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1、核反应堆安全第四讲确定论基础核反应堆安全第四讲确定论基础（20102011学年第二学期）主讲：李然（20102011学年第二学期）主讲：李然1 核电厂运行工况核电厂运行工况 2 核电厂事故分类核电厂事故分类 3 确定论基本分析逻辑确定论基本分析逻辑3 安全性分析风险评价安全性分析风险评价 风险R(Risk)=事故概率P(Probability) 事故后果C(Cost)风险R(Risk)=事故概率P(Probability) 事故后果C(Cost)事故序列事故序列+序列的发生概率评价序列的发生概率评价事故序列事故序列+后果的放射性评价后果的放射性评价4 安全性分析风险评价安全性分析风险评价 风险
2、R(Risk)=事故概率P(Probability) 事故后果C(Cost)风险R(Risk)=事故概率P(Probability) 事故后果C(Cost)事故序列事故序列+序列的发生概率评价序列的发生概率评价事故序列事故序列+后果的放射性评价后果的放射性评价事故分析：事故分析： 研究核电厂故障工况下的行为研究核电厂故障工况下的行为 核电厂安全分析的重要组成部分核电厂安全分析的重要组成部分 核电厂设计和许可证申请的重要步骤核电厂设计和许可证申请的重要步骤 两种分析方法：确定论和概率论两种分析方法：确定论和概率论1 1 核电厂运行工况核电厂运行工况核电厂运行工况核电厂运行工况1970，美国国家标
3、准协会（，美国国家标准协会（ANSI）按）按反应堆事故的预计概率反应堆事故的预计概率和对广大居民可能带来的和对广大居民可能带来的放射性后果放射性后果，分类如下，分类如下(ANSI18.2)： 工况工况正常运行和运行瞬变正常运行和运行瞬变 工况工况中等频率事件中等频率事件 工况工况稀有事故稀有事故 工况工况极限事故极限事故1 1 核电厂运行工况核电厂运行工况核电厂运行工况核电厂运行工况工况工况正常运行和运行瞬变正常运行和运行瞬变(Condition I: Normal operation and operational transients) 频率：频繁频率：频繁 内容：正常启动、停闭和稳态运行
4、；带有允许偏差的极限运行；运行瞬变。内容：正常启动、停闭和稳态运行；带有允许偏差的极限运行；运行瞬变。 措施：无需停堆，措施：无需停堆，依靠控制系统进行调节到所要求的状态依靠控制系统进行调节到所要求的状态，重新稳定运行，重新稳定运行。1 1 核电厂运行工况核电厂运行工况核电厂运行工况核电厂运行工况工况工况中等频率事件中等频率事件/预计运行事件 (Condition II: Faults of moderate frequency) 频率：频率： 10-21次次/(堆堆年年) 内容：偏离正常运行的所有运行过程。可能停堆，但不会造成燃料元件棒损坏或一回路、二回路系统超压。内容：偏离正常运行的所有运
5、行过程。可能停堆，但不会造成燃料元件棒损坏或一回路、二回路系统超压。 措施：措施：只要保护系统能正常动作，就不会导致事故工况只要保护系统能正常动作，就不会导致事故工况1 1 核电厂运行工况核电厂运行工况核电厂运行工况核电厂运行工况工况工况稀有事故稀有事故 (Condition III: Infrequent faults) 频率：频率： 10-4310-2次次/(堆堆年年) 内容：包含于内容：包含于DBA，燃料元件可能部分受损但数量有限，一回路和安全壳完整，燃料元件可能部分受损但数量有限，一回路和安全壳完整 措施：为了防止或限制对环境的辐射危害，措施：为了防止或限制对环境的辐射危害，需要专设安
