《安全技术》之核电厂概率安全评价(PSA)技术研究
概率安全评价-来源于核电服务于核电
概率安全评价-来源于核电服务于核电概率安全评价——来源于核电服务于核电生产部执照申请处冯炳良摘要概率安全评价是一种系统化的安全分析方法。
它诞生于核电、来源于核电，是核电事业发展的产物，并随着核电事业的发展而发展，核电事业是它的源泉；同时，它服务于核电，是核电厂的一种设计工具、分析工具、管理决策工具。
概率安全评价经受住了各种批评的考验，更经受住了核事故的检验。
经过30 a的发展，目前这项技术已经成熟。
它通过其在风险指引型方法中所扮演的重要角色，已经在众多方面为核电的发展做出了重要贡献。
实践证明，概率安全评价可以承载核电行业提高安全性和经济性的厚望。
这项技术同样也一定能在我国核电事业的发展中发挥其越来越重要的作用。
关键词核电厂核安全概率安全评价概率风险评价风险指引型0 引言核安全是核电事业的永恒主题。
与常规电厂相比，核电厂的特殊性就在于它具有放射性，在于它在将核能转化为电能的过程中会产生大量的高放射性的裂变产物。
于是就产生了如何控制管理这些放射性物质以避免其向外泄漏的问题，产生了核安全问题。
人类社会中没有绝对安全的活动。
人们在享受这些活动所带来的利益的同时，也必然要承受一定的风险，问题是要使这种风险尽可能合理地小。
核电为世界带来了光明，在它服务于人类的同时也会给人类带来风险。
所谓的核安全也就是要使这种风险处于可知、可控并尽量小的可接受状态。
概率安全评价（PSA）就是评价风险、认识风险、并帮助人们管理风险、降低风险的一项有效工具。
概率安全评价是一种对不希望事件进行评价的方法。
这种评价分两个方面，即分析不希望事件的发生频率及不希望事件产生的后果。
而这种频率与后果两者的综合，就是所谓的风险。
对核电厂而言，这种不希望事件是指堆芯损坏、放射性核素向环境泄漏、公众伤亡与财产损失等。
与经典的确定论安全分析方法不同，概率安全评价是一种系统化的分析方法。
这种分析的输入是电厂设计、运行历史与实践、人员行为、部件可靠性、堆芯损坏的物理过程、安全壳行为以及环境状况等方面的尽可能真实的有关信息；这种分析的基础是概率论；这种分析的手段是演绎与归纳相综合的逻辑推理；这种分析的输出即为各种事故序列、各种放射性物质释放和各种健康效应的概率与后果。
PsA安全评价分析方法
PsA安全评价分析方法
PsA分析方法是近年来发展起来的一种新的事故评价方法。
PSA分析方法采用系统可靠性评价技术(即故障树、事件树分析)和概率风险分析方法对复杂系统的各种可能事故的发生和发展过程进行全面分析，最后的分析结果给出堆芯损坏概率和放射性物质在环境中的释放后果。
PSA 分析方法认为核电厂的事故是个随机事件，引起核电厂事故的潜在因素很多，核电厂的安全性应由全部潜在事故的数学期望值表示闭。
国际上根据概率安全评价的研究范围将PsA方法分为3个级别：
(1)一级PsA：对核电厂故障的评价，确定堆芯熔化概率：
(2)二级PsA：一级PsA结果加上安全壳响应的评价，确定安全壳放射性释放的频率：
(3)三级PsA：二级PsA结果加上厂外后果的评价，估算公众风险。
PsA技术对复杂系统进行分析，研究其各种可能的事故，而不管什么单一故障准则和设计基准，因此它可以发现设计缺陷、共因失效和各种可能的失效模式。
PsA分析过程可以分为初因事件的选择、事件树的建立、系统可靠性分析和故障树的建立、事故序列定量化计算、结果分析等。
对于核电厂这样一个复杂的系统．由许多子系统、部件和设备组成．在分析中还要考虑由多个子系统连接形成更大的系统，采用故障树分析这种庞大的系统是很有效的，不仅能方便地分析出系统失效的可能机理，还可定量求出系统的失效概率。
