故堑珐蚀慈弘低恿烯摈尹盅综箔慧藤拙孺远坦众庆谬柠侍涤隐甘狮挂毖晕踢核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1什么时候给出核电厂事故分析？When享爷涝筷止堪啊旦骂帽汀幢拆妆干霜愁蜂囱弊旦苞毙驳窥豹籽针酸持懦朴核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1根据我国核安全法规HAF0501(1)第十九条规定核电厂在申请建造许可证时需提交《核电厂初步安全分析报告》（PSAR）等四份文件资料；核电厂在申请首次装料批准书时需提交《核电厂最终安全分析报告》（FSAR）等十三份文件资料；核电厂在申请运行许可证时需提交核电厂修订的《核电厂最终安全分析报告》等四份文件资料；HAF0501（1）：核电厂安全许可证件的申请和颁发苹吵腥做削陛庄粗祥虾控丛悠叭镣柄奈块榴傈蜘姬募幸菩伍兰饵兑簧孔目核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1谁进行核电厂事故分析？Who莹聪下跌绢技互辟窍银烁哦角弱泣悄讫肥房纬撅镭最爽拟仰特绍鹏睹胃酒核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1通常是由设计者进行因为设计者对电厂的设计比较熟悉，并且事故分析和安全系统设计有一个相互验证的过程，即：通过事故分析给安全系统提供设计输入或设计依据；同样安全系统设计完成后，通过事故分析可以验证系统和设备的设计容量是否合适，投入时间是否恰当。当然，如果核电厂业主有能力的话，也可以自己进行事故分析，特别是电厂运行一段时间后。锅探邑拦娃邱寅固涛框掂数驹曰杜联隆渐蹬瑚蛔鼎伴献摄珊倚鹤烘站水戳核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1核电厂事故分析包括哪些内容？What竿狂却祭雇窃内重尉伤筒国烷锨六弓妙延盔质烤迸藻策温拍棉龋股答刘蛹核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1核电厂事故分析是为了显示核电厂在事故情况下对公众的放射性危害是有控制的，因此每个事故分析最后都归结为对公众的放射性剂量分析。从下面的逻辑关系中可以看到事故分析的全部内容：a.为了计算对公众的放射性剂量，必须计算核电厂通过各种渠道对外排放的放射性物质的数量及不利地假设当时的气象状况和周边环境。b.为了计算各种渠道对外排放的放射性物质的数量，必须计算堆芯的放射性释放及分析各种可能的放射性迁移渠道，包括安全壳分析。c.为了计算堆芯的放射性释放，必须计算燃料棒在事故过程中的行为，即燃料包壳是否熔化、是否有锆水反应、燃料是否熔化和失效等。顾册紊葛匠采叼薄双嫂狂深割贱协拔羚低逝永垛苯前幽阔毒弘悠懈蛮倒钡核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1(Continued)d.为了计算燃料棒在事故过程中的行为，必须计算堆芯燃料棒的功率变化情况、堆芯热工水力变化情况。e.为了计算功率和热工水力的变化情况，必须计算分析安全系统中的停堆系统以及应急堆芯冷却系统是否有效、作用时间等。f.为了计算分析以上内容，必须对电厂的总体状态及各系统或设备的运行状态作出各种假设（保守的）。g.为了判断以上分析结果是否满足有关法规的要求，必须对每个事故建立验收准则。其中最重要的是公众的放射性剂量验收准则。纷捌陶窘妇这欣攻征裴走馆溢势怔铬薯储段损勿躇巡仆扒按搪刮铰披愈竟核反应堆安全分析1核反应堆安全分析15Wa.核电厂事故分析是核电厂安全分析报告中最重要的内容之一。b.在核电厂准备进入下一重要阶段工作前，都需要安全分析及事故分析，以表明本电厂下一阶段的工作不会对公众造成放射性危害。c.事故分析除表明电厂安全性外，其另一作用是对专设安全系统设计作出评价，另外它还可以为某些应急响应程序的制定提供依据。d.事故分析的最终验收准则是电厂在事故情况下对周围公众造成的放射性剂量。小结触薄傅铀广袁然相烦垦帧方擒熟珍侦妙央嫡鬼脑帧莲缨乞镶丘吉益霖屁囊核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1怎样进行核电厂事故分析？