采用概率方法确定严重事故下安全壳内环境条件的初步分析

王 喆

摘要 本文采用概率方法确定严重事故下安全壳内的环境条件。从而降低了对严重事故下所需设备的要求，使得设备的设计和采购更灵活，并具有一定的经济性。

关键词 概率；严重事故；环境条件

中图分类号X928 文献标识码A 文章编号 1674-6708（2012）67-0080-02

1 概述

核电自诞生之日起，其安全性、可靠性与可用性就倍受瞩目。由于核电厂规模较大，工艺系统十分复杂，同时由于运行疲劳、人因失误、多重事件等原因，核电厂存在发生事故的可能性，甚至可能发生严重事故。尽管核电厂发生严重事故的概率极低，但是一旦发生，就有可能导致堆芯熔化，并造成放射性裂变产物的大量释放。这不仅威胁到安全壳的完整性，甚至对环境产生放射性污染。例如，美国三哩岛核电厂事故和前苏联切尔诺贝利核电厂事故。自20世纪80年代以来，严重事故研究一直是核安全领域的重点课题。

严重事故发生后，安全壳内的环境条件直接影响到各种缓解设备的运行情况，而缓解设备的可运行状况将影响事故后果。因此确定严重事故下安全壳内的环境极为重要。传统的方法根据工程经验和定性分析，确定将导致最严重的安全壳环境的序列进行分析。然后取某一特定时间（如，1天、3天）下，安全壳最恶劣的环境参数作为严重事故下所需设备的环境条件。但是并不是所有的缓解设备在不同的严重事故的各个阶段都需要使用。比如快速卸压系统在LLOCA的情况下就不需要，并且在其他序列下封头失效后也不再需要，因此如果采用LLOCA下的环境参数作为快速卸压阀系统的环境条件，就并不合适。因此依此确定的环境参数虽然有可能包络所有的情况，但是经济性太差。

为了能合理且保守的确定严重事故下安全壳内的环境条件，可以通过以下两步完成，首先分阶段确定不同设备的使用情况，然而采用概率的方法确定不同阶段下安全壳内的环境条件。本文仅分析第二步的工作。

按照概率方法确定安全壳的环境条件，需要对核电厂所有的严重事故序列进行分析。但核电厂有可能导致严重事故的序列众多，因此要对每一个序列逐个进行分析计算是不太可能。所以本文采取工程判断、国际经验和概率安全评价相结合的方法，来确定所需分析的严重事故序列。从而得到严重事故发生后，各时间段安全壳环境的概率分布情况。但本文仅分析事故发生后1天时的安全壳环境的概率分布情况。

2 分析序列的确定

核电厂1级PSA（内部事件，功率运行）总共分析了多类始发事件，其中导致堆芯损伤（CD）的序列共有约400个。为了尽可能涵盖核电厂有可能发生的严重事故，因此选取总CDF贡献超过95％的50个序列。

基于国际经验和工程判断再增加以下6个严重事故典型性序列：

1）SBO：辅助给水失效；

2）SGTR：辅助给水和安注失效；

3）SLOCA：安注失效；

4）SLOCA：安注有效，安注再循环失效；

5）LLOCA：安注失效；

6）LLOCA：安注有效，安注再循环失效。

但即使对的总CDF贡献超过95％的序列逐个进行分析，其分析工程量依然过大。为此，将这些序列根据进程的相似性归并为12个。

3 严重事故序列分析及结果

本节对由上节方法所确定的12个序列采用计算机进行计算分析，得到不同时间的安全壳各房间的温度和压力。虽然分析没有涵盖全部范围，但是考虑到范围已经很广，因此假设没有分析的区间，其各种分布与所分析的部分相同。

分析表明，在堆芯注水和安全壳喷淋无效的情况下，发生严重事故后1天时安全壳压力低于0.202MPa的可能性为50%，低于0.211MPa的可能性为90%，低于0.236MPa的可能性为95%。在堆芯注水和安全壳喷淋无效的情况下，发生严重事故后1天时设备室温度低于132℃的可能性为50%，低于140.8℃的可能性为90%，低于141.9℃的可能性为95%。在堆芯注水和安全壳喷淋无效的情况下，发生严重事故后1天时环廊温度低于118.5℃的可能性为50%，低于124.1℃的可能性为90%，低于126.2℃的可能性为95%。其在堆芯注水和安全壳喷淋无效的情况下，发生严重事故后1天时大厅温度低于125.2℃的可能性为50%，低于132.6℃的可能性为90%，低于134.7℃的可能性为95%。在堆芯注水和安全壳喷淋无效的情况下，发生严重事故后1天时中子测量室温度低于96.7℃的可能性为50%，低于112.9℃的可能性为90%，低于114.4℃的可能性为95%。

4 结论与讨论

本文仅考虑1级PSA（内部事件，功率运行），在堆腔注水和安全壳喷淋无效的情况下，安全壳压力和各主要房间的温度。若只考虑包络50％的严重事故序列后果，则安全壳压力、设备室温度、环廊温度、大厅温度和中子测量室温度比各极限条件分别低0.38bar、14.7℃、11.5℃、13.8℃和21.3℃。若考虑包络90％的严重事故序列后果，则安全壳压力、设备室温度、环廊温度、大厅温度和中子测量室温度比各极限条件分别低0.29bar、6.2℃、5.9℃、6.4℃和5.1℃。若考虑包络95％的严重事故序列后果，则安全壳压力、设备室温度、环廊温度、大厅温度和中子测量室温度比各极限条件分别低0.04bar、5.1℃、3.8℃、4.3℃和3.6℃。

虽然采用本分析方法比传统分析方法所需的工作量增加很多，但是对设备要求有所降低。因此，这种分析方法还是具有一定的经济性，可以作进一步的分析研究。

参考文献

[1]林诚格，赵瑞昌，刘志弢.安全壳在事故情况下的完整性分析[J].核科学与工程，2010(2).

[2]李京喜，黄高峰，曹学武.核电厂严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价[J].原子能科学技术，2010(7).

[3]申森.CANDU堆核电厂严重事故分析研究[J].核动力工程，2003(S2).

[4]邓坚.大型干式安全壳严重事故条件下氢气控制研究[D].上海交通大学，2008.