1-核反应堆安全的基本概念级核反应堆基本设计原则

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
•按公众风险的 概念确定放射性
事故造成的厂外 后果
事件树组成
始发事件 安全功能 安全功能 安全功能 事故序列 题头/顶
1
2
3
后果 事件
始发事件
成功
主干
失败
成功
成功 分支 失败
失败
成功
失败
成功
成功
失败
分支
失败
成功
失败
n个安全功能
序列1 端点 序列2
IAEA 国际标准
NRC 美国标准
国内标准
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 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
我国现行的安全目标
核安全的总目标
最终安全目标
辐射防护目标
技术安全目标
核安全的总目标
与事故状态有关的目标
¾在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会 和环境免受危害。
¾核安全的总目标表达中突出了放射性的危害。 ¾并不意味着核电厂不存在其它的、常规电厂都会造成的普通的风险，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。 ¾对于这些常规风险也需予以重视，但为了突出核电厂的特殊性，其不包括 在核安全研究的范畴。
可接受的风险概念(CDF/LERF)
core damage frequency
研究事故发生的概率（数学期望值） large, early release frequency
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
可接受的风险
可信
事故
概率
风险
不可信
两种评价方法的比较
核安全法规
核安全监督管理 核安全管理
核事故与核安全思想的发展
核事故应急系统
核安全文化的定义和内容 我国的核安全文化
核安全文化
核安全
核安全设计
确定论分析
事故分析概率ຫໍສະໝຸດ 分析严重事故现象 机理研究
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
Deterministic Methods-DBA
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
序列3 序列4 ……
电厂的状态
2n
如有n个安全功能, 则有分支数：2n
事件树 故障树组成
失效概率
建 树 方
安全功 能失效
顶事件
向
OR
︵
PA PB
PC PD
从
上
AND
向
PA
PB
下
AND
PC
PD
︶
系统A失 系统B失 系统C失 系统D失
效
效
效
效 底事件
严重事故
核电站设计基准事故
• 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
核电厂的基本安全功能 (Golden Rule)
Golden Rule of Reactor Safety
反应性控制 (Control) • 反应堆功率可控
余热排出 (Cool)
• 燃料有效冷却
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 • 设备故障
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。
人类生活在一个充满风险的社会中
地震
汽车
台风
火车
疾病
炸药
晒太阳
战争
科学探 索
劳动
社会不安定
睡觉
风险的概念
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。
堆
安芯全壳 厂外
核电厂的总
三级PSA 风险评价
核电厂运 行系统和 安全系统 进行可靠 性分析
即系统分析
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 •各事故序列发生概率定量计算
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 质在安全壳内的释放和迁移
RPV
核电站设计基准事故 (失水事故)
压力壳
•...
•全厂断电 •冷却剂管道破裂
堆芯熔化
•ECCS堆芯应急 注水失效
核电站严重事故（堆芯熔化）
I．堆内事故过程
①
②
③
④
⑤
⑥
⑦
⑧
正常 热工 水力
事故 堆芯 传热
包壳 氧化 产生 氢气
堆芯 熔化 进展
裂变 产物 释放
裂变 产物 传递 和沉 淀
堆内 水蒸 汽爆 炸
分析对象设定 基本假定
模型与参量选择 分析程序 最终结果
确定论
设计基准事故
单一故障 无人干预 保守假定
机理性
满足量化验收准则
概率论
始发事件
无故障、单故障或多重故障 有人干预和人差错 真实假定
逻辑性
检查最终风险
PSA研究范围和实施程序
PSA的三个等级
一级PSA
二级PSA
三级
二PS级A 一PS级A PSA
•
对现役核电厂的概率安全目标与NRC的安全目标完全相同；
10－4/堆年 10－5/堆年
• 对于未来新建核电厂提出了更高的安全目标，即：
• 发生堆芯熔化事件的总频率小于10-5／运行堆年；
• 从实际上去除能够导致大量放射性早期释放的事件序列发生的可
能性，对于可能导致安全壳晚期失效的事件序列，要在设计中应
核电站的设计必须首先有应付危险 的手段
• 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。
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
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。
对现役核电厂和新建核电厂分别提出了相应的概率安全目标:
冷却剂丧失事故
SGTR
反应性引 入事故
蒸汽管道破裂事故
蒸汽
汽轮机跳闸旁 路阀门未打开
给水管道破裂事故 失流事故
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）
PSA-Probabilistic Safety Analysis PRA-Probabilistic Risk Analysis
R(Risk) = P(Pr obability) × H（Harm）
• 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。
社会风险＝个人风险 × 人数
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最终目的。 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。 可接受的风险值
用真实假设和最佳估算方法，以说明在时间和区域上只需要采取
有限的防护措施便可缓解事故的后果。
安全目标： 堆芯损伤事故的发生频率为：现有堆10－4/堆年、新堆10－5/堆年 大量早期放射性向环境释放事故的概率：现有堆10-5/堆年，新建 堆10-6/堆年
我国的安全目标
1991年，国家核安全局颁发的 《核电厂设计安全规定》 HAF102 ，其中对安全目标的定义了三种表达形式 2002年8月，国家核安全局颁发了《新建核电厂设计中几 个重要安全问题的技术政策》 2004年4月，国家核安全局颁发了新版 《核动力厂设计 安全规定 》HAF102 ，对安全目标的定义了三种表达形 式
的事件序列的总频率小于10-6／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 “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