第十章-系统的安全与风险评价PPT课件.ppt

第十章 系统安全与风险评价 101系统的安全性102核电站的安全性和严重事故103 风险的定义104 风险分布函数105 核电站概率风险评价技术1101 系统的安全性安全性是指不发生导致人员伤亡、职业病、设备损坏或财产损失的意外事件的能力。这些意外的事件通称为事故，而导致事故发生的状态称为危险，要保证安全，最根本的问题是消除或控制这些潜在危险。由于复杂设备的运行需要大量成本的投入，停产时间将产生极大的经济损失；由于机器的快速生产节奏，生产次品所花费的时间将更昂贵，造成物质上的极大浪费；由于系统的规模巨大、功能复杂，经济损失或人员伤亡的可能范围很大，甚至导致付出许多条生命的代价。2灾难性事故统计 民用航空：全世界每年至少有900人死亡，150人受伤。一架波音747坠毁的损失为一亿七千五百万美元一架空中客车坠毁的损失为4千五百万美元铁路：1981年，伦敦地铁：30人死亡，21人受伤1985年，葡萄牙Mangualde火车相撞事故，49人死亡，155人受伤1989年，里昂火车站：56人死亡，43人受伤工业和能源领域：1978年，Amoco Cadiz能源事故 法国政府损失5亿法郎，地方部门损失1亿法郎1984年，印度Bhopal化工厂泄毒，2500人死亡，34，000人受伤，赔偿费3亿美元，罚款30亿美元法国每年污染的损失费用为14亿法郎前苏联切尔诺贝利核灾难：损失约200亿法郎3102核电站的安全性和严重事故全世界累积运行经验已有8000多堆年，相当于每台核电机组平均运行20年。设计者们相信，最新的核电厂在100 000运行堆年内不会出现超过一次的严重堆芯损坏事故，并且也不会因此产生环境释放。乏燃料中的钚远比有毒污染物有害，有些人还认为它是地球上最危险的物质。钚并非十分具有放射性，其半衰期为24 000多年，衰变非常缓慢。现在还不清楚如何和通过什么技术可以解决核能目前面临的问题。保证高的安全性能和良好的运行实践以及证明核废物可以得到安全的管理。45103 风险的定义风险不是危险，它是发生灾害（损害）潜在可能性的一种量度，一般地定义为某事故单位时间内发生的概率与该事故的后果（人员或财产或其它损失）的乘积。6图10-1自然界各种灾害与核电站的风险曲线比较7表10-2 各种原因引起的人机早期死亡风险8104 风险分布函数9105 核电站概率风险评价技术概率风险评价(Probabilistic risk analysis PRA)又称量化风险分析(Quantitative risk analysis QRA),在核电站的应用领域，按原子能国际机构规定又称PSA技术（Probabilistic Safety Assessment）。它是复杂系统进行安全评价的重要方法.PRA的内容主要包括三个方面：确定系统所有可能发生的一切事故的频率和它们产生的后果，对所得到的定量结果进行不确定性研究；在核电站的PSA研究中，对所有可能导致核电站严重事故的事件序列进行物理的、热工的和化学的分析和计算，以求得事故后的全部放射性源项；和这些放射性源项在环境中扩散后产生的后果的分析。美国在1975年正式发生“商用核电站轻水反应的风险评价”报告（WASH-1400）是一个重要的里程碑 10WASH-1400报告商用核电站风险分析 内容包括三个方面 采用FTA，ETA技术的核电站系统可靠性分析的第一级PRA，事故后果分析和外部事件的第二级PRA，不确定性分析。WASH-1400报告简称RSS报告（反应堆安全研究）。该报告约3000页，11个技术附录组成，耗资400万美元，60位专家70个人年工作量，所得出的结论是：小破口失水事故是压水型核电站的最大风险事故，实际证明，三哩岛事故就是一次小破口的失水事故。其次风险事故是过渡工况事故；而沸水型核电站的最大风险事故是核电站的过渡工况，失水事故则位居第二，由此可见，核电站不同的设计应具备不同的安全对策。PRA的分析能提供安全性的技术性支持。表1是世界几座核电站风险评价PRA的堆芯熔化频率的结果。11各种因素对CDF的贡献影响分析 表3 各主要初因事件对堆芯CDF的贡献%，PWR序号初因事件SurryREP1300BiblisB日本PWR1场外断电6911.142ATWS3.3111.713蒸汽管破裂8.54.3554LOCA（壳内）151484.5825过渡工况4.22277堆芯CDF表3 各主要初因事件对堆芯CDF的贡献%，PWR序号初因事件SurryREP1300BiblisB日本PWR1场外断电6911.142ATWS3.3111.713蒸汽管破裂8.54.3554LOCA（壳内）151484.5825过渡工况4.22277堆芯CDF表3 各主要初因事件对堆芯CDF的贡献%，PWR序号初因事件SurryREP1300BiblisB日本PWR1场外断电6911.142ATWS3.3111.713蒸汽管破裂8.54.3554LOCA（壳内）151484.5825过渡工况4.22277堆芯CDF12图10-3 核电站PSA分析程序131051 轻水核电站初因事故类型1失水事故（LOCA事故）大破口，管道直径15厘米至90厘米断裂；中破口，管道直径5厘米至15厘米断裂；小破口，管道直径1厘米至5厘米断裂；2过渡工况事故对压水堆和沸水堆可能导致较严重后果的过渡工况的初因事件有40多种 3废料储存池的事故4外部事件指自然灾害和人为事故，如地震、洪水、飓风、火灾、撞击物、爆炸以及人为失误而造成的严重事故 141052 核电站事故释放及堆芯危害频率的估计第1类：是最大的释放类之一，达类事故序列中所含有在压力壳中产生蒸汽爆炸，发生这类事故时，有大量熔化的UO落入压力壳底部的水中，在水中分散得很细，与水充分混合而产生蒸汽爆炸，这样就会释放出大量的能量，并足以使压力壳爆破。甚至有些情况压力壳的爆破碎片会使安全壳破坏。第2类：也涉及堆芯熔化。由于氢氧燃烧或蒸汽过压，造成安全壳破裂。第3类：类似于第1，2类，但是放射性去除系统能局部地工作。第4类：也包含堆芯熔化，但安全壳未能完全隔离，并且安全壳的放射性去除系统已经失效。第5类：类似于第4类，只是放射性去除系统正常运行。第6类：熔化的堆芯熔穿了安全壳底部，放射性去除系统不工作。第7类：熔化的堆芯熔穿了安全壳底部，放射性去除系统工作。第8类：堆芯不熔化，燃料间隙气隙的某些放射性被释放出来。第9类：堆芯不熔化，安全壳隔离完好。15表10-3 五座核电站PSA结果16三哩岛核事故 1718