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AP1oootf电厂的概率安全分析(待续)

        发布时间:2018-11-08 15:46        编辑:北极电力网
   (赵瑞昌 1.国家核电技术研发中心,北京100190;林诚格 2.国家核安全局,北京100035)

      摘  要:介绍了APl000核电厂的概率安全分析(PSA)的目的、范围、方法、结果,包括内部事件的一、二、三级PSA分析,低功率及停堆工况、内部水淹、内部火灾以及地震的PSA分析等。分析结果显示,由于APl000核电厂的设计充分采用了非能动特性,其堆芯损坏频率以及大量放射性物质释放频率均比现役压水堆核电厂低,具有更为优越的安全性能。

      关键词:概率安全分析;非能动;堆芯损坏频率

      AbStFact:ThiS paper in troduces the aim,SCope,method and resultS of PrObabiliStic Safety AnalySiS (PSA) of APl000 nuclear power plants,including tbe level Ⅰ,Ⅱ,Ⅲ PSA of intemal events,and the PSA oflow power and shutdown,intemal flooding,intemal fire hazard and SeiSmic.The resultS of PSA show that the Core Damage Frequency (CDF) and Large Release Frequency(LRF) of APl000 nuclear power plants are less than the existing operating nuclear power plants with the incorporation of passiVe safety features,so the AP1000 nuclear Power plantS will provide a better safety performance.

      Key words:Probabilistic Safety Analysis; Passive; Core Damage Frequeency.

      1  APl000 PSA分析的目的和范围

      APl000的PSA分析工作是在AP600的基础上进行的,在原有的基础上,通过修改某些具体的模型细节而体现APl000的设计特征。为了确定系统成功准则,还对APl000进行了特定的热工水力(T—H)分析。对APl000核电厂内部事件的分析得到堆芯损坏频率与大量放射性释放频率的具体结果,然后再对外部事件及停堆模型进行分析,从而得到针对核电厂安全性的整体评价结论。

    对AP1000进行PSA分析的目的如表1所示;其分析范围如表2所示。

      2  APl000的PSA分析方法

      PSA分析的主要工作任务都依据相关导则的内容,以保证各项工作任务的协调。在导则中也说明了需要对PSA分析时所涉及的不确定性进行处理,并明确了PSA分析工作中要尽量使用最佳估算的方法进行建模分析与评价,包括对安全系统成功准则进行分析、对事故现象进行模拟以及放射性物质的迁移分析等。但最佳估算不可行时,应采用合理的保守假设。

      对APl000进行PSA分析的主要方法见表3。

      3 APl000的PSA分析结果

      APl000应用了PSA成功准则分析、严重事故研究与分析等,在设计阶段就考虑了严重事故的预防与缓解措施,因此在严重事故方面的安全性能要比现役核电厂高得多。并且,由于在设计之初就把PSA方法整合到了APl000的设计过程中,因此PSA的应用能够方便、迅速地反馈到核电厂的安全设计中。一、二、三级的PSA结果也显示,在设计过程中即引入PSA分析方法,能够充分降低风险水平。APl000的PSA分析结果也表明,其设计能够满足新型非能动压水堆较高的设计要求。

      APl000在功率情况下内部事件(包括地震、火灾、水灾等)的CDF(堆芯损坏频率)与LRF(大量放射性释放频率)值分别为2.4l×10-10/堆·年与1.95×10-8/堆·年。该频率值比当前在役核电厂的相应值低大约2个数量级。这一风险值的减少较大程度上是由于APl000核电厂的设计特征,比如高可靠性与多重的非能动安全相关系统的应用。与当前在役核电厂相比,这些非能动系统对操纵员及支持系统的依赖更少。
      经过偏保守的分析得出,火灾与水淹情况的堆芯损坏风险要比功率或停堆工况下的堆芯损坏风险小些。

      3.1  带功率运行下的PSA分析

      APl000带功率运行下的PSA分析内容主要有始发事件、事故序列、对核电厂风险贡献较大的系统或设备、共因、人因等,并对CDF的计算结果进行了敏感性分析。

      3.1.1  带功率情况下的内部始发事件导致的CDF

      从PSA的分析结果可以得到,APl000带功率始发事件所导致的CDF值为2.4l×l0-7/堆·年,相当于核电厂运行400万堆年可能发生1次堆芯损坏的频率。这一数值要比当前在役压水堆的相应CDF值低2个数量级(100倍)。

      在APl000的PSA分析中共定义了26个独立的始发事件类别,其中11类属于LOCA事故,12类为瞬态,3类为未能停堆的预期瞬态(ATWS)。这些始发事件类中包括安注管道破裂、堆芯补水箱管道破裂、非能动余热排出系统热交换器管道破裂等。

      在核电厂带功率PSA计算中,有了类具体的始发事件对CDF计算结果的贡献较大,分别是6类LOCA事故以及1类SGTR事故,这7类事故所导致的CDF可以占到总CDF的92%左右,另外的8%则由除此以外的其他始发事件所导致。这7类始发事件具体是:

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