客观日本

加强核电站安全性的研究

2011年10月14日 科技交流

1.前言

日本自引入原子能发电起经过了40年左右的时间,现在在日本,一共有55座(4958万KW)的轻水堆在运行。到目前为止,基于原子能安全性研究、国内外的核电站事故及问题等方面的经验,对核电站做出了诸多改善。

到现在为止,有关核电站安全性的研究,无论是为了预防轻水堆存在的事故隐患的发生或扩大,还是为了减少一旦发生事故时的影响,对冷却剂材料丧失事故和对反应度事故的安全性的研究都一直在进行着。

更进一步地说,近年来,轻水堆的长期利用和升级利用以及核燃料循环利用改善等方面相应的研究、基于国内外核电站的运行经验的原子能设施准确率的理论上的安全性评估(PSA:Probabilistic Safety Assessment)技术以及与其他的风险信息的有效利用相关的研究、对有效运用运行过程中积累的经验充实强化设施和设备的安全标准等进行的必要的研究、对各种事故和故障中包含的人员和组织方面的主要因素进行解析评估的技术的研究等都在实施当中。

下面介绍的是,日本核电站安全性研究的概况和近年来作为热门话题备受瞩目的以核电站传统技术升级为目的的研究。

2. 日本核电站安全性研究的概况(1)

在日本,目前核电站安全性研究实施的重点包括:(1)风险信息的有效利用;(2)事故及故障主要因素的解析评估技术;(3)轻水堆的安全性评估技术;(4)解决轻水堆的材料退化及老化的技术;(5)抗震的安全性技术等。下面将依次介绍。

2.1 风险信息的有效利用

关于风险信息的有效利用,正在实施的研究包括:①与各原子能设施的性能目标的制定、验证及安全管制的应用相关研究;②与有效利用风险信息的安全管制的运行管理的相关研究;③与PSA方法的升级及数据整理、应用范围扩大相关研究。这些研究成果被运用到了针对轻水堆的性能目标的制定及新的检查制度的探讨等方面,研究正在稳步推进中。

2.2 引起事故及故障主要因素的解析评估技术

正在进行当中的与引起事故及故障主要因素的解析评估技术相关的研究包括:①基于运行经验,收集和分析整理与事故及故障的发生相关的信息;②基于对故障现象等相关的人员及组织主要因素的调查分析,积累经验和教训等。具体说来,就是在国内外范围内收集分析与已经发生的原子能事故及故障等相关的信息,再公布在互联网上。另外,分析在运行管理、维修保养方面的人员及组织的主要因素,并为了反映在安全管制的升级上,储存与由于操作错误引起的国内外故障案例的经验和教训相关的数据,充实操作可靠性的数据。

2.3 轻水堆的安全性评估技术

正在进行当中的与轻水堆的安全性评估技术相关的研究包括:①开发可以用于最真实地解析轻水堆事故现象的最合适的安全性评估方法;②与可以对铀燃料和MOX燃料在高燃烧度范围内发生事故时的变化进行精确评估的技术开发相关的研究。

针对轻水堆的升级利用,为了获得开发最精确的评估(BE)方法所需的热水力方面的详细实验数据,需要在OECD/NEA/ROSA计划的基础上,使用大型的非稳态试验设备(LSTF:Large Scale Transient Facility)进行实验,然后运用所得到的LSTF实验数据和BE解析代码(RELAP5等),提出解析方面以及现有核能反应堆适用方面的课题。另外,使用将3次元二相流代码(ACE-3D)结合在热量相关的RELAP5上的代码,对在PWR蒸气发生器的二次冷却水一侧产生的3次元沸腾流动进行解析及评估的同时,进一步整理出3次元解析模型。基于以上的实验,希望能开发出轻水堆在热水力学上最合适的安全性评估方法,运用于今后的安全审查和安全审查准则当中。

为了确认反应度事故发生时的燃料的变化,使用安全性研究用反应堆(NSRR:Nuclear Safety Research Reactor),在水冷却条件下对使用Zr-Nb二元系合金作为覆盖管材料的高燃烧度燃料进行实验,并在水冷却条件下对商用反应堆冲击后的MOX燃料进行实验,将与燃料没有破损的临界值相关的数据范围从61MWd/kg扩大至77MWd/kg,从而积累用于燃烧程度升级方面的安全审查的数据。

2.4 轻水堆材料退化及老化的解决技术

正在进行当中的与材料退化及老化解决技术相关的研究包括①充实与裂缝扩大评估方法和裂缝整形技术相关的最新经验;②充实老化现象的阐明及其预测评估方法;③开发充实裂缝及退化的检查及测定方法;④充实结构可靠性的评估方法。

实施核反应堆机器及管道等材料的核反应堆冷却剂环境中的加速疲劳试验,系统地获取核反应堆环境中的疲劳强度数据并作成数据库,这些数据已经被有效地应用到日本机械学会的发电用原子能设备规格《环境疲劳评估方法》的制定中。

当注意到用低碳不锈钢(SUS316L类)作材料的核反应堆活性区屏蔽板以及核反应堆再循环(PLR)管道上发生的应力腐蚀裂缝时,通过实施超声波探伤试验和涡流探伤试验,收集与探测性及整形精度相关的数据。在此项研究中,对各种非破坏检查技术的精度确认以及适用性等进行了证实,这些成果都被反映在日本电气协会的各种探伤试验的技术指南上。非破坏检查中的缺损探测精度及整形技术的升级,对精确地预测裂缝的扩大以实现维护标准的正确运用来说十分重要,也有助于合理的保护。