一_二级概率安全评价技术研究及其在300MW核电厂二期工程设计中的应用
第33卷 第2期 核 技 术 V ol. 33, No.2 2010年2月 NUCLEAR TECHNIQUES February 2010——————————————第一作者：严锦泉，男，1963年出生，1989年于上海交通大学获硕士学位，研究员级高级工程师，从事核安全分析工作 收稿日期：2009-11-18一、二级概率安全评价技术研究及其在300 MW核电厂二期工程设计中的应用严锦泉 张琴芳 仇永萍 周全福 邱忠明 陈 松(上海核工程研究设计院 上海 200233)摘要 通过引进及自行研制，建立了一、二、三级概率安全评价(PSA)分析程序；结合300 MW 核电厂二期工程(C-2)设计，对一、二级PSA 技术进行研究及应用——包括始发事件分析、事件树分析、故障树分析、相关性分析、人员可靠性分析、数据分析、事件序列定量化、电厂损伤状态分析、事故进程和安全壳响应分析、源项分析、大量放射性早期释放频率(LERF)的计算和分析、不确定性分析、重要度和敏感性分析以及设计过程中的应用等。
建造了C-2一、二级PSA 模型，通过在C-2设计过程中基于PSA 的发现进行了一些重要设计改进，如安注泵和喷淋泵的小流量回流管上隔离阀的设计改进；化容系统的往复式上充泵的设计改进；重要厂用水系统的设计改进等，得到C-2功率运行内部事件的堆芯损伤频率(CDF)为7.25×10–6/堆年，LERF 定量化结果为3.24×10–7/堆年。
关键词 概率安全评价，事件树，故障树，严重事故，设计改进 中图分类号 TL36490年代初，美国核管会(Nuclear Regulatory Commission, NRC)公开发表的NUREG-1150[1]《严重事故风险：5座美国核电厂的评价》以及配套报告，总结了PSA(Probabilistic Safety Assessment)技术的数十年研究成果，对后来的PSA 工作起了重要指导作用；也为美国核管会执行安全监管时如何应用这些分析技术提供了有益见解，可作为开展系统研究的重要参考。
PSA概念和方法
人因数据的来源 • 核电和相关工业的通用数据 • 军用数据 • 核电站模拟机 • 专家经验
人因分析方法 HCR THERP CREAM ATHEANA
人的行为是怎么结合进入PSA模型的
• • • 多数人因是作为基本事件，出现在故障树中 一些人因模化在事件树题头中 恢复行动通常放在事件树题头上，或在模型的 结果讨论时手动添加
TOP = G1 * G2 = (A1+A2) * (B1+B2) =A1*B1 + A1*B2 + A2*B1 + A2*B2 系统的最小割集为 {A1,B1}、{A1,B2}、{A2,B1}、{A2,B2}
TOP = A1*B1 + A1*B2 + A2*B1 + A2*B2 TOP = ∑ MCSi P(TOP) = P(∑ MCSi)
PSA的基本技术 事故序列定量化 Accident Sequence Quantification
A
工况一回路热端大破口 安注箱 (2/3)
安喷直接注入
低压安注直接注入
低压安注冷端再循环
BL1A
Q1
E3
IL1
IL2 1 2 3 4 5 4.00E-05 OK 3.14E-08 CD IL2 5.93E-09 CD IL1 4.67E-08 CD E3 9.39E-11 CD Q1
– 把共用设备模化在故障树中
• 大事件树/小故障树方法
– 把共用设备模化在事件树中
• 从数学上两种方法是等效的，但各有优缺 点
• 部件间的相关性用共因失效来进行 分析
PSA的基本技术 数据 Reliability Data
设备可靠性模型
