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文檔簡介
1、主蒸汽閥,瞬態(tài)和事故工況的選定,瞬態(tài)工況分析,初始條件,瞬態(tài)事件:失去給水加熱,敏感性分析,非正常啟動AFS,部分失流,敏感性分析,失去廠外電源,MSIV( Main steam isolation valve )關閉,事故:完全失流事故,敏感性分析,卡泵事故,LOCA:噴放階段,再淹沒階段,小LOCA,THE END,核安全基礎,核動力仿真研究中心,第四章 概率安全分析,第四章 概率安全分析,§4.1 核事故分類與國際核事件
2、分級表§4.2 概率安全評價(PSA)§4.3 事件樹分析法§4.4 故障樹分析法§4.5 事故序列分析§4.6 核電廠安全性兩種評價方法的比較,回顧: 確定論事故分類方法,為了確保核電廠安全,規(guī)定對工況Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ的事故要作詳細的安全分析計算,給出定量結(jié)果并評定是否滿足規(guī)范和標準要求(表3.1)。,確定論中存在兩個不準確的假設,將事件分為可信與不可信,認為不可信的事件不會發(fā)生
3、認為系統(tǒng)能抵御大的事故就可以抵御小事故,概率安全評價基本思想,選擇一組始發(fā)事件;研究始發(fā)事件發(fā)生后一系列系統(tǒng)和人員響應,建立事件樹;確定事件的成功判據(jù);應用故障樹與統(tǒng)計方法研究包括始發(fā)事件在內(nèi)的各個事件發(fā)生概率;應用概率風險理論,考察每個始發(fā)事件發(fā)生產(chǎn)生的風險以及總的電廠風險;研究各事件對風險的貢獻度,發(fā)現(xiàn)“短板”。,美國核管會 1975年《輕水堆核電廠安全分析報告標準格式及內(nèi)容》 (1)、二回路系統(tǒng)排熱增加(5種) (
4、2)、二回路系統(tǒng)排熱減少(8種)?。?)、反應堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少(4種)?。?)、反應性與功率分布異常(9種) (5)、反應堆冷卻劑裝量增加(3種)?。?)、反應堆冷卻劑裝量減少(6種) (7)、系統(tǒng)或設備的放射性釋放(5種)?。?)、未能緊急停堆的預期瞬變ATWS(7種),核電廠設計部門須針對這47種典型始發(fā)事故,對所設計的核電廠進行詳細計算分析,并證明所設計的核電廠能滿足有關的安全標準。,4.1核事故分類與國際核事件分
5、級表,二回路系統(tǒng)排熱增加,給水系統(tǒng)故障使給水溫度降低給水系統(tǒng)故障使給水流量增加蒸汽壓力調(diào)節(jié)器故障或損壞使蒸汽流量增加誤打開蒸汽發(fā)生器卸放閥或安全閥安全殼內(nèi)、外各蒸汽管道破損,給水溫度低給水流量高蒸汽流量增加,,,,,,,4.1核事故分類與國際核事件分級表,二回路系統(tǒng)排熱減少,給水流量降低蒸汽流量減少,蒸汽壓力調(diào)節(jié)器故障或損壞使蒸汽流量減少失去外部電負荷氣輪機跳閘(截止閥關閉)誤關主蒸汽隔離閥凝汽器真空破壞同時失去
6、廠內(nèi)外交流電源(全廠斷電)失去正常給水流量給水管道破裂,熱阱喪失事故,,,,,,,4.1核事故分類與國際核事件分級表,反應堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少,一個或多個反應堆主泵停止運動反應堆主泵軸卡死反應堆主泵軸斷裂,冷卻劑流量降低,失流事故,4.1核事故分類與國際核事件分級表,在次臨界或低功率時,非可控抽出控制棒組件在特定功率水平下非可控抽出控制棒組件控制棒誤操作啟動一條未投入運行的反應堆冷卻劑環(huán)路或在不適當?shù)臏囟认聠右粭l再循環(huán)環(huán)
7、路化容控制系統(tǒng)故障使冷卻劑中硼濃度降低在不適當?shù)奈恢谜`裝或操作一組燃料組件各種控制棒彈出事故,,反應性引入事故,反應性增加、降低,反應性和功能分布異常,4.1核事故分類與國際核事件分級表,冷卻劑裝量增加,功率運行時誤操作應急堆芯冷卻系統(tǒng)手動功能誤動作化容系統(tǒng)故障使反應堆冷卻劑裝量增加手動功能誤動作,意外注入,4.1核事故分類與國際核事件分級表,冷卻劑裝量減少,誤打開穩(wěn)壓器安全閥貫穿安全殼一回路壓力邊界儀表或其它線路系統(tǒng)的破
