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核电站安全概率讲义20



初因事件分析目标
所谓初因事件分析就是识别核电站所有的潜在事故,所有潜在事故构成的称为初因事件列表或初因事件清单。初因事件分析要达到的目标:
完整性:找到所有潜在的事故而不致遗漏;
合理性:对得到的所有潜在事故合理地进行归类,使PSA分析既能比较准确地反映电站及系统响应的实际情况,又能减少分析工作量;
实际性:能反映电站实际设计、运行等特征,而不是停留在一般意义上或License PSA上。
5.2.3 初因事件分析目的意义
初因事件分析是PSA技术中非常重要且不可缺少的一部分,是事故序列研究的起始点。
一个不完整的或初因频率不准确的初因事件列表意味着过低估计堆芯熔化频率(Core Damage Frequency, CDF),因为CDF通过以下式子计算得到:

其中, 指的是某一个初因事件的频率; 指的是某一系统的失效频率。相反,如果研究一个多于实际情况的初因事件列表则意味着浪费资源。
随着核电技术的发展和经验反馈,系统设计不断更新完善,但新的问题也不断出现,如原先未意识到的潜在初因也可能出现,因而要求我们根据电站的系统设计特征,结合过去的技术经验以保证初因事件列表的完整性和真实性
5.2.4 初因事件分析步骤和内容
(1)识别或选择(Identification or Selection)
识别初因事件首先应基于研究对象,如是动力堆还是研究堆?是PWR还是BWR?同时,应熟悉研究对象,掌握设计、运行、操作及管理等所有方面的特征。
其次,应根据研究范围和任务来确定所要识别的初因,如要进行Level 1 PSA还是全标度(Full Scope )PSA研究?是研究内部事件还是外部事件?是研究功率运行状态还是研究停堆状态?
初因事件识别方法有很多,无论哪种方法,首先应确保初因事件列表的完整性,但遗憾的是并不存在能证明其完整性的方法,为了尽可能达到完整性,最好的方法就是利用所有的有关初因事件的信息源,如安全分析报告(包括PSAR和FSAR),电站实际运行经验反馈、其他类似的PSA研究报告以及逻辑推理方法。
为了指导初因事件的选择和分组并确保完整性,可以建立一种概括性的故障树或者叫主逻辑图(Master Logical Diagram, MLD),MLD方法属于一种相对比较严格的方法,能比较系统地搜索到完整的初因事件列表。MLD方法中不同的故障树顶事件将得到不同的初因事件列表,按照该方法得到的初因事件一般来说已经根据安全功能进行分组了。现举例说明该方法。
如选择“过量的放射性核素厂外释放”作为顶事件,如图5.1所示。该主逻辑图中第一级表明核电站对公众造成的影响。引起放射性释放有两条途径,一是直接排放,当堆芯完好,可能有少量的放射性从堆设施厂房内直接排出,或者,可能由于间接释放。第二级表示释放途径,核电站仅有的释放途径也只有这两种,可见,第二级是完全的。核动力反应堆一般有三道屏障。任何一道屏障完好都不会引起放射性释放。燃料元件损坏(堆芯)是第一道屏障失效,一回路压力边界损坏和安全壳损坏分别是第二、三道屏障损坏。可见,第三级是堆芯放射性的核屏障,该级也是完全的。根据核反应堆的安全设计,引起这三个事件发生,所设置的反应堆安全功能肯定失败。因此,第四级就表示安全功能,如果考虑全部安全功能,那么,第四级也就完全了。如堆芯损坏的原因可能为反应性控制失败,或者反应性控制成功但冷却失败,冷却失败可能由于冷却剂装量不足造成的,或者冷却系统故障造成的。这些安全功能是由反应堆所设置的各种安全设施所保证的,安全功能失败,必然是安全设施硬件失效或运行错误。这样就导出了第五级,也就是引起事故的所有重要的初因事件。虽然,该初因事件已经根据安全功能分组了,但是安全不足以成为将初因事件分组的唯一方法,因为同一安全功能通常将由一组安全系统提供,因此将根据特定的安全系统要求进一步细分初因事件,如上一页表格中的PWR瞬态初因事件就是根据安全和系统响应分组得到的。


