核反应堆安全分析(3)
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可接受的风险
可信
事故
概率
风险
不可信 .
事故分析
.
5W1H
W W W W WH
Why Where When Who What How
.
Why
为什么要进行核电厂事故分 析？
.
✓ 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。
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。
.
小结
✓ 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，Engineered Safety Features）。
✓ 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（Safety Analysis Report, SAR），安全分析报告中的一项重要内容就是事故分析。
PRA-Probabilistic Risk Analysis因事件频率、堆芯损坏条件概率和安 堆芯损毁概全率壳早期失效条件概率的乘积
• 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
.
确定论安全分析-设计基准事故（举例）
Deterministic Methods-DBA
冷却剂丧失事故
反应性引 入事故
SGTR
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-Probabilistic Safety Analysis 放射性物质早期大量释放的频率，初
.
Where
在哪里呈现核电厂事故分 析？
.
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。
.
Eg. 大亚湾核电站1、2机组最终安全分析报告
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。
.
Whຫໍສະໝຸດ Baidut
核电厂事故分析包括哪 些内容？
.
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。
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
– 核电厂有可能发生比设计功率高得多的超功率事故，对
何 谓 核 安
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。
全 问 ✓ 核电站的风险：
题
– 事故工况下不可控的放射性核素的释放。
?
✓ 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。
When
什么时候给出核电厂事故 分析？
.
根据我国核安全法规 HAF 0501(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；
HAF 0501（1）：核电厂安全许可证件的申请和颁发
.
Who
谁进行核电厂事故分析？
.
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。
.
(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）。
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
.
课程简介
压水堆核电厂一回路系统与设备简介（补充）
安全系统 及安全功能
安全分析方法
确定论安全分析
概率论安全评价
核安全问题
核反应堆 基本设计原则
严重事故
.
✓ 核电厂区别于常规电厂的特殊安全问题：
可信
事故
概率
风险
不可信 .
事故分析
.
5W1H
W W W W WH
Why Where When Who What How
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Why
为什么要进行核电厂事故分 析？
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✓ 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。
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。
.
小结
✓ 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，Engineered Safety Features）。
✓ 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（Safety Analysis Report, SAR），安全分析报告中的一项重要内容就是事故分析。
PRA-Probabilistic Risk Analysis因事件频率、堆芯损坏条件概率和安 堆芯损毁概全率壳早期失效条件概率的乘积
• 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
.
确定论安全分析-设计基准事故（举例）
Deterministic Methods-DBA
冷却剂丧失事故
反应性引 入事故
SGTR
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-Probabilistic Safety Analysis 放射性物质早期大量释放的频率，初
.
Where
在哪里呈现核电厂事故分 析？
.
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。
.
Eg. 大亚湾核电站1、2机组最终安全分析报告
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。
.
Whຫໍສະໝຸດ Baidut
核电厂事故分析包括哪 些内容？
.
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。
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
– 核电厂有可能发生比设计功率高得多的超功率事故，对
何 谓 核 安
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。
全 问 ✓ 核电站的风险：
题
– 事故工况下不可控的放射性核素的释放。
?
✓ 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。
When
什么时候给出核电厂事故 分析？
.
根据我国核安全法规 HAF 0501(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；
HAF 0501（1）：核电厂安全许可证件的申请和颁发
.
Who
谁进行核电厂事故分析？
.
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。
.
(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）。
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
.
课程简介
压水堆核电厂一回路系统与设备简介（补充）
安全系统 及安全功能
安全分析方法
确定论安全分析
概率论安全评价
核安全问题
核反应堆 基本设计原则
严重事故
.
✓ 核电厂区别于常规电厂的特殊安全问题：