核电厂概率安全评价(PSA)技术研究

核电厂概率安全评价（PSA）技术研究

核电被称为技术设备、人的群体和组织三类元素的大型经济实体，属科技密集型产业。对于核电厂而言，安全是核电存在和发展的基础。在核电厂以往的系统安全分析中，难以确定出具体的安全风险目标，在风险和费用之间的权衡存在困难，更不易对事故发展的潜在原因及事故发展的可能进程进行分析研究。基于此目的，概率安全评价（PSA：ProbabilitySafetyAssessment）的提出，在系统设计、制造、使用和维护的过程中，有力地支持了安全风险的管理决策，保证了核电厂的安全运行。

1PSA评价方法

1.1概率论（PSA）方法

引入风险（risk）概论是为了比较和度量危险的大小和它们发生的可能性。PSA方法就是定量对核电厂作出其对环境造成各种风险的计算。PSA具有如下特点：

1）对所有事故谱（初因）进行评介；

2）对所有事故序列进行评价；

3）所有评价定量化。

核电厂PSA分成3个级别。一级，堆芯损坏分析：用事件树和故障树的概率方法，对设计和运行进行分析，得出导致堆芯熔化的事故序列及其发生频率；二级，源项分析：在一级分析的基础上分析事故的物理过程和安全壳的行为，计算不同事故释放类型的放射性源项；三级，后果评价；进行释出放射性物质特性、大气扩散程度和剂量评价。PSA评价的基本流程如图1所示。

1.2初因的确定

首先要分析风险评价历史报告、反应堆运行历史的文件资料以及作为PSA分析对象的核电厂设计资料进行工程判断，从中编制出初因事件的清单。在选择初因的过程中，要确定可能发生的事件，这些事件需要安全系统的投入以减缓后果并将反应堆带入安全状态。然后对事件进行分类，分类的准则是所需的系统响应和成功准则是否一致。

图1PSA评价流程图

初因事件的选择通常来源于以下几个方面：核电厂的个体情况；参考现存的报告，如EPRI-2230（1982）第三部分：“预期瞬态的发生频率”；参考类似核电厂现存的PSA报告。

在1995年进行的大亚湾和岭澳核电厂PSA分析中，确定了一次管道破口、蒸汽传热管破裂、二次管道破裂、丧失蒸汽发生器给水、丧失热阱、丧失厂外电源、PTWS以及瞬态共八大类初因。秦山核电厂目前正在进行的PSA评价的初因事件评选也基本类似。

1.3事件树的建立

对于不同组的初因，核电厂的系统响应是不一样的。在建立事件树时，要了解核电厂为控制产生的能量和放射性危害所必须的安全功能，这些安全功能是由一系列防止堆芯熔化、防止安全壳失效或减少放射性泄漏的动作所组成。表1列出了核电厂典型的安全功能和它们的目的。

在不同的核电厂和不同的初因下，为完成核电厂的安全功能所必须的系统响应是不一样的。分析人员在建立事件树时需要对核电厂在不同的情况下的响应有很深的了解。在事件树中还需要考虑操作规程和操作员动作的影响。这些都需要分析人员分析大

量的有关核电厂设计、系统功能、运行规程的详细资料，并且参考安全分析报告。在分析的过程中，应该考虑到其中的保守倾向，需要的时候要进行热工水利计算。

表1核电厂安全功能及其目的

见表

在建立事件树时，需要确定其中的题头事件。一般说来，题头事件的确定对事件树的繁简有很大的影响。通常可以把作为一个整体的某个前沿系统的一个响应作为一个题头。图2是秦山核电厂PSA蒸汽传热管断裂（SGTR）事件树图。

1.4系统故障树分析

事件树题头所表示的大多数功能都是由一组系统来完成的。要对事件树进行定量化计算，就要建立详细的系统模型，对系统进行全面的描述。

在进行系统故障树分析时，首先要对事件树题头进行分析，

确定所需分析的系统和成功准则。确定了系统之后，还需要划定所分析系统的边界，比如前沿系统与支持系统的接口以及相关系统的相互关系。

在核电厂PSA中，故障树分析是定义系统不希望发生的状态（顶事件），然后对系统进行分析找出可以导致顶事件发生的所有途径。核电厂PSA故障树的结构图如下：

图2蒸汽发生器传热管断裂（SGTR）事件树图

·顶事件：堆芯溶化，或者是某特定功能的失效，或者是某特定系统的失效。

·逻辑关系：反映出管道和仪表简图的逻辑关系，反映出所需的成功准则。

·基本事件：基本事件的分解层次取于数据的收集，在前沿系统故障树中，支持系统的失效可以作为待发展事件来处理，需要考虑人因失效和共因失效。