核电站概率安全分析讲义
核电站事故的案例分析与教训总结

核电站事故的案例分析与教训总结近年来,核能作为一种清洁、高效的能源形式,受到了广泛的关注和应用。
然而,核电站事故的发生也时常引发公众的担忧和恐慌。
本文将通过对历史上几起核电站事故的案例分析,总结出其中的教训,以期能够更好地保障核能的安全利用。
首先,我们回顾一下1986年发生在乌克兰切尔诺贝利核电站的事故。
这起事故是迄今为止最严重的核电站事故,给人们留下了深刻的教训。
事故的原因之一是设计缺陷,核电站在设计上存在安全漏洞,未能考虑到突发事件的可能性。
此外,事故中的人为因素也是重要原因之一,操作员在进行试验时犯了一系列错误。
这次事故的教训是,核电站的设计必须做到万无一失,同时操作员的专业素养和责任心也至关重要。
接下来,我们来看一下2011年发生在日本福岛核电站的事故。
这次事故是由一场地震和海啸引发的,也是核电站事故中的又一重大灾难。
事故的教训之一是,核电站的安全措施必须考虑到自然灾害的可能性。
福岛核电站的安全措施没有能够应对如此强烈的地震和海啸,导致核反应堆的熔毁和放射性物质的泄漏。
因此,核电站的建设地点必须经过严格的评估和选择,以确保能够抵御自然灾害的侵袭。
除了以上两起事故,还有一起曾经引起全球关注的核电站事故是1979年在美国三里岛核电站发生的事故。
这次事故是由于操作员的失误和技术故障引起的。
事故中,核反应堆的冷却系统发生故障,导致核燃料棒过热,最终熔化。
这次事故的教训是,核电站的操作和维护必须严格按照规程进行,操作员必须接受充分的培训和考核。
此外,核电站的技术设备也必须经过严格的检测和维护,确保其正常运行。
通过对这几起核电站事故的案例分析,我们可以得出一些共同的教训和总结。
首先,核电站的设计必须做到万无一失,不能有任何安全漏洞。
其次,核电站的建设地点必须经过严格的评估和选择,以确保能够抵御自然灾害的侵袭。
再次,核电站的操作员必须接受充分的培训和考核,确保他们具备应对突发事件的能力。
最后,核电站的技术设备必须经过严格的检测和维护,确保其正常运行。
核电站停堆逻辑的实现及安全分析

核电站停堆逻辑的实现及安全分析摘要:通过对某核电站停堆断路器结构,以及参与停堆的保护参数和通道的降级逻辑分析,评价核电站停堆系统的可靠性。
关键词:停堆断路器;参数旁通;通道旁通;安全分析;引言在核电站停堆功能是非常重要的保护功能,用于实现在电站各个重要参数发生异常时,实现停堆,终止核裂变,大幅度降低核电站的功率,以达到保护堆芯的目的。
本文将对核电站的停堆执行机构和停堆逻辑功能进行安全分析。
1、某核电站停堆断路器机构某核电站共有8个停堆断路器,分为两列四组,每组两个停堆断路器,每列两组停堆断路器,其主要功能是在核电机组重要参数偏离设计值时,切断核电站控制棒的动力电源,控制棒将通过自身重力自动掉入堆芯,进而终止核裂变反应,实现反应堆的停堆功能,停堆断路器的结构如图1-1:图1-1 停堆断路器的结构图中四组停堆断路器分别对应核电站反应堆保护系统的四个保护组别,当保护组I发出停堆信号时,只有RPA100JA和RPA101JA断开,控制棒仍然带电,反应堆不会停堆。
而当保护组II也发出停堆信号时,RPB100JA和RPB101JA也断开时, LKA/LKB的电无法送至控制棒线圈,失电,停堆。
这是靠硬件实现的四取二停堆逻辑。
2.参数旁通逻辑的实现在核电站的停堆逻辑设计上,提出了降级的理念,即当一个保护通道旁路时,停堆逻辑降级为三取二逻辑,两个保护通道旁路时,降级为二取一停堆逻辑,当然如果三个保护通道都旁路则直接停堆。
同样道理,当仪表检修时也可将该仪表信号旁路,同样的降级方式。
具体实现逻辑如图2-1,如果某一测量参数超过停堆阈值则发出停堆信号,但是如果该仪表参数旁通(可根据实验需要手动旁通,也可以根据信号质量自动旁通),则会闭锁该停堆信号的发出,剩余的三个通道以三取二形式进行停堆保护;两个仪表同时参数旁通则发出多通道旁通报警,如果此时再有一个仪表测量参数超过停堆阈值,则引起跳堆,此为二取一停堆保护;三个仪表同时旁通则直接停堆。