图5.2 核电站初因事件选择识别主逻辑故障树

(2)分类或归并(Classification or Grouping)

初因事件必须按安全功能或者系统响应进行并组。归并的依据是系统响应特征(包括操作规程和操纵员的干预)。事件树并不是针对初因事件列表中每一个而建,因为列表中初因可能很多,很多初因的系统响应可能是相同的,通过将有相同响应特征的初因事件归并为一类,而用一棵事件树来描述,从而减少事件树的数目,减轻工作量。初因事件并组和建立事件树完全是一个反复迭代的过程,构造事件树后可能对前面已经确定初因分组改变和更新,而后对更新后的初因分组重新建立事件树。

(3)定量化(Quantification)
所谓定量化就是确定初因发生的频率。许多初因事件是假想事件,一些事件从未发生过,因而很难由经典统计方法推理得到。初因事件发生频率的确定一般遵循以下原则:
 对于中等频率事件,如取水口丧失、外电源丧失等,其数据应尽可能采用实际电站的运行经验数据;
 对于稀有事件,如SGTR、SLOCA等,其数据应采用世界范围内的经验反馈数据,并采用Bayesian方法进行修正;
 对于极限事故,如LLOCA、MLOCA及MSLB等,其数据一般通过工程判断估计得到;
 对于初因事件是一个系统丧失时,如全厂断电、Loss of SEC system、Loss of RRI system等,其发生频率则基于系统可靠性研究(如通过故障树分析得到);
 对于初级初因事件,将根据各运行工况所占时间,系统可靠性研究、运行经验反馈。

5.3 核电站(反应堆)模型及事件树分析

5.3.1 引言
通过上节分析,我们已经得到可能导致电站损坏的潜在事故,即初因事件清单,但究竟能否造成堆芯损坏,依赖于核电站设置的各个缓解事故系统(安全系统)能否成功地投入并运行。这需要通过事件树分析来回答。
事件树分析就是考察核电站对每组初因事件的响应,如哪些系统需要投入,需采取哪些行动,最终会不会导致堆芯损坏?

5.3.2 事件树及相关术语
什么叫事件树(Event Tree, ET)?事件树就是将初因事件,及初因事件发生后核电站的安全系统投入及运行、规程或操纵员干预等相关事件根据投入的先后顺序通过逻辑关系联接起来,提供表示电站事故进程的模型。由于其形状像一棵树,故名为事件树。
事件树的最上层依次是初因事件、题头事件、堆芯状态(电站损伤状态)、事故序列(序列号或序列名)以及序列频率。从IE开始进入事件树,然后逐一询问题头事件的状态,按成功和失效分叉(安全系统是否正常工作,能否按时投入、能否按要求运行等?操纵员能否按规程要求进行干预、干预的结果是成功或失败等),上分支表示成功,下分支表示失效。
 题头事件---按事故进程要求投入的可能影响事故进程的事件(安全功能或安全系统投入运行或操纵员的动作等事件)称为题头事件(Head Event),或称事件树的题头。
 事故序列---在事件树中给出的每一条途径代表着一种事故情景,即所谓的事故序列(Sequence),它是从初因事件开始,基于电站系统响应导致的一种电站损伤状态(此处为堆芯损伤状态)。因此,事故序列就是初因事件和电站硬软件系统成功或失效事件的一种组合。
 安全功能---为了控制电站内产生的能量和放射性危害所必须的功能称为安全功能,这在上一节中已提到。对每一个初因事件,必须确定为防止堆芯损坏所需要执行的安全功能。安全功能是由一系列防止堆芯熔化、防止安全壳失效、或者减少放射性泄漏等动作所组成,这些动作可以由一个系统的自动或手动启动,或者由别的系统连动触发,或者电站设计所具有的自然反馈(非能动安全性)而引起。
停堆(反应性控制)、热量移出(堆芯冷却)和限制放射性物质释放(包容放射性产物)是核反应堆三大最基本的安全功能。
在事件树中安全功能可考虑为有一定层次:反应性控制一般是第一位功能,因为堆芯冷却依赖于该功能完成的好坏。堆芯的冷却是第二位功能,冷却堆芯要求一定的冷却剂流量通过堆芯,需要在冷却剂系统中保持一定的冷却剂装量和保持适当的压力。冷却剂系统热量导出首先取决于堆芯热量的移出能否实现。实现安全功能的系统一般是专设安全设施,但在有些情况下,非安全系统也可提供必要的或备用的事故缓解功能。如电源系统、动力转换系统等。
轻水堆内防止堆芯熔化的安全功能有:
 控制反应性;
 排出堆芯衰变热和潜热;
 保持反应堆压力边界完整性(控制压力);
 保持反应堆冷却剂总量;
 保护安全壳完整性;
 从安全壳大气中去除放射性物质。
 前沿系统和支持系统---为了实施安全功能,需要投入执行该安全功能的各个系统。直接执行安全功能的系统称为前沿系统,为保证前沿系统正确执行安全功能所需的系统称为支持系统。一个初因事件发生后,需要投入的安全功能即前沿系统是与初因事件有关的。
下表中给出目前PWR中各种安全功能和前沿系统。