6、全设施投入工作需要专设安全设施投入工作1 1 核电厂运行工况核电厂运行工况核电厂运行工况核电厂运行工况工况工况极限事故极限事故 (Condition IV: Limiting faults) 频率：频率： 10-610-4次次/(堆堆年年) 内容：包含于内容：包含于DBA，有大量放射性释放，燃料元件可能部分受损但数量有限，一回路和安全壳的功能在专设安全设施作用下应能保证，有大量放射性释放，燃料元件可能部分受损但数量有限，一回路和安全壳的功能在专设安全设施作用下应能保证 措施：措施：依靠专设安全设施依靠专设安全设施减少放射性后果减少放射性后果1 1 核电厂运行工况核电厂运行工况核电厂运行工况核电
7、厂运行工况工况工况III-IV属于有放射性风险的事故工况属于有放射性风险的事故工况，相应的厂外放射性剂量限值为：，相应的厂外放射性剂量限值为： 工况工况III：全身 ：全身 5 mSv，甲状腺 ，甲状腺 15 mSv 工况工况IV： 全身 ： 全身 0.15 Sv，甲状腺 ，甲状腺 0.45 Sv II、III、IV类工况都应在设计时进行安全分析，参见表类工况都应在设计时进行安全分析，参见表4-12 2 核电厂事故分类核电厂事故分类核电厂事故分类核电厂事故分类 核电厂设计安全规定（核电厂设计安全规定（HAF102）2 2 核电厂事故分类核电厂事故分类核电厂事故分类核电厂事故分类(1)没有明确地
8、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。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。没有造成堆芯明显恶化的超设计基准事故。辨析：几种不同分类辨析：几种不同分类 ANSI(1970)：核电厂运行工况：核电厂运行工况I-IV类类 HAF102(1991)：核电厂状态：核电厂状态1-4类类 IAEA/OECD-NEA(1990)：国际核事件等级（：国际核事件等级（INES）1-7级级INES0偏差（偏差（Deviation） 厂外放射性：无厂外放射性：无 准则：安全上无需考虑准则：安全上无需考虑1异常情况异
9、常情况(Anomality) 厂外放射性：无厂外放射性：无 准则：偏离批准的功能范围；反映了安全措施的缺少准则：偏离批准的功能范围；反映了安全措施的缺少INES2一般事件一般事件(Incident) 厂外放射性：无厂外放射性：无 准则：有工作人员受过量照射；只具有潜在安全后果准则：有工作人员受过量照射；只具有潜在安全后果3重大事件重大事件(Serious Incident) 厂外放射性：个人最高厂外放射性：个人最高10-1 1 mSv 准则：厂内高辐照水平或污染；厂外无须防护准则：厂内高辐照水平或污染；厂外无须防护INES4无明显厂外风险事故无明显厂外风险事故(Accident Mainly
10、in Installation) 厂外放射性：个人最高厂外放射性：个人最高1 10 mSv 准则：堆芯和屏障明显损坏；只须实行当地食品控制准则：堆芯和屏障明显损坏；只须实行当地食品控制INES5有厂外风险事故有厂外风险事故(Accident with Off- site Risk) 厂外放射性：厂外放射性： 1014 1015 Bq(131I) 准则：堆芯和屏障严重损坏；需要部分实施就地应急计划准则：堆芯和屏障严重损坏；需要部分实施就地应急计划INES6重大事故重大事故(Serious Accident) 厂外放射性：厂外放射性： 1015 1016 Bq(131I) 准则：需要完全实施就地应
11、急计划准则：需要完全实施就地应急计划7特大事故特大事故(Major Accident) 厂外放射性：厂外放射性： 1016 Bq(131I) 准则：大范围居民健康和环境受影响，有长期环境后果准则：大范围居民健康和环境受影响，有长期环境后果 INES 7 乌克兰（前苏联）切尔诺贝利核电站蒸汽爆炸，乌克兰（前苏联）切尔诺贝利核电站蒸汽爆炸，1986年年3月，月，31人直接死亡，人直接死亡，I-131泄漏量泄漏量7000000 Ci INES 7 日本福岛第一核电站氢气爆炸，日本福岛第一核电站氢气爆炸，2011年年3月，无人直接死亡，月，无人直接死亡，I-131泄漏量已超过泄漏量已超过2400000