核电站辐射事故案例分析与教训

核电站辐射事故案例分析与教训核电站作为一种高效的能源供应方式,在为人类社会带来巨大利益的同时,也伴随着潜在的风险。
辐射事故一旦发生,其后果不堪设想。
下面将通过对一些典型的核电站辐射事故案例进行分析,总结其中的教训,以期为未来的核电站安全运行提供有益的参考。
一、切尔诺贝利核电站事故1986 年 4 月 26 日,位于苏联乌克兰普里皮亚季的切尔诺贝利核电站发生了史上最严重的核事故。
当时,在进行一项反应堆安全测试时,由于操作失误和设计缺陷,反应堆功率急剧上升,引发了爆炸和大火。
大量放射性物质被释放到大气中,污染了周边广大地区。
事故的主要原因包括:操作人员违反安全规定,对反应堆的特性和操作流程认识不足;反应堆设计存在缺陷,缺乏有效的安全保护机制;管理不善,安全文化缺失,对潜在风险的评估和防范不足。
这次事故带来了极其严重的后果。
大量人员受到了高剂量的辐射,导致急性辐射病和长期的健康问题,包括癌症、心血管疾病等。
周边地区的生态环境遭到了极大破坏,土壤、水源和植被受到污染,许多动植物物种受到影响。
经济损失巨大,包括清理和修复工作的费用、土地的废弃以及相关产业的损失。
二、福岛第一核电站事故2011 年 3 月 11 日,日本东北部海域发生了 90 级强烈地震,并引发了巨大的海啸。
福岛第一核电站受到了地震和海啸的双重冲击,导致反应堆冷却系统失效,发生了核泄漏事故。
造成这次事故的原因有:核电站的选址和设计未能充分考虑到极端自然灾害的影响;应急响应机制不完善,在灾难发生后未能及时有效地采取措施;长期以来对核电站安全的监管不足,对可能出现的风险估计不足。
福岛核事故对当地居民的生活和健康产生了深远影响。
许多居民被迫撤离家园,长期处于流离失所的状态。
大量土地受到污染,农业和渔业遭受重创。
周边地区的旅游业也受到了极大冲击。
此外,核泄漏对海洋生态环境造成了严重破坏,放射性物质在海洋中扩散,对海洋生物和渔业资源构成威胁。
三、三哩岛核电站事故1979 年 3 月 28 日,美国宾夕法尼亚州的三哩岛核电站发生了部分堆芯熔毁事故。
《压水堆核电厂安全》单元7:验收准则及事故分析的基本假设

单元7:验收准则及事故分析的基本假设
4)需假设极限的单一故障
对于此项假设法国用于II、III、IV类工况的分析,而美国 同前一项假设一样仅要求III 、IV工况采用该假设,如在II 类中采用也可以接受。
谢谢Biblioteka 单元7:验收准则及事故分析的基本假设
我国的核电站事故分类(HAF102) 2.运行限值
为保证核电厂的安全运行,经国家核安全部门批准的, 用以确定参数限值、设备功能和性能以及人员水平等的整
套规定。
例:为确保第一道安全屏障完整性,从热工角度出发,大
亚湾核电站的安全限值:
DNBR>1.22
线功率密度≤590W/cm 升降温速率≤56℃/h 稳压器升、降温速率≤112 ℃/h等
事故分析的基本假设
特大事故
(Major accident) 7
严重事故
福岛 切尔诺贝利
事
(Serious accident) 6
故
跨厂事故
(Accident with off-site risks)5
厂内事故
三哩岛
(Accident mainly in installation)4
严重故障
(Serious incident) 3
工况III事故不会引起工况IV事故,不得进一步损伤反应堆 冷却剂系统和反应堆安全壳屏障。放射性的释放不得禁止或 限制居民使用厂外附近地区。
单元7:验收准则及事故分析的基本假设
工况——Ⅳ极限事故(假想事故):
在核电厂寿期内发生概率很低(10-6~10-4次/堆·年)的 后果严重的假想事故:一回系统主管道大破口、弹棒事故等。 一旦发生会释放大量放射性物质。 专设安全设施的投入应能保证一回路压力边界的完整性、反 应堆安全停闭,并对事故后果加以控制。 可以导致燃料元件重大损伤,但堆芯几何形状不受影响,堆 芯冷却可以保持。
培训材料之PSA概念和方法

共因故障分析的步骤
• 首先需要识别确定共因部件组