安全功能 前沿系统
控制反应性 反应堆保护系统
高压安注系统
排出堆芯衰变热和潜热 动力转换系统
应急给水系统
高压安注系统和稳压器安全卸压阀
低压安注系统
余热排出系统
保持反应堆压力边界完整性(控制压力) 稳压器安全卸压阀
保持反应堆冷却剂总量 高压安注系统
低压安注系统
保护安全壳完整性 安全壳喷淋系统
安全壳冷却系统
从安全壳大气中去除放射性物质 安全壳喷淋系统

在PWR中,一般有以下支持系统:厂外交流电源、柴油发电机、直流电源、专设安全设施触发系统、应急给水触发和控制系统、厂用水系统、仪表用压缩空气系统、设备冷却水系统、配电间冷却系统、高压泵房冷却系统、低压泵房冷却系统以及非核级仪表电源等。前沿系统和支持系统的依赖关系是非常重要的,在建立事件树和故障树模型时应该给予充分考虑,处理支持系统一般有两种方法:
 系统事件树的题头事件是按前沿系统和相关支持系统的运行状态的复合事件来定义的,在系统故障树模型中考虑支持系统(此方法称为SET/LFT);
 将支持系统功能和操作动作直接包括在事件树中(此方法称为LET/SFT)。
 事故序列状态(Sequence state)及堆芯熔化准则(Core melt criteria)---所谓事故序列状态就是事故后果状态,电站损伤状态。堆芯熔化是最重要和主要的电站损伤状态,因此必需判别何时何种情况下,将发生堆芯熔化。导致堆芯熔化的原因很多,一般当以下条件之一达到时,则认为堆芯熔化:
 堆芯持久裸露;
 堆芯丧失任何冷却手段;
 堆芯发生沸腾危机。
概括起来说,就是事件树中所要求的系统或系统组合(事件组合)无法履行相应的安全功能并且又无法恢复,则堆芯熔化。不同初因事件判别堆芯熔化的准则不一样。
 对初因事件的恢复(Recovery)---为了保证事故情景的真实性,考虑恢复是必要的,因为,人是能动的,对于事故的发生不会坐视不理的。这种恢复包括对系统的修复及操纵员、安全工程师采用规程实施补救措施等。操纵员和安全工程师的恢复行为可如同硬件系统一样作为事件树的题头事件。原则上所有初因事件均考虑恢复行为,但对于发生在安全壳内的初因事件不考虑恢复。
 事故序列持续时间(Duration time)或系统任务时间(Mission time)---原则上说,事故序列情景应研究到堆芯熔化或风险可以忽略的状态。因此,不同的事故序列,事故序列持续时间不同。但一般任务时间取24小时(一天)作为标准时间。这是因为:
 选取标准时间,便于与类似研究做比较;
 一般情况下一天已足以反映事故情景;
 便于简化分析。

2013/5/10

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