12、 Ci INES 6 俄罗斯（前苏联）车里雅宾斯克基什蒂姆马雅克核处理厂核废料爆炸，俄罗斯（前苏联）车里雅宾斯克基什蒂姆马雅克核处理厂核废料爆炸，1957年年9月，直接死亡人数月，直接死亡人数100，70-80吨核废料泄漏吨核废料泄漏 INES 5 巴西戈亚尼亚放疗机放射事故，巴西戈亚尼亚放疗机放射事故，1987年年9月，月，4人直接死亡人直接死亡 INES 5 美国三哩岛核电站氢气爆炸，美国三哩岛核电站氢气爆炸，1979年年3 月，无人直接死亡，月，无人直接死亡，I-131泄漏量泄漏量170 Ci INES 5 英国坎伯兰郡温德斯凯尔军用反应堆失火，英国坎伯兰郡温德斯凯尔军用反应堆失火，19
13、57年年10月，无人直接死亡，无厂外严重影响月，无人直接死亡，无厂外严重影响 INES 5 加拿大乔克河实验室反应堆氢气爆炸，加拿大乔克河实验室反应堆氢气爆炸，1952年年12月，无人直接死亡，月，无人直接死亡，I-131泄漏量泄漏量1000 Ci INES 4 比利时弗勒吕斯的辐照厂放射事故，比利时弗勒吕斯的辐照厂放射事故，2006年年3 月，月，1人受到严重辐射人受到严重辐射 INES 4 日本茨城县东海村铀处理工厂放射事故，日本茨城县东海村铀处理工厂放射事故，1999 年年9月，月，1人直接死亡人直接死亡 INES 4 俄罗斯托木斯克钋处理工厂俄罗斯托木斯克钋处理工厂201号厂房爆炸，号
14、厂房爆炸，1993年年4月，无人死亡，月，无人死亡，6 GBq的的Pu-239及及30 TBq的其他放射性物质泄漏的其他放射性物质泄漏 INES 4 法国奥尔良圣洛朗核电站核燃料损坏，法国奥尔良圣洛朗核电站核燃料损坏，1980年年3月，无人死亡，月，无人死亡，80 GBq的放射性物质泄漏的放射性物质泄漏 INES 4 斯洛伐克博胡尼斯核电站反应堆高温损坏，斯洛伐克博胡尼斯核电站反应堆高温损坏，1977年年2月，无人死亡，无厂外严重影响月，无人死亡，无厂外严重影响辨析：几种不同分类辨析：几种不同分类 ANSI(1970)：核电厂运行工况：核电厂运行工况I-IV类类 为安全评审和应急管理制定，分类
15、管理验收为安全评审和应急管理制定，分类管理验收 HAF102(1991)：核电厂状态：核电厂状态1-4类类 参考前者及参考前者及IAEA建议制定建议制定 IAEA/OECD-NEA(1990)：国际核事件等级（：国际核事件等级（INES）1-7级级 用于国际通报，指标统计用于国际通报，指标统计2 2 核电厂事故分类核电厂事故分类核电厂事故分类核电厂事故分类 1975年美国核管会年美国核管会USNRC颁布轻水堆核电厂安全分析报告标准格式和内容颁布轻水堆核电厂安全分析报告标准格式和内容(第第2次修订版次修订版)，规定分析，规定分析8大类大类47种典型始发事件，其中压水堆相关的有种典型始发事件，其中压水堆相关的有41种种补充知识：安全分析报告的组成补充知识：安全分析报告的组成1. INTRODUCTION AND GENERAL DISCUSSION 2. SITE ENVELOPE 3. DESIGN OF STRUCTURES, COMPONENTS, EQUIPMENT, AND SYSTEMS 4. REACTOR 5. REACTOR COOLANT SYSTEM AND CONNECTED SYSTEMS 6. ENGINEERED SAFETY FEATURES 7. INSTRUMENTATION AND CONT
