采用概率方法確定嚴(yán)重事故下安全殼內(nèi)環(huán)境條件的初步分析

1、    采用概率方法確定嚴(yán)重事故下安全殼內(nèi)環(huán)境條件的初步分析    王 喆摘要 本文采用概率方法確定嚴(yán)重事故下安全殼內(nèi)的環(huán)境條件。從而降低了對(duì)嚴(yán)重事故下所需設(shè)備的要求，使得設(shè)備的設(shè)計(jì)和采購更靈活，并具有一定的經(jīng)濟(jì)性。關(guān)鍵詞 概率；嚴(yán)重事故；環(huán)境條件x928 a 1674-6708（2012）67-0080-021 概述核電自誕生之日起，其安全性、可靠性與可用性就倍受矚目。由于核電廠規(guī)模較大，工藝系統(tǒng)十分復(fù)雜，同時(shí)由于運(yùn)行疲勞、人因失誤、多重事件等原因，核電廠存在發(fā)生事故的可能性，甚至可能發(fā)生嚴(yán)重事故。盡管核電廠發(fā)生嚴(yán)重事故的概率極低，但是一旦發(fā)生，就有可

2、能導(dǎo)致堆芯熔化，并造成放射性裂變產(chǎn)物的大量釋放。這不僅威脅到安全殼的完整性，甚至對(duì)環(huán)境產(chǎn)生放射性污染。例如，美國三哩島核電廠事故和前蘇聯(lián)切爾諾貝利核電廠事故。自20世紀(jì)80年代以來，嚴(yán)重事故研究一直是核安全領(lǐng)域的重點(diǎn)課題。嚴(yán)重事故發(fā)生后，安全殼內(nèi)的環(huán)境條件直接影響到各種緩解設(shè)備的運(yùn)行情況，而緩解設(shè)備的可運(yùn)行狀況將影響事故后果。因此確定嚴(yán)重事故下安全殼內(nèi)的環(huán)境極為重要。傳統(tǒng)的方法根據(jù)工程經(jīng)驗(yàn)和定性分析，確定將導(dǎo)致最嚴(yán)重的安全殼環(huán)境的序列進(jìn)行分析。然后取某一特定時(shí)間（如，1天、3天）下，安全殼最惡劣的環(huán)境參數(shù)作為嚴(yán)重事故下所需設(shè)備的環(huán)境條件。但是并不是所有的緩解設(shè)備在不同的嚴(yán)重事故的各個(gè)階段都需要

3、使用。比如快速卸壓系統(tǒng)在lloca的情況下就不需要，并且在其他序列下封頭失效后也不再需要，因此如果采用lloca下的環(huán)境參數(shù)作為快速卸壓閥系統(tǒng)的環(huán)境條件，就并不合適。因此依此確定的環(huán)境參數(shù)雖然有可能包絡(luò)所有的情況，但是經(jīng)濟(jì)性太差。為了能合理且保守的確定嚴(yán)重事故下安全殼內(nèi)的環(huán)境條件，可以通過以下兩步完成，首先分階段確定不同設(shè)備的使用情況，然而采用概率的方法確定不同階段下安全殼內(nèi)的環(huán)境條件。本文僅分析第二步的工作。按照概率方法確定安全殼的環(huán)境條件，需要對(duì)核電廠所有的嚴(yán)重事故序列進(jìn)行分析。但核電廠有可能導(dǎo)致嚴(yán)重事故的序列眾多，因此要對(duì)每一個(gè)序列逐個(gè)進(jìn)行分析計(jì)算是不太可能。所以本文采取工程判斷、國際經(jīng)