部件类型与特征 第 1 类：连续监测的可修复部件 第 2 类：定期试验部件 第 3 类：不可用度为常数的部件 第 4 类：有固定任务时间的部件 第 5 类：故障频率为常数的部件 第 6 类：不可修复的部件 可靠性模型 Q(t)= λ· （1- e-(λ+µ)t）/(λ+µ) Q(t)=1-e- (t-nTI) (n·TI＜t ＜(n+1)TI) λ· Qm=1- (1-e- TI)/λ·TI
概率安全评价法
• 概率安全评价 (PSA) 是七十年代以后发展起来 的一种系统工程方法。它采用系统可靠性 ( 即 故障树、事件树分析 ) 和概率风险分析方法对 复杂系统的各种可能事故的发生和发展过程进 行全面分析，从它们的发生概率以及造成的后 果综合进行考虑。1979年美国三哩岛核事故发 生发展过程在WASH 1400中已有明确预测。此 后，概率安全评价得到广泛的承认，在各方面 得到广泛应用， 用于分析设计中的薄弱环节、 改进设计、诊断故障、指导运行、制定维修策 略等各方面，并逐步发展为进行安全评价和安 全决策的标准工具。
风险可接受水平
一般认为人年均死亡概率小于10-7是 一个可接受的风险值，它比现有社会事 故风险水平 6×10-4 死亡 / （人 · 年）要小 3～4个数量级。
三个级别的PSA
• 一级 PSA ：系统分析。对核电厂运行系统和安 全系统进行可靠性分析，确定堆芯损坏的事故 系列，作定量分析，求各事故序列的发生频率， 给出反应堆每运行年发生堆芯损坏的概率。 • 二级 PSA ：一级 PSA 加上安全壳响应的评价。 分析堆芯熔化物理过程和安全壳响应特性，包 括分析安全壳在堆芯损坏事故下受的载荷、安 全壳失效模式、熔融物质与混凝土的作用以及 放射性物质在安全壳内释放和迁移。确定放射 性从安全壳释放的频率。 • 三级 PSA ：二级 PSA 加上厂外后果的评价。分 析放射性物质在环境中的迁移，求出核电厂外 不同距离处放射性物质浓度随时间的变化。
初始事件的确定
• 一种方法是广泛的工程评价，对以前进 行的 PSA 资料、反映运行历史的文件资 料以及本电厂的设计等资料进行评价， 经过工程判断编制出初始事件的清单。 • 另一种有效方法就是采用演绎分析的方 法。在这种方法中，堆芯损坏作为一个 方框图的顶事件，在结构上类似于故障 树。从顶事件开始逐步分解成不同类别 的可能导致堆芯损坏发生的事件。于是， 从最底层的各事件选出初始事件。
核电厂内部水淹确定论安全评价方法及应用
核电厂内部水淹确定论安全评价方法及应用
核电厂内部水淹是一种严重的事故，可能导致放射性物质的泄露和风险的增加。
因此，核电厂内部水淹的安全评价至关重要。
以下是一些可能的方法和应用：
1. 故障树分析（FTA）：FTA是一种定性和定量分析方法，用于识别可能导致事故的故障机制和事件。
它可以用来评估内部水淹的潜在影响，并确定相应的安全措施以最大程度地减少这些影响。
2. 事件树分析（ETA）：ETA是另一种故障分析方法，用于估计事件序列中每个阶段的风险。
它可以帮助确定导致内部水淹的事件序列，并评估可能的后果和影响。
3. 质量/安全功能部署（QFD/SFD）：QFD/SFD是一种系统化的方法，用于将客户需求转化为产品或服务的设计和开发过程中的质量或安全功能要求。
它可以帮助确定内部水淹处理的质量/安全功能要求，并确保这些要求得到满足。
4. 概率安全评价（PSA）：PSA是一种定量风险评估方法，结合了概率、系统分析和控制策略以评估事故的概率和后果。
它可以帮助评估内部水淹可能的发生概率和影响。
这些方法可以结合使用，以提高核电厂内部水淹的安全评价水平。
不同的方法应该根据具体情况和要求进行选择和应用，以提供最佳的分析和评估。
概率安全分析
概述
• 二、意义