– 用来提供冗余度的相同的非多样性的部件总是应归 入同一个共因部件组 – 属于不同系统的相同的部件,是否应归入同一个共 因部件组需作具体分析 – 不同的(多样性的)冗余部件一般假定为独立的而 不归入同一共同部件组 – 某些被动部件通常在系统分析中是被忽略掉的,但 要注意不要忽视可能的CCF
•
•
用于评估系统的不可用度
Component Cooling Water System train 1 f ails @CCW-1-00
ECC EFW MFW RHR
CCWS pump 1 f ails
Heat exchanger f ails
Service Water System train 1 f ails @SWS-1-00 @CCW-1--1
2。定义始发事件所要求的安全功能
3。确定成功准则 4。建立事件树 5。逻辑简化
1。建立分析的边界条件
-- 任务时间(24小时且 状态稳定) -- 序列终止状态 End State OK (冷停堆、热停推) • CD (PDS)
电厂损伤态 Plant Damage State 堆芯状态
•
•
安全壳状态
Level 2:
Level 3:
根据PSA分析的范围,PSA分析还可分为:
•
•
按电厂的运行工况, PSA一般包括功率阶段和停堆阶段 按始发事件的范围, PSA可分为内部事件(如丧失冷却剂事故LOCA和 瞬态等)、内部灾害(水淹、内部火灾等)以及外 部灾害(地震、外部火灾等)。
目前世界上各个国家所完成的PSA分析,多数针对的是 Level 1 PSA的内部事件(功率阶段和停堆阶段),内部 灾害的分析正在逐步增加,但已完成了外部灾害分析的 还比较少。
核电厂安全知识点

核电站安全知识点核电厂潜在的危险性:1)核电厂存在大量的放射性物质2 反应堆停堆后,衰变热会释放很长时间3)反应堆存在大量的高温高压水4)反应堆功率可能迅速升高。
核安全文化的定义:安全文化是单位和个人各种特征和态度的总和,他建立在一种超出一切之上的观念,即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。
特性:安全文化的有形衍生、安全文化主动精神。
实质:在电厂建立一套科学严格的规章制度和组织体系,在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围,通过培训,提高员工的知识技能,培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习惯,从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。
人品特性:质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互沟通的工作习惯。
自我检查是提高员工绩效的工具,常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review检查。
监护:这意味着两名操作员同时检查要执行的操作的正确性。
安全文化评价方法:人员访谈、行为观察、文件查阅。
中国的核安全监管体系分为:国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。
核电安全许可证:核电站现场安全审查安全批准、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。
核电站环境影响报告是指许可证申请人向环境保护部提交的环境影响评估文件。
核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。
核事故应急管理指南:常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保护环境。
应急预案是为应急响应行动制定的文件,是其他应急文件的基础。
应急计划区:为了在核事故发生时能够及时、有效的采取保护公众的防护行动,提前在核电站周围留出区域,以制定应急计划并做好适当准备。