8、裂蒸發(fā)器傳熱管破裂反應堆冷卻劑壓力邊界內(nèi)各種管道破裂產(chǎn)生的失冷事故,LOCA,失水事故,破口閥門打開,4.1核事故分類與國際核事件分級表,系統(tǒng)或設備的放射性釋放,放射性氣體廢物系統(tǒng)泄漏或破損放射性液體廢物系統(tǒng)泄漏或破損假想的液體儲箱破損而產(chǎn)生的放射性釋放設計基準燃料操作事故乏燃料儲箱掉落事故,4.1核事故分類與國際核事件分級表,未能停堆的預計瞬變,誤提出控制棒失去給水失去交流電源凝汽機真空破壞失去電負荷汽輪機跳閘
9、主蒸汽管道隔離閥關閉,未能停堆+xx事件,ATWS,4.1核事故分類與國際核事件分級表,核動力廠按確定的設計準則在設計中采取了針對性措施的那些事故工況,并且該事故中燃料的損壞和放射性物質(zhì)的釋放保持在管理限值以內(nèi)。,4.2 核事故分類,我國的核電站事故分類(HAF102),正常運行預計運行事件設計基準事故嚴重事故,核動力廠在規(guī)定的運行限值和條件范圍內(nèi)的運行。,在核動力廠運行壽期內(nèi)預計至少發(fā)生一次的偏離正常運行的各種運行過程;
10、由于設計中已采取相應措施,這類事件不至于引起安全重要物項的嚴重損壞,也不至于導致事故工況。,嚴重性超過設計基準事故并造成堆芯明顯惡化的事故工況。,★嚴重事故——嚴重性超過設計基準事故,造成堆芯嚴重損壞和熔化甚至安全殼也遭到損壞,進而可能導致放射性物質(zhì)大量釋放到環(huán)境的一種事故,是一種超設計基準事故。 后果非常嚴重:給環(huán)境、公眾健康、經(jīng)濟和社會心理造成巨大影響。?實踐證明:單純考慮設計基準事故,不考慮嚴重事故的防止和緩解,不足以保
11、證工作人員、公眾和環(huán)境的安全。,4.1核事故分類與國際核事件分級表,為了以規(guī)范化的統(tǒng)一用語向公眾快速通報核電廠所發(fā)生事件的嚴重程度而采用的工具。判別準則廠內(nèi)影響廠外影響縱深防御功能的削弱,4.1核事故分類與國際核事件分級表,切爾諾貝利,三哩島,4.1核事故分類與國際核事件分級表,等級表的基本邏輯,4.1核事故分類與國際核事件分級表,思考題,PSA的基本思想是什么?PSA分析對核反應堆安全的主要作用是什么?,4.2 概率安全評價
12、(PSA),PSA是一種系統(tǒng)工程安全評價技術;可靠性評價技術、概率風險分析;早先,嘗試法——試驗、差錯、改進、再試驗,不斷使樣機完善化(緩慢、昂貴、危險);新思路70年代,PSA技術成功應用于航空航天部門;70年代中期,PSA首次被用于輕水堆安全分析,獲得巨大成功(WASH-1400報告);三哩島核事故的整個發(fā)展過程在WASH-1400中已有明確預測。,4.2 概率安全評價(PSA),人類生活在一個充滿風險的社會中,地震,臺
13、風,疾病,曬太陽,汽車,火車,炸藥,戰(zhàn)爭,睡覺,社會不安定,勞動,科學探索,4.2 概率安全評價(PSA),概率安全評價法的概念 隨機事件的數(shù)學期望 風險風險的概念,4.2 概率安全評價(PSA),例如1971年美國發(fā)生車禍約1.5×107起,每發(fā)生一起車禍平均損失300美元,每300起事故引起1人死亡。,如果美國有2×108人,則平均個人死亡風險為:,則因汽車事故造成的經(jīng)濟損失為:,則因汽車事故造成的死亡數(shù)
14、為:,風險的修正 Cn,大量后果輕的事故:車禍:中國每年因車禍而喪生的人高達10萬人以上,2008年汶川地震:死亡加失蹤人數(shù)達到86633人。,4.2 概率安全評價(PSA),核電廠風險評價的主要任務識別潛在事故,尋找薄弱環(huán)節(jié);計算放射性物質(zhì)分布,確定對周圍公眾與環(huán)境的影響;求出潛在核事故產(chǎn)生的總風險,并評估。,4.2 概率安全評價(PSA),PSA的三個等級,4.2 概率安全評價(PSA),基本內(nèi)容找出導致堆芯損壞的
15、事故序列分析安全系統(tǒng)的工作性能和可靠性事故序列概率定量計算基本方法采用事件樹和故障樹技術對運行系統(tǒng)和安全系統(tǒng)進行可靠性分析目的幫助分析設計中的弱點指出防止堆芯損壞的途徑,基本內(nèi)容分析堆芯熔化物理過程和放射性物質(zhì)在安全殼內(nèi)的釋放、遷移研究安全殼在嚴重事故工況下的響應,安全殼失效模式估計放射性向環(huán)境的釋放目的對各種堆芯損壞事故序列造成放射性釋放的嚴重性作出分析,找出設計上的弱點對減緩事故后果的途徑和事故處理提出具體
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