• 它可以发现设计缺陷、共因失效概率、各种可能的失效模 式和电厂内各种不利的系统间相互作用。PSA技术还可以 用来估价设计改动的代价，因此它可以用作设计决策的重 要工具。虽然PSA的分析结果中会给出堆芯熔化的概率及 环境后果，但是很难说这是它的终极目标，更不是它的唯 一目标。我们宁可把PSA分析过程看作对核电厂的一次全 面认识过程，这也许更合乎实际，也更合乎PSA技术的特 点。
• 分析过程：
• 1.诊断失误概率 • 根据假设，诊断可用时间为30m，得到诊断失误概率为： 0.001 • 2. 动作失误概率 • 在正确诊断的情况下，操纵员仍有可能在动作的执行过程 出现错误。根据E3规程，操纵员总共需要进行5步主要的 操作，假定任何一步出现错误，都将导致任务失败。因此 需要将5个步骤的动作失误概率相加。
• 破损SG隔离的相关规程（假定）： • A3规程第3步： • a.调整破管蒸汽发生器的大气释放阀开启设定值 至7.0MPa • b.确认破管蒸汽发生器的大气释放阀---关闭 • c.关闭破管蒸汽发生器的主蒸汽隔离阀及其旁路 阀 • d.隔离破管蒸汽发生器的排污 • e.关闭破管蒸汽发生器的主蒸汽隔离阀前疏水阀
• 将多人构建的包括有故障树的多个模型整合到一个模型中
– 利用Risk Spectrum的导入/导出功能 – 先把支持系统故障树导入到一个模型中，而且独立性最强的故障 树，最先导入 – 与后面的系统故障树整合时，打开要整合的系统故障树模型，再 导入已经整合的模型，即，用整合好的模型覆盖未整合的模型中 的相同部分 – 再将前沿系统的故障树整合到已经包括有所有支持系统故障树的 模型中 – 所有故障树都整合到一个模型中后，逐个将代表支持系统故障树 的转移门或待发展事件替换为相应的故障树逻辑门
概率安全分析
• 破损SG隔离的相关规程（假定）： • A3规程第4步： • 检查破管蒸汽发生器的水位 • a.窄量程水位---大于9.1m • b.隔离给水
• 分析中的相关假设：
• 1.使用了EOP规程，且操纵员经过良好的培训
• 2.操纵员一步一步按照规程进行操作
• 3.诊断可用时间窗口：30分钟
• 4.压力水平：中等
调用相同的支持系统，转移门或待发展事件的编码必须相同 – 构建的故障树模型包括共因失效组，不同人员涉及到的相同设备
的共因失效组，相关人员要进行讨论
• 将多人构建的包括有故障树的多个模型整合到一个模型中
– 利用Risk Spectrum的导入/导出功能
– 先把支持系统故障树导入到一个模型中，而且独立性最强的故障 树，最先导入
人因分析
始发事件后HRA分析例子
SGTR事件描述： • 反应堆自动停堆，安注自动投入，安注保护信号
将触发主给水隔离和启动辅助给水。 • 操纵员进入EOP规程，根据主控制室征兆判断事
故。所依据的征兆包括：二次侧剂量水平和蒸汽 发生器水位的变化识别事故的蒸汽发生器。蒸汽 发生器传热管断裂事故SGTR中的人误事件为例
Accumulator） • 保护安全壳完整性（EAS）
事件树分析方法
• 事件树分析（Event Tree Analysis）方法 是一种逻辑演绎法。在给定一个始发时间 的前提下，分析此始发事件可能导致的各 种事故序列的结果，从而定性和定量地评 价系统的特性，帮助分析人员获得正确的 决策。
• 事故序列以图形表示，且呈树型，故得名 事件树。
– 编码的唯一性和一致性
• 编码的唯一性和一致性是指在PSA模型中的任一事件（包括始 发事件、设备失效模式、题头事件、人因事件、故障树中的逻 辑门等）有且仅有一种编码进行表示