紧急状态分类:应急待命、厂房应急、厂区应急、场外应急。
一般应急水平也是保护行动乘客避免的剂量。
隐蔽 10 撤离 50 典防护 100 临时性避迁(第一个月 30 第二个月 10)(mSv)永久性在居住寿期内1Sv核电安全的总体目标是建立并保持对核电站放射性危害的有效防御,以保护人民和环境免受危害。
核电站安全标准

核电站安全标准核能是一种高效、清洁的能源形式,在全球范围内得到了广泛应用。
为了确保核电站的运营和建设安全可靠,各国制定了一系列的核电站安全标准。
本文将从不同角度分析核电站安全标准的相关内容。
一、设计安全标准核电站的设计起着决定性作用,设计安全标准应包含以下几个方面。
1.设施安全:核电站设计应符合建筑和土壤工程方面的标准,以确保设施的结构稳定性和抗震性。
2.防火防爆:核电站应具备完善的防火和防爆措施,包括建筑材料的选择和火灾监测系统的建设等。
3.辐射防护:核电站应考虑到辐射对人员和环境的影响,建立辐射防护体系,保障人员和周围环境的安全。
4.安全设备:核电站应装备一系列安全设备,包括核反应堆冷却系统、紧急停堆装置、核材料存储设施等,以应对各种紧急情况。
二、运营安全标准核电站在运营过程中,需要严格遵守一系列的操作规程和安全标准。
1.人员素质:核电站的运营人员应接受严格的培训,熟悉设备操作和应急处置程序,提高应对突发事件的能力。
2.设备维护:核电站应建立完善的设备维护体系,定期检查和维修设备,确保其正常运行和安全可靠。
3.辐射监测:核电站应建立实时的辐射监测系统,对周围环境的辐射水平进行监测,及时发现和处理异常情况。
4.应急预案:核电站应制定详细的应急预案,包括应急演练、人员疏散、核材料事故处理等,以保障核电站在紧急情况下能够迅速、有效地应对。
三、环境保护标准核电站建设和运营应注重环境保护,制定相关标准和方案,减少对环境的影响。
1.废物处理:核电站应建立处理核废料的合理机制,确保废物的储存和处理安全可靠,减少对环境的污染。
2.水处理:核电站应采取措施减少对周围水源的影响,建立水处理系统,保证放入环境的废水符合相关标准。
3.大气排放:核电站在燃料燃烧过程中产生的气体排放应符合相应的排放标准,减少对大气污染的影响。
四、核事故响应准备标准为了能够快速、有效地应对核事故,各国制定了核事故响应准备标准。
这些标准主要包括以下几个方面。
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
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性,平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益,请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间:9:00-18:30)。
核电站概率安全分析讲义 目 录 第1章 概述 1.1 风险的概念 1.2 风险评价 1.3 概率风险评价(PSA)技术的发展历程 1.4 PSA技术的展望 1.5 思考题 第2章 数学知识 2.1 概率论及数理统计 2.2 布尔代数 2.3 思考题 第3章 可靠性工程基础 3.1 可靠性基本概念 3.2 失效过程的可靠性特征量 3.3 修复过程的可靠性特征量 3.4 生命全过程的可靠性特征量 3.5 思考题 第4章 核电站安全原理 4.1 核反应堆的潜在风险及核安全的概念 4.2 降低核反应堆潜在风险的措施 4.3 核反应堆安全设施和安全功能 4.4 核反应堆安全评价 4.5 思考题 第5章 核电站概率安全分析 5.1 核电站PSA概述 5.2 初因事件分析 5.3 核电站模型及事件树分析 5.4 系统模型及故障树分析 5.5 事故序列定量分析 5.6 思考题 第6章 PSA分析中的其它问题 6.1 PSA中的事件模型 6.2 相关失效分析 6.3人可靠性分析 6.4 PSA分析软件和数据库 6.5 PSA中的不确定性分析 6.6 思考题 第7章 PSA发展趋势及其应用 7.1 PSA发展趋势 7.2 PSA研究成果 7.3 PSA应用 7.4 思考题 前 言 核能的发展和和平利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一。