系统的安全与风险评价

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1、第十章系统安全与风险评价10．1系统的安全性10．2核电站的安全性和严重事故10．3风险的定义10．4风险分布函数10．5核电站概率风险评价技术10．1系统的安全性安全性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，甚至导致付出许多

2、条生命的代价。灾难性事故统计民用航空：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：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：1978年，AmocoCadiz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

3、法郎前苏联切尔诺贝利核灾难：损失约200亿法郎10．2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100000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24000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。10．3风险的定义风险不是危险，它是发生灾害（损害

4、）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的后果（人员或财产或其它损失）的乘积。图10-1自然界各种灾害与核电站的风险曲线比较表10-2各种原因引起的人机早期死亡风险10．4风险分布函数10．5核电站概率风险评价技术概率风险评价(ProbabilisticriskanalysisPRA)又称量化风险分析(QuantitativeriskanalysisQRA),在核电站的应用领域，按原子能国际机构规定又称PSA技术（ProbabilisticSafetyAssessment）。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

5、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WASH-1400报告《商用核电站风险分析》内容包括三个方面采用FTA，ETA技术的核电站系统可靠性分析的第一级PRA，事故后果分析和外部事件的第二级PRA，不确定性分析。WASH-1

6、400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，所得出的结论是：小破口失水事故是压水型核电站的最大风险事故，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；而沸水型核电站的最大风险事故是核电站的过渡工况，失水事故则位居第二，由此可见，核电站不同的设计应具备不同的安全对策。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。各种因素对CDF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Sur

7、ryREP1300BiblisB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SurryREP1300BiblisB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SurryREP1300BiblisB日本PWR1

8、场外断电69<11.14