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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：Probability Safety Assessment）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。
1 PSA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1 PSA 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。
故障树所包含的失效模式以及失效数据是由分析对象核电厂以及世界上其他类似核电厂的运行记录而来的。
1.5 事故序列定量化计算事故序列定量化计算的工作就是将事件树分析与故障树分析相结合得到堆芯熔化频率。
（1）在进行定量分析时，首先要处理事件之间的相关性。
相关性主要分为两类：相同的支持系统，如几乎所有的安全系统都用到厂用电系统，这些系统之间因为其用了厂用电系统就有系统相关性；共用的部件，如安注系统和安全壳喷林系统都要用到PTR水箱，也使得系统之间有了相关性。
按照处理系统的相关性的不同，可以分为大事件树/小故障树和大故障树/小事件树两种方法。
前者相关性是直接在事件题头中进行处理的，后者所有的相关性都在前沿系统中考虑，在事件树中不出现支持系统和共用部件。
在处理上，通过布尔代数自动解决相关性。
（2）在事件树分析结束并有了相应系统的故障树之后，就可以进行事故序列定量化计算。
在计算之前，首先要分析事件树，确定所需前沿系统及其支持系统，选定所需的故障树。
由于核电厂故障树比较庞大，而且求解事故序列时需要把多个系统的故障树连接求解，要使用专门开发的计算机程序来进行，比如SETS、TISK SPECTRUM等。
1.6 结果分析由于初因和基本事件中存在的误差在故障树和事件树中传播，使得故障树顶事件和事故序列的不可用度和发生频率也必然存在误差，所以必须进行不确定性分析。
语差主要来源于：数据收集的不充分、人因数据的误差和共因失效的误差。
在实际分析中，不确定性分析采取的主要方法是蒙特卡罗抽样法。
在定量计算之后，尚需进行重要度分析，用来辨别对堆芯熔化起重要作用的部件。
2 PSA的应用及研究发展PSA在核电厂可以运用的领域包括：·技术规范书的重编·电厂配置的管理·在役试验程序的改进·电动阀的试验·在线维修和计划与进度安排·维修章程的执行·安全泄漏率试验·分级质量保证·主要部件的评价·核废料的存储、运输和处理 2.1 以风险为基础的技术规范书的改进核电厂中，技术规范书通常包括：安全系统的参数限值；运行限制
区；允许后撤时间（AOT）；离线监控试验间隔（STI）；设计特性；管理要求。
在这些部分中，AOT和STI适用于运用风险为基础的改进。
核电厂风险管理系统（RMS）RMS是一个在线工具，用来跟随电厂可用度和配置的变化，以实时的方式给出具有重要风险意义的信息以及评价在线维修的风险影响，为电厂管理决策提供支持。
以可靠性为中心的维修（RCM）RCM的主要特点就是按照系统和设备在核安全中的重要度来确定维修策略。
系统和设备的重要度就是按照RSA的分析结果来确定的。
RCM可以对核电厂主要系统的维修优化。
2.2 PSA的研究发展事故场景的鉴别鉴别出系统中所有可能的事故场景，是对潜在事故进行风险评估及后果分析的基础。
事故场景的鉴别在很大程度上依赖于分析人员的经验。
开发和建立实际工程系统的计算机辅助事故场景分析系统，建立分析模型，对于事故场景分析是一条有效的发展途径。
3 结束语核电厂PSA评价技术是核电厂安全评价近年来广泛采用的评价方法。
其方法和手段在不断补充和改进，它可以为核电厂提供安全的、最优化的决策依据。
随着国内核能的不断发展，PSA技术在我国核电厂安全评审中将起着非常重要的作用。
[1]。