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核电厂安全分析与概率评价

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核电厂安全(确定论)分析不是研究核电厂是否会发生事故或者堆芯熔化与放射性释放,而是分析当发生不可预计的设计基准事故或者严重事故时,有足够的系统、设备、部件和操作规程来预防和缓解事故与事故后果.如大破口失水事故从未发生过,但核电厂必须以大破口失水事故为基准,进行具有满足单一故障准则要求的、能够确保堆芯燃料和安全壳完整的高低压安注、安注箱和喷淋泵(或装置)的注入与喷淋流量分析.当大破口失水事故由失去安注或者喷淋等演变为严重事故时,通过堆腔充水、高压熔堆预防、氢气复合器消氢、安全壳超压排放、淹没安全壳等设备的安全能力和缓解措施分析,以预防和缓解高压熔堆、压力容器失效、氢气爆燃、安全壳超压与放射性释放.因此,核电厂安全分析是以确保堆芯燃料、压力容器和安全壳完整性以及缓解放射性释放为目标的完整的核电厂的专用安全设施的安全能力和安全裕量分析.概率评价应该是以有限个事件或者事故结果和每个事件或者事故出现的结果可能性一致为基础的推断性评价.但遗憾的是:核电厂发生的事件或者事故非常有限,不足以作为概率评价的基准.概率评价是人为假定的事件树和故障树造出的事故发生概率、堆芯损坏和放射性释放频率与核电厂的安全是毫不相干的,如大破口失水事故,通过假定失去安注造出堆芯损坏和放射性释放频率既不能说明安注系统的不可靠,也不能提供预防或者缓解堆芯损坏与放射性释放的措施.北京核安全审评中心明确要求秦山三期核电厂提供概率安全评价找出没有按照ASME规范设计的秦山三期核电厂的二次侧系统的薄弱环节,秦山三期核电厂运行后发生了蒸汽发生器安全阀卡开事故,这个事故并未在概率评价的初因事件和事故发生概率之列.铁的事实说明,到现在为止,概率评价既不完整也不成熟,加之缺乏安全常识,仅通过要多大就造多大的堆芯损坏与放射性释放频率数字游戏来评价核电厂事故与安全是没有价值的.

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