人类今天已拥有大规模利用核能的能力,核电站的发展相当迅速,已被公认为一种经济、安全、可靠、干净的能源。到上世纪末,在全世界31个国家和地区已有438台核电机组在运行,总装机容量达到约351Gwe,约占发电总量的16%。研究堆作为强大有效的中子源,其用途更加广泛,可用来进行基础研究,生产军用、医用和工业用等各种放射性同位素,或对生物、种子等多种物质进行辐照,或开展中子活化分析、中子照相及中子治癌等各种应用,已成为科研、工业、农业、医学中重要的设施。为了应对人口及经济增长,人类对能源和电力需求提出了巨大挑战,与化石能源相比,由于核能在世界能源平衡中具有的独特优势,许多有识之士预测核能将扮演越来越重要的角色,核能对于优化能源结构、促进能源多元化、提高能源安全和能源资源的合理利用以及保护环境具有不可替代的作用。 中国要实施可持续发展战略,到2020年全面实现小康社会,能源安全保障是重要支撑条件之一,而加快发展核电这一重要替代能源是保持我国社会经济与资源环境平衡和谐的战略选择。为此,确定了能源战略要求是:降低燃煤发电比重,提高水电和核电的比重;能源发展的基本方针是:大力开发水电,优化发展煤电,适度发展核电,积极发展天然气发电,加快新能源发电;能源发展规划是:到2020年发电装机量约9亿千瓦,核电装机容量约3600万千瓦。虽然从上个世纪八十年代初我国的核电开始起步,目前已经初步形成了一定规模的核电工业基础,取得了很大的成绩,到“十五”末,我国将有11台机组,总装机容量870万千瓦,占全国发电总装机容量约1.6%。如要实现上述核电规划,就意味着在15年左右的时间内,我国每年平均建设投产约200万千瓦,平均每年投产2台百万千瓦级的核电机组。我国核电迎来了新的发展机遇,有着令人鼓舞的发展空间。 尽管如此,核反应堆毕竟具有巨大的潜在风险,主要风险来自于事故工况下不可控的放射性物质释放。如何减少由于这种释放对工作人员、居民和环境所造成的危害,就构成了核反应堆的特殊安全问题,称为核安全。核反应堆的事故不但会影响其本身,而且会波及周围环境,甚至会越出国界。核反应堆一旦发生事故,不仅危害严重,而且还会造成重大的社会影响。因此,人们在致力于提高核能经济竞争力的同时,尤其是美国三浬岛核电站事故(1979年)和前苏联切尔诺贝利核电站事故(1986年)后,更加重视其安全性能,其中非能动安全、人的因素以及概率安全研究是比较注重和活跃的研究领域,并且取得了重大进展。 概率安全分析(Probabilistic Safety Analysis, 简称 PSA)方法是70年代以后发展起来的一种系统工程方法。它采用系统可靠性评价技术和概率风险评价技术对复杂系统的各种可能事故的发生及其进程进行全面分析,从它们的发生概率以及造成的后果综合进行考虑。由于PSA方法具有考察系统所有潜在事故、并对系统硬软件包括人进行量化,便于优化改进设计,最后对事故后果进行量化,给出便于与其他活动进行比较的风险,利于被公众接受等诸多优点,尤为重要的是,作为概率安全分析成果典范的WASH-1400成功地预示了TMI事故的全过程,而且被后来发生的切尔诺贝利核电站事故进一步证实。因此,80年代后PSA技术及其应用获得迅速发展,成为国际上美国、德国及法国等核工业大国核安全分析领域最热门研究课题之一,也是为下一代更先进、安全、经济的反应堆系统技术取得突破最有贡献的研究成果之一。目前,PSA已经从过去作为少数专家的研发工具向为大多数机构和组织(如生产、运行、管理和人员培训部门及核安全管理机构)的核安全和经济辅助决策工具转变,是核安全评价中一种标准的有效工具。核发达国家要求新建核反应堆必须提交概率安全分析报告。由于PSA技术及其研究成果的推广应用,核安全已经逐渐从确定性遵守文化(deterministic compliance culture)向风险通报安全文化(risk-informed safety culture)转变,开创了核安全文化的新纪元。
