核电厂安全课件-第四章核电厂的安全安全评价.ppt

确定论方法 概率论方法;为什么要进行核电厂安全分析？;为什么要进行核电厂安全分析？;为什么要进行核电厂安全分析？;确定了核电厂的安全目标后，必须要有方法对核电厂的设计进行评价，以确定是否满足了安全目标。 目前对核电厂安全评价的方法主要分为确定论方法和概率论方法。;定性安全目标： 定性安全目标的落实由一系列法规、标准和规范所确定的具体要求来实现，即确定论方法。 定量安全目标： 用概率论方法来检验核电厂的定量安全目标是否得到满足。;核电厂安全分析的方法;概率安全分析（PSA/PRA）;确定论安全设计与评价的基本思想;确定论安全设计与分析方法;确定论核安全分析主要内容;4.1 核动力运行工况与运行极限;4.1 核动力运行工况与运行极限;4.1 核动力运行工况与运行极限;4.1 核动力运行工况与运行极限;4.1 核动力运行工况与运行极限;4.1 核动力运行工况与运行极限;四类运行工况及其安全准则;4.1 核动力运行工况与运行极限;需作安全分析的事故;4.2 纵深防御的基本安全原则;4.2 纵深防御的基本安全原则;4.2 纵深防御的基本安全原则;4.2 纵深防御的基本安全原则;4.2 纵深防御的基本安全原则;4.2 纵深防御的基本安全原则;核电厂的纵深防御-预防;核电厂的纵深防御-保护;核电厂的纵深防御-限制;核电厂的纵深防御-应对;核电厂的纵深防御-应急;4.2 纵深防御的基本安全原则;4.3 单一故障准则及其应用;4.3 单一故障准则及其应用;4.3 单一故障准则及其应用;4.3 单一故障准则及其应用;4.3 单一故障准则及其应用;4.3 单一故障准则及其应用;4.3 单一故障准则及其应用;4.3 单一故障准则及其应用;4.3 单一故障准则及其应用;4.4 预防意外侵害的措施;地震;火灾;高能量管道的破裂;水;4.5 设计基准事故准则;4.5 设计基准事故准则;4.5 设计基准事故准则;4.5 设计基准事故准则;包壳最高温度不超过1204 ℃(2200 ℉) 包壳局部最大氧化量不超过反应前包壳总厚度17% 包壳氧化产氢量不超过假设所有锆与水反应性总释放量的1% 堆芯必须保持可冷却的几何形状 必须保证事故后排出衰变热的长期冷却能力;4.5 设计基准事故准则;数学物理模型+ 数值分析程序;基本方程;Relap5: 二回路节块图;确定一组设计基准事故； 选择特定事故下安全系统的最大不利后果的单一故障； 确认分析所用的模型和电厂参量都是保守的； 将最终结果与法定验收准则相对照，确认安全系统的设计是充分的。;分析中采用的两条基本假设：;其它四个附加的补充保守假定：;回顾：; 概率安全分析;概述;1核事故分类与国际核事件分级表;２、典型始发事故；8类，轻水压水堆核电站47种 美国核管会 1975年 《轻水堆核电厂安全分析报告标准格式及内容》 　（1）、二回路系统排热增加（5种） 　（2）、二回路系统排热减少（8种） 　（3）、反应堆冷却剂系统流量减少（4种） 　（4）、反应性与功率分布异常（9种） 　（5）、反应堆冷却剂装量增加（3种） 　（6）、反应堆冷却剂装量减少（6种） 　（7）、系统或设备的放射性释放（5种） 　（8）、未能紧急停堆的预期瞬变ATWS（7种）;2 核事故分类;★严重事故——严重性超过设计基准事故，造成堆芯严重损坏和熔化甚至安全壳也遭到损坏，进而可能导致放射性物质大量释放到环境的一种事故，是一种超设计基准事故。 ★后果非常严重：给环境、公众健康、经济和社会心理造成巨大影响。 ?实践证明：单纯考虑设计基准事故，不考虑严重事故的防止和缓解，不足以保证工作人员、公众和环境的安全。;《核电厂设计安全规定》HAF102国家核安全局;为了一规范化的统一用语向公众快速通报核电厂所发生事件的严重程度而采用的工具。 判别准则 厂内影响 厂外影响 纵深防御功能的削弱;特大事故 （Major accident） 7 ;安全上无严重性 ;2 概率安全评价（PSA）;2 概率安全评价（PSA）;;2 概率安全评价（PSA）;2 概率安全评价（PSA）;;2 概率安全评价（PSA）;2 概率安全评价（PSA）;三级PSA分析;;2 概率安全评价（PSA）;2 概率安全评价（PSA）;2 概率安全评价（PSA）;2 概率安全评价（PSA）;2 概率安全评价（PSA）;2 概率安全评价（PSA）;2 概率安全评价（PSA）;2 概率安全评价（PSA）;2 概率安全评价（PSA）;2 概率安全评价（PSA）;2 概率安全评价（PSA）;2 概率安全评价（PSA）;2 概率安全评价（PSA）;2 概率安全评价（PSA）;2 概率安全评价（PSA）;2 概率安全评价（PSA）;2 概率安全评价（PSA）;2 概率安全评价（PSA）;2 概率安全评价（PSA）