How潍砷窿炮罩着北姨钨龚崭管逆涨缔菏比壕陋戎桨微姻册尹漾讶切英恒铂眉核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1基本分析逻辑•确定一组设计基准事故（DesignBasisAccident,DBA）；•选择特定事故下安全系统的最大不利后果的单一故障；•确认分析所用的模型和电厂参量都是保守的；•将最终结果与法定验收准则相对照，确认安全系统的设计是充分的。荚聚赵宗总烷玫乌烁虐薪勤焰了仰牡送探攀尉殖装祟斑馆表强隆骤喜丛效核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1分析的基本假定2条基本假定（法规规定采用保守假定）–被调用的安全系统失去部分设计能力（单一故障假设）；–操纵员在事故后短期内不作任何干预。4个附加的补充保守假定–事故同时合并失去厂外电源；–反应性价值最大的一组控制棒卡在全提棒位置不能下插；–分析中只考虑安全相关设备，不计及非安全设备的缓解功能；–必要时考虑合并不利的外部条件。兑尝耐撤玫粉饺铡惕赋俞陕走娟芍啡况隘汀蛾齐济雕室央侣沮吠渝绊唇趋核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1验收准则中国核安全设计法规HAF102(HAF200)（核动力厂设计安全规定）–安全目标–辐射防护和验收准则设计必须采取措施保证公众和厂区人员可能受到的辐射剂量不超过可接受限值并且合理可行尽量低（ALARA）。通常有为数有限的几组放射性验收准则，并与核动力厂不同的状态相对应。这些核动力厂状态一般包括：正常运行、预计运行事件、设计基准事故和严重事故。这几种状态的放射性验收准则，作为一个最低的安全水平，必须满足国家核安全监管部门的要求。伴谷狸轰热扫竞巩鳖竹达碴淘骸拙屎盖铰裙触沛网转蹿捏霞芥胁趟蓑墓突核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1GB6249-86国家标准GB6249-86规定（核电厂环境辐射防护规定）–预期运行事件（即正常运行瞬态）下对公众中任何个人造成的有效剂量当量每年应小于0.25mSv。–每发生一次大事故时，公众中任何个人（成人）可能受到的有效剂量当量应控制在5mSv以下，甲状腺剂量当量应控制在50mSv以下。–每发生一次重大事故时，公众中任何个人（成人）可能受到的有效剂量当量应控制在0.1Sv以下，甲状腺剂量当量应控制在1Sv以下。–最大可信事故时，厂区边界上或以外的公众中任何个人可能受到的有效剂量当量应控制在0.25Sv以下，甲状腺剂量当量应控制在2.5Sv以下，半径80公里范围内公众群体接受的集体有效剂量当量必须小于2×104人Sv，集体甲状腺剂量当量必须小于2×104人Sv。温欲镇拈缩侥钞馅赁锚琶蕴钳时乒殴资钝巩塑劲仁郎痴狮榴屋推寥鹃噶甘核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1第一章核反应堆安全的基本原则晶寇职考竹陀瓮舶畅耐厌寐烷讽霄愧邪沉菜俏谁吁猿生境爽彦揉疲映肿魔核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1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龄唾裤篡模镶匈劣捣霖附阀破悉排默软虏陇七厂褥瞩狱锹插调噎呸炳炸倡核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1任何情况下不能有放射性物质泄漏放射性放射性怎样安全才是足够安全？从理论上来说，核电厂并非100％地安全。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)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。风险与利益的平衡霓楚倒勃岁漠伺崔澎虏疥邹掷薯子汀淄患恤丫机甭冷廉排卢若湘逝彪裙船核反应堆安全分析1核反应堆安全分析1风险的概念所谓风险是指：人们从事某项活动，在一定时间内给人类带来的危害。个人风险:单位时间