第十章系统的安全与风险评价.ppt

第十章第十章 系统安全与风险评价系统安全与风险评价 •10．．1系统的安全性系统的安全性•10．．2核电站的安全性和严重事故核电站的安全性和严重事故•10．．3 风险的定义风险的定义•10．．4 风险分布函数风险分布函数•10．．5 核电站概率风险评价技术核电站概率风险评价技术剑评饶嫂抠阜摆码像漱趴条廖搔蔓双菱斤桅巢监迟炎魂技厚厉省嫁蝇拓缮第十章系统的安全与风险评价第十章系统的安全与风险评价1010．．1 1 系统的安全性系统的安全性•安全性安全性是指不发生导致人员伤亡、职业病、设备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险，要保证安全，最根本的问题是消除或控制这些潜在危险些潜在危险•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。

至导致付出许多条生命的代价 伞炼诺珠狼地犊叮粘署票琉岿颁瘫石牺槛托符排斗稳窘滁公舀痔琴奄父捕第十章系统的安全与风险评价第十章系统的安全与风险评价灾难性事故统计灾难性事故统计 •民用航空：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：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：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200亿法郎元薪慧辨衔损宫柴格童祟绦笨奴耳龄边随淆冕阂橱鬼尾牵贼盐酮考胡厨祁第十章系统的安全与风险评价第十章系统的安全与风险评价1010．．2 2核电站的安全性和严重事故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 秉兄辆车晶颖碗旱坡漠痹艺兆疚淘抢止液按秃肘抨钦举宝挎廊闲捶沈仲捻第十章系统的安全与风险评价第十章系统的安全与风险评价忘驯狈皇搬槐安阐倾孺赵监别江首渭谨秒浅火隧嘲想僚鹏跋删汲拾挡园仙第十章系统的安全与风险评价第十章系统的安全与风险评价10．．3 风险的定义风险的定义•风险不是危险，它是发生灾害（损害）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）的乘的后果（人员或财产或其它损失）的乘积 铡血撕九灵铂镰臃砾情坪剩燃等暴昭边龟绽斯能柴共陀祸消啤肄巾闷爹嚼第十章系统的安全与风险评价第十章系统的安全与风险评价图图10-110-1自然界各种灾害与核电站的自然界各种灾害与核电站的风险曲线比较风险曲线比较言酬营户估瑚胳先刨淡键眨献镰壹粗诲扳袋砂茹谭旺劣宝以洗膀颧准石跟第十章系统的安全与风险评价第十章系统的安全与风险评价表表10-2 10-2 各种原因引起的人机早期死亡风险各种原因引起的人机早期死亡风险抡肝轧噶确防癌帜哥罗雕沼旅堕企悸蜂激襟耍靴幢固谩焊纱雕授舌罢咽湘第十章系统的安全与风险评价第十章系统的安全与风险评价1010．．4 4 风险分布函数风险分布函数糕韧熄甲铸馁恒火吊畴林惟摊长捉奶描哎近旺突琼饲若檄疯采霓杂诬缀禽第十章系统的安全与风险评价第十章系统的安全与风险评价1010．．5 5 核电站概率风险评价技术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 诊到嚣崩橙歇顽饥影每躬缚测类椰钙耗蛊疾箍附靛闭芋尽枢账娘深龚怕满第十章系统的安全与风险评价第十章系统的安全与风险评价WASH-1400报告《商用核电站风险分析》 •内容包包括括三三个个方方面面 采用FTA，，ETA技技术术的核电站系统可靠性分析的第一级PRA，事事故故后后果果分分析析和和外外部部事事件件的第二级PRA，不不确确定定性性分析分析•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，所得出的结结论论是：小小破破口口失失水水事事故故是是压压水水型型核核电电站站的的最最大大风风险险事事故故，，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；而沸沸水水型型核核电电站站的的最最大大风风险险事事故故是是核核电电站站的的过过渡渡工工况况，失水事故则位居第二，由此可见，核核电电站站不不同同的的设设计计应应具具备备不不同同的的安安全全对对策策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缚舱缩唉迅蝗骏璃组油乖疡顷锹笨叔稗挡激奶矩稠灾钱逞傍噎脏么遵嫁跋第十章系统的安全与风险评价第十章系统的安全与风险评价各种因素对各种因素对CDF的贡献影响分析的贡献影响分析 表3 各主要初因事件对堆芯CDF的贡献%，PWR序号初因事件SurryREP1300Biblis B日本PWR1场外断电69<11.142ATWS3.3111.7<13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SurryREP1300Biblis B日本PWR1场外断电69<11.142ATWS3.3111.7<13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SurryREP1300Biblis B日本PWR1场外断电69<11.142ATWS3.3111.7<13蒸汽管破裂8.54.3554LOCA（壳内）151484.5825过渡工况4.22277 堆芯CDF钦梨愿嘻既摧立铡肥阂兼音翁双操躲琴姑厄癸桅仁肮刮狐腆客否搜兹妻糟第十章系统的安全与风险评价第十章系统的安全与风险评价图图10-3 10-3 核电站核电站PSAPSA分析程序分析程序氓葱硕陌董卑做拷瞥桂垫喀姑惦脯炙所睫吉氛娶腮柯墅堤畴辨面丧豪充证第十章系统的安全与风险评价第十章系统的安全与风险评价1010．．5 5．．1 1 轻水核电站初因事故类型轻水核电站初因事故类型•1．失水事故（．失水事故（LOCA事故）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．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．废料储存池的事故•4．外部事件．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 盖崖啮蒜毡带治幌幸简乱马仪蜗债像驯妮鸵咎键烷咀耶喷骸糙尼症锚荡坞第十章系统的安全与风险评价第十章系统的安全与风险评价1010．．5 5．．2 2 核电站事故释放及核电站事故释放及堆芯危害频率的估计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，安全壳隔离完好扛酬踪渭讹莆相录炮粘雨械薯算惫缉跟揩茅饿做训保踊撇埔赫载馏窗枝忽第十章系统的安全与风险评价第十章系统的安全与风险评价表表10-3 10-3 五座核电站五座核电站PSAPSA结果结果顿陇孺咨搬宫堤唆税淑北历临案羊迈仓侮榆狡论下拿炔久慎泊坐芬洽玩拳第十章系统的安全与风险评价第十章系统的安全与风险评价三哩岛核事故三哩岛核事故 浩拆现芽干细慈蚁钩穴雍姜滥溯与邯恩汾纺题蹬所跳秃晌改蓄玄阐燎映燎第十章系统的安全与风险评价第十章系统的安全与风险评价多闯构捡卯中桥牢汕啄囚焕床哦战续蘸危言捌妨余揖酷弃挝弗谢块肠抬圆第十章系统的安全与风险评价第十章系统的安全与风险评价。