2.5 抗震安全性技术

正在进行当中的与抗震安全性技术相关的研究包括:①与抗震安全性解析代码的改良相关的研究;②与抗震可靠性的证实相关的研究;③关于核电站的安全性设计上需要考虑的地震,根据最新的科学发现对应该设想的地震运动特性进行的相关研究;④与由各种地震运动引起的核电站保全性问题相关的研究(安全功能的保全性及反应特性,系统的保全性等)。具体的研究中,则包括活性断层调查方法的充实、地震运动特性的探讨、抗震解析方法的升级以及代码的充实等。这些成果被有效地应用在抗震设计审查指南的改订探讨中。

3. 以实现维修技术升级为目的的研究(2)(热门话题)

3.1 背景及目的

在维护核电站安全性方面,维修保养工作发挥着重要的作用。但是,普遍认为,在机器故障及事故中,和其他的作业即与设计及运转等相关的根本原因相比,维修保养被推测为根本原因的比例多得多。特别指出,据报告,当根本原因为人为失误时,核电站中发生的事故及故障的60%都和维修保养作业有关。

可以得知,从事维修保养工作的维修工作人员的需要、行动分析的结果、“现场的信息提供”、“对基于因果关系的异常原因的推定的支持”、“参考过去所发生事例的支持”,都对减轻维修工作人员的负担、使安全的维修保养作业能够顺利进行产生了明显的效果。在该研究中,其目的就是要根据以上探讨的结果构筑核电站的维修支持系统。

3.2 核电站的维修支持系统

为了能让维修工作人员可以高效地获得信息,工作现场的信息提供十分重要。但目前的情况是,若想在现场参考有关详细的维修保养的信息(过去的参数记录及过去的故障事例等),必须跑到管理楼去取。于是,希望能在现场访问有关核电站参数及事例的同时,在现场把握机器的状态以便进行异常原因的推定的需求便产生了。所以,通过便携式信息终端为现场的维修工作人员提供相关信息是有效的做法。

故而,构筑了如图1所示的核电站维修支持系统。该系统的设想是,通过网络将多个核电站连接在一起,然后通过分散的数据库零散地积累信息。只要维修工作人员携带着便携式的信息终端,便可以进行信息的获取和输入。而且,便携式信息终端上装载着可以移动的移动式感应器,可以在现场进行信息收集。对各个机器的监视使用的是测量用的UCD(Ubiquitous Computing Device),使用UCD测量得到的信息会被保存到LDB(Local Database)中。而LDB通过网络和UCD进行连接,对通过UCD测量得到的信息进行储存。MDB(Main Database)是将全部核电站统筹到一起的数据库服务器,但并不一定就可以保存全部核电站的测量数据,除了主要参数以外的测量数据,都由安装在现场的LDB进行保存。而MDB保存的信息可以告诉你各LDB保存的是何种信息。

为了有助于推定基于因果关系的异常原因,作为核电站诊断方法采用了贝氏网络(Bayesian Network:BNN)。贝氏网络是一种,通过附带条件的准确度对观察值(结果)、异常假设(原因)之间的因果关系进行记述的网络,并且是一种可以根据基于贝叶斯定理输入的信息对异常假设的准确度进行评估的方法。

为了有助于参考过去的事例,作为检索过去的类似事例的方法,使用的是基于指数分布的类似度检索定义(Exponential Distribution-based Similarity:EDS)。在沸水堆核电站中,使用实际测量到的APRM信号等对该方法的基本有效性进行了验证。

该系统的基本有效性得到了确认,今后,为了在实际的核电站中适用,需要在积累和评估维修工作人员的使用实际成效的基础上,进而达到对核电站维修支持进行改良的目的。

图1 核电站维修支持系统概略图

图1 核电站维修支持系统概略图

4. 总结

在日本,针对轻水堆安全性的研究,从轻水堆被导入时以保证其安全性为目的的研究,逐渐转向以在更高水平上维持并提高现有轻水堆的安全性的研究。另外,在新型反应堆领域,大力推进与快中子增殖反应堆的安全性评估技术相关的研究。

与日本的安全性研究相关的国际合作正在多个国家之间展开,包括双边合作框架、国际原子能机构(IAEA)及经济合作与发展组织/原子能机构(OECD/NEA)、联合国科学委员会(UNSCEAR)、国际放射防护委员会(ICRP)及世界卫生组织(WHO)等。日本作为原子能发达的国家,在国际贡献方面被寄予厚望,重要的是今后也能积极地参与计划基于双边合作框架的安全性研究和国际机构实施的安全性研究。

参考文献

(1)  2006年版《核能安全白皮书》、2007年7月、核能安全委员会

(2)  佐藤寿、伊藤洋、高桥信、北村正晴、大井忠、Wu Wei、“有关手机终端和移动代理的维修支援系统的研究”、维修学、3(3),(2004),11-19.

简历:

若林 利男:生于1947年。东北大学研究生院工程学研究系 教授

1973年 东北大学工程学研究系核能工程学专业 硕士毕业 工程学博士

1973年4月 核动力反应堆・核燃料开发事业团 入团

2001年4月 核燃料循环开发机构 国际・核物质管理部部长

2005年4月 现任

在核能领域,从事有关热中子反应堆到快中子反应堆的广范围核动力反应堆的研究、核燃料循环的整体研究、防止核扩散、保障措施的研究等。在核能领域外,从事大规模系统的(医疗、交通等)风险评估和管理的研究。

到2009年1月为止,出任核能安全委员会 核反应堆安全审查会委员

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