国际上系统地介绍PSA技术及其应用的教科书非常少见,多为实施导则、指南或手册,国内更是如此,一直苦于没有一套好的PSA教材,这与我国将要成为世界核电大国极不相称,基于此,作者在多年PSA研究和教学的基础上,参照国际上的参考资料编写本讲义。全套讲义将分6章:概述、数学基础、可靠性工程基础、核反应堆安全原理、PSA技术及PSA应用介绍。
由于作者知识浅薄,错误和不足在所难免,敬请批评指正。
第1章 概述 本章将阐述风险的概念,简要回顾风险评价及概率安全分析(PSA)的方法及其应用的发展历程。 1.1 风险的概念 风险(Risk)是一个具有多种含义的概念。通俗地说,可以将风险看成人们从事某种活动,在一定的时间内给人类带来的危害,与安全、危险、危害、损失、受伤、死亡、中毒及灾难等相关。安全就是指人类未受伤亡或财产未受损失的状态。危险指的是导致风险之源。
风险有易引起混淆的两种定性定义。 第一个定义:风险就是危害、灾难或将要面临的伤亡,即一种不是真实的而是潜在的伤害。如果危险真的发生了,就不再是风险,而是受伤、损失和死亡。 第二个定义:风险就是受伤、损失和死亡的可能性、几率或概率。 对风险的这种定性的理解不便于用来比较各种不同的风险,需要有一种可以作定量分析的定义,因此,我们将风险的第二种定义转化为数学描述,即风险就是事件发生的概率和事件发生后导致的后果大小之乘积。
风险R(后果/单位时间)=事件概率P(事件/单位时间)´造成的后果C(后果/事件) 从上式可知,风险具有双重含义,即既讲可能性又讲后果。 风险可分为个人风险和社会风险两类。个人风险指的是单位时间内由于发生某一确定事件而给个人造成的伤害后果。而社会风险指的是对整个社会群体造成的后果。显然,社会风险即个人风险与该社会群体内人数的乘积。
为了更好地理解风险的概念,现举有关保险和汽车车祸风险的例子。 在十五世纪Genoese提出了通过分担风险以抵御灾难性损失的方法,即现代社会中保险的概念。假设投保人为N艘轮船投保,每年交保险费R/艘,如果保险公司赔偿损失为C,而且假设受损的轮船为n 艘,根据收支平衡原则,以下式子成立:NR=nC
因此,R=Cn/N,当N越来越大时,n/N将趋于一个值,该值称为概率,并用P表示,这样上式可以表示为:R=PC
如果经统计某一年龄段人类的死亡率为1%,保险赔偿金为10000美元,那么,投保人应付的保险费至少为100美元/人年。 根据统计,美国每年大约有15×106起车祸。每发生一起车祸平均损失300美元,每发生300起事故大约有1人死亡。
因此,因汽车事故造成的经济损失为:15×106次事故/年×300美元/事故=4.5×109美元/年。 因汽车事故造成的死亡数为:15×106次事故/年×1人死亡/300次事故=50000人死亡/年。 若人口按2亿计算,则平均个人风险为:2.5×10-4死亡/人·年,0.075次事故/人·年和22.5美元/人·年。
同样,可以将风险定义用于核电站。假设有大量的核电站,而且这些核电站的水平及特征是一样的,具有同样的地貌特征和安全措施,电站之间互相独立,发生事故时互不影响。那么,核电站给公众造成的风险R可以表示为: 核电站概率安全分析讲义 - 超哥 - 核电日志ath connecttype="rect" gradientshapeok="t" extrusionok="f">核电站概率安全分析讲义 - 超哥 - 核电日志ath>
pi为发生某i失效模式的事故发生频率,ci为由于发生某i失效模式事故造成的后果,N为所有失效模式的总数。
可见,风险就是后果的数学期望值,如果采用保险术语来说,它就是人类社会使用某项技术或实施某项活动应付的保险费。
应该说,上述有关风险的数学定义具有诸多缺憾,下面就谈谈有关风险的这方面的特性。 首先,上述定义得到的风险具有不确定性,因为构成风险的两个因子:概率和后果均是通过统计、推理或专家评定得到的。为了描述其不确定性,在数学上常采用概率分布或概率密度分布来表示。PSA技术专家通过重要度、灵敏度等分析对PSA分析结果进行不确定性分析,给出构成风险的