4、驗(yàn)和概率安全評(píng)價(jià)相結(jié)合的方法，來確定所需分析的嚴(yán)重事故序列。從而得到嚴(yán)重事故發(fā)生后，各時(shí)間段安全殼環(huán)境的概率分布情況。但本文僅分析事故發(fā)生后1天時(shí)的安全殼環(huán)境的概率分布情況。2 分析序列的確定核電廠1級(jí)psa（內(nèi)部事件，功率運(yùn)行）總共分析了多類始發(fā)事件，其中導(dǎo)致堆芯損傷（cd）的序列共有約400個(gè)。為了盡可能涵蓋核電廠有可能發(fā)生的嚴(yán)重事故，因此選取總cdf貢獻(xiàn)超過95的50個(gè)序列。 基于國際經(jīng)驗(yàn)和工程判斷再增加以下6個(gè)嚴(yán)重事故典型性序列：1）sbo：輔助給水失效；2）sgtr：輔助給水和安注失效；3）sloca：安注失效；4）sloca：安注有效，安注再循環(huán)失效；5）lloca：安注失效；6）

5、lloca：安注有效，安注再循環(huán)失效。但即使對(duì)的總cdf貢獻(xiàn)超過95的序列逐個(gè)進(jìn)行分析，其分析工程量依然過大。為此，將這些序列根據(jù)進(jìn)程的相似性歸并為12個(gè)。3 嚴(yán)重事故序列分析及結(jié)果本節(jié)對(duì)由上節(jié)方法所確定的12個(gè)序列采用計(jì)算機(jī)進(jìn)行計(jì)算分析，得到不同時(shí)間的安全殼各房間的溫度和壓力。雖然分析沒有涵蓋全部范圍，但是考慮到范圍已經(jīng)很廣，因此假設(shè)沒有分析的區(qū)間，其各種分布與所分析的部分相同。分析表明，在堆芯注水和安全殼噴淋無效的情況下，發(fā)生嚴(yán)重事故后1天時(shí)安全殼壓力低于0.202mpa的可能性為50%，低于0.211mpa的可能性為90%，低于0.236mpa的可能性為95%。在堆芯注水和安全殼噴淋無效

6、的情況下，發(fā)生嚴(yán)重事故后1天時(shí)設(shè)備室溫度低于132的可能性為50%，低于140.8的可能性為90%，低于141.9的可能性為95%。在堆芯注水和安全殼噴淋無效的情況下，發(fā)生嚴(yán)重事故后1天時(shí)環(huán)廊溫度低于118.5的可能性為50%，低于124.1的可能性為90%，低于126.2的可能性為95%。其在堆芯注水和安全殼噴淋無效的情況下，發(fā)生嚴(yán)重事故后1天時(shí)大廳溫度低于125.2的可能性為50%，低于132.6的可能性為90%，低于134.7的可能性為95%。在堆芯注水和安全殼噴淋無效的情況下，發(fā)生嚴(yán)重事故后1天時(shí)中子測(cè)量室溫度低于96.7的可能性為50%，低于112.9的可能性為90%，低于114.4

7、的可能性為95%。4 結(jié)論與討論本文僅考慮1級(jí)psa（內(nèi)部事件，功率運(yùn)行），在堆腔注水和安全殼噴淋無效的情況下，安全殼壓力和各主要房間的溫度。若只考慮包絡(luò)50的嚴(yán)重事故序列后果，則安全殼壓力、設(shè)備室溫度、環(huán)廊溫度、大廳溫度和中子測(cè)量室溫度比各極限條件分別低0.38bar、14.7、11.5、13.8和21.3。若考慮包絡(luò)90的嚴(yán)重事故序列后果，則安全殼壓力、設(shè)備室溫度、環(huán)廊溫度、大廳溫度和中子測(cè)量室溫度比各極限條件分別低0.29bar、6.2、5.9、6.4和5.1。若考慮包絡(luò)95的嚴(yán)重事故序列后果，則安全殼壓力、設(shè)備室溫度、環(huán)廊溫度、大廳溫度和中子測(cè)量室溫度比各極限條件分別低0.04bar、5.1、3.8、4.3和3.6。雖然采用本分析方法比傳統(tǒng)分析方法所需的工作量增加很多，但是對(duì)設(shè)備要求有所降低。因此，這種分析方法還是具有一定的經(jīng)濟(jì)性，可以作進(jìn)一步的分析研究。參考文獻(xiàn)1林誠格，趙瑞昌，劉志弢.安全殼在事故情況下的完整性分析j.核科學(xué)與工程，2010(2).2李京喜，黃高峰，曹學(xué)武.核電廠嚴(yán)重事故下安全殼通