第三章 核电厂事故分析基本知识

第3章核电厂事故分析的基本知识

3．1 核电厂事故分析的作用

事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。

在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。

对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。

通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。

3．2核电厂事故分析的方法

事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。

3．2．1确定论安全分析

从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。

保守模型

又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。

现实模型

又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。

在用确定论方法进行事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。

(1)系统分析程序

可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型，一般在流体力学上是一维的，有些程序堆芯是三维的，程序的规模大，一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应，是事故分析中最主要的程序，如RETRAN，RELAP5，TRAC 等。

(2)堆芯分析程序

或可称之为子通道分析程序，它以系统程序计算的结果作为边界条件，考虑堆芯内各处燃

料元件产生热量的不同，及流道之间的质量、动量和能量的交换，因而能计算得出具有开式栅格的堆芯的流场和焓场，得出各处燃料元件，特别是热点的燃料芯块及包壳的温度和包壳表面的偏离泡核沸腾比(DNBR)，如COBRA4程序。

(3)燃料元件分析程序

用于分析在事故工况下面临破坏的燃料元件性状，在程序中提供了包括热辐射在内的各种阶段的传热模型，可以模拟包壳与芯块间隙的变化，元件的肿胀，破裂以及流道的阻塞。这种程序也以系统程序分析结果为输入数据，如FRAP—T6，TOODEE2/MOD3等。

(4)堆物理分析程序

用于作弹棒事故及反应性事故的分析计算。精确的分析需要用三维中子动力学程序与三维热工水力程序耦合进行计算，这种计算耗费计算机机时较多。在进行大量计算时。一般采用经三维程序校核的一维程序，如PDK-Ⅱ程序。

(5)安全壳热工水力响应分析程序

分析核电厂一、二回路破裂，大量质量和能量喷放至安全壳内时，安全壳内的压力和温度的变化，这种程序应当能处理安全壳底层的液相及含有空气及蒸汽混合的气相，具有能模拟安全壳结构材料的热结构模型。并应具有模拟蒸汽在结构材料表面的凝结，以及喷淋和排放等功能。这种程序以系统程序计算所得的破口喷放流量及焓值为输人数据，如CONTEMPT —LT/028。

(6)放射性后果分析程序

这类程序描述放射性物质在系统内的转移、沉积、衰变、向环境的释放及在大气中的弥散，并计算人员遭受的放射性剂量。一般由几种程序构成一个程序包．供分析各种事故下的放射性后果之用，这类程序的特点是不确定性很大，粗略模型与精细模型在计算方法上差别也很大，需按不同的要求选用，典型的有CADITAL，SGTR程序。

3．2．2概率论安全分析

把整个系统的失效概率通过结构的逻辑性推理与它的各个层次的子系统、部件及外界条件等的失效概率联系起来，从而找出各种事故发生的频率。也称概率安全分析。

概率论方法是以对“事件树”和“故障树”的分析为基础的。

事件树分析建立事件树即进行功能模化，继始发事件之后，把各项与安全相关的功能按失效与否逐级展开，就能得到一系列后果不同的事件序列。作为一个例子，图3-1给出了压水堆核电厂失水事故的事件树，用以说明事件树的构造和用途。始发事件是一回路系统的主管道破裂，其发生频率为F1，此事故进程中可能涉及的系统或设备的电源、应急堆芯冷却系统、放射性裂变产物的去除系统和安全壳等。假定每个系统或设备有有效与失效两个状态，对事件树的展开取双树杈状，上、下树权分别代表有效及失效(失效概率分别为P2，P3，P4及P5)。按此例可产生16种潜在的事故序列，但根据事件树所涉及的各种功能的工程性质及各个功能间的依赖关系，可简化成为图3-1形状。有些功能也可再细分，如对应急堆芯冷却系统．也可再分为初期的注入阶段及后期的再循环阶段两种功能。考虑到各项失效概率值很小，在计算事故频率时可省去(1- P2)、(1- P3)等因子。

故障树分析在此方法中，把系统的失效作为分析的目标，由此反推，寻找直接导致这一失效的全部因素，直至毋需再深究其发生的因素为止。把系统失效称之为“顶事件”，毋需再深究的事件称之为“底事件”，介于这两者之间的一切事件称为“中间事件”。在分析中，这些事件由相应的符号表示，并用适当的逻辑门把它们连结成倒置的树形图，从而得到描述系统失效的一系列部件失效模式的逻辑图，即故障树。作为一个例子，图3-2给出了压水堆安全壳内，将冷却喷淋流量不足作为顶事件的故障树的头几级。该堆设置了两个冗余系统A 及B，其中每一系统都可以单独提供全部喷淋用水。因此，发生上述顶事件的前提为两个系统必须同时失效．这一情况用逻辑符号“与门”(带圆顶的框)表示，用它将第二级事件与顶事件相连接。在第三级中找到4种事件，每种都足以导致上述第二级事件，因此用“或门”(带尖顶的框)与第二级事件相连接。用圆圈或菱形框表示的事件不需要进一步追溯原因，圆圈内的事件属于可以取得失效概率的事件，而菱形框内的事件则属于一般性故障，由于其不太重要或缺乏资料停止追溯原因。在长方框内的事件则属于必须向下追溯的事件。此图没有画出第三级以后的故障树。以故障树为工具可以进行定性及定量两方面的分析。在定性分方面，往往可以找出某一关键性的子系统或部件，或找出控制全局的某一条事件链。在这类情况下，就可以考虑是否有必要添加冗余部件。在定量分析方面，可以通过运算得出系统的失效概率。这种方法的特点是：除了能分析组成系统的各个部件对系统失效概率的影响外，还可以考虑维修、环境和人为因素的影响，从而不仅可以分析单一部件失效的影响·还可以分析两个以上部件共因失效的影响。