核电厂概率安全分析

核电厂概率安全分析1975年美国拉斯莫森教授发表的研究报告01概率安全分析的发展基本思想的程序我国的概率安全分析政策、法规和规范概率安全分析的三个等级PSA应用展望目录0305020406基本信息核电厂概率安全分析（Probabilisticsafetyassessmentfornuclearpowerplants）:概率安全分析方法起源于20世纪70年代。1975年美国拉斯莫森教授发表的研究报告《反应堆安全研究》（WASH-1400）是全世界公认的第一份完整的核电厂概率安全分析报告。该报告选取了萨利压水堆和桃花谷沸水堆核电厂作为典型研究对象，利用事件树和故障树相结合的方法系统地研究了可能导致堆芯熔化的事故序列，完成了定量化计算并得到最终堆芯损坏频率（CFD）风险值，由此形成了一套相对完整的核电厂概率安全分析技术。概率安全分析（ProbabilisticSafetyAssessment，PSA）是一种系统工程方法。它采用系统可靠性评价技术（即故障树和事件树分析）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。概率安全分析的发展概率安全分析的发展美国在1975年发表了《反应堆安全研究》（WASH-1400）。自从这次具有里程碑意义的研究以来，在概率安全分析方法上已经有了实质性的发展，概率安全分析已经成为核电厂安全分析的一个标准化工具。1979年美国三里岛核事故发生后，人们发现这种事故的整个发生发展过程在WASH-1400中已有明确预测。从此以后，概率安全分析得到广泛承认，许多工业发达国家和一些发展中国家先后组织了专门小组来研究这一方法，并在各方面得到广泛应用，以此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，并逐步发展为进行安全评价和安全决策的重要工具

。我国的概率安全分析政策、法规和规范我国的概率安全分析政策、法规和规范国家核安全局作为我国的核安全监管机构一直致力于推动我国概率安全评价技术的发展和应用，从20世纪80年代中期就组织国内相关单位开展概率安全评价研究工作。我国政府在中华人民共和国《核安全公约》国家报告中明确表示“中国核行业主管部门、核安全监督部门都非常重视并努力推广概率安全评价技术在核安全领域中的应用”。国内一些核电厂已开始尝试概率安全评价技术在电厂运行管理中的应用，比如在维修中采用风险评价来优化大修策略、在运行中采用风险监测器来实时监测核电厂风险等，同时国内的有关设计院也初步应用了概率安全评价技术来评价核电厂的设计方案。这些工作为概率安全分析在核领域中的进一步应用奠定了坚实的基础。2004年4月国家核安全局颁布HAF102《核动力厂设计安全规定》和HAF103《核动力厂运行安全规定》。《核动力厂设计安全规定》提出了必须在安全评价中采用确定论和概率论分析方法的要求；针对严重事故，结合概率论、确定论和工程判断，确定严重事故重要事故序列的要求。《核动力厂运行安全规定》规定核动力厂营运单位必须收集和保存运行经验的数据，以用作核动力厂老化管理、核动力厂剩余寿期评价、概率安全评价和定期安全审查的输入数据，必须考虑使用概率安全评价作为定期安全审查的输入等要求。2006年6月国家核安全局批准发布核安全导则HAD102/17《核动力厂安全评价与验证》，对概率安全评价的方法、范围以及需要满足的目标给出了明确的指导

。基本思想基本思想概率安全分析方法应用概率风险理论对核电厂安全性进行评价，认为核电厂事故是个随机事件，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。对核电厂这样复杂的系统作系统的分析思考，以严格的数理逻辑推理和概率论为理论基础，提供一种综合的结构化的处理方法，找出可信的事故序列，评价相应的发生概率和描绘造成的后果

。概率安全分析的三个等级概率安全分析的三个等级概率安全分析包括的内容很广，它可以是单个部件或系统的可靠性分析，也可以是对整个核电厂进行总的风险评价。但是，用概率论的方法对一座核电厂的安全性进行全面评价，这是个既复杂又庞大的计划，需要相当多的人力和物力。为此，核电厂的PSA可划分成几种不同的范围，人们可以根据对核电厂进行概率安全评价的目的，以及具备的人力和物力，选择其中一部分内容进行分析，在国际的实践中已经形成了三个级别的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，确定造成堆芯损坏的事故系列，并做出定量化分析，求出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。该级分析可以帮助分析核电厂设计中的薄弱环节，指出防止堆芯损坏的途径。二级PSA：一级PSA结果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所受的载荷，安全壳失效模式，熔融物质与混凝土的相互作用，放射性物质在安全壳内释放和迁移。结合一级PSA结果确定放射性从安全壳释放的频率。该级分析可以对各种堆芯损坏事故序列造成放射性释放的严重性作出分析，找出设计上的弱点，并对减缓堆芯损坏后事故后果的途径和事故处理提出具体意见。三级PSA：二级PSA结果加上厂外后果的评价。分析放射性物质在环境中的迁移，求出核电厂厂外不同距离处放射性浓度随时间的变化。结合第二级分析的结果按公众风险的概念确定放射性事故造成的厂外后果。三级概率安全分析能够对后果减缓措施的相对重要性作出分析，也能对应急响应计划的制定提供支持

。的程序初始信息的收集系统分析安全壳分析放射性在环境中的迁移和后果评价外部事件的分析不确定性分析010302040506的程序初始信息的收集所需信息与分析的范围有关，可以分为以下3类：（1）电厂设计、厂址和运行的信息；（2）一般性数据和电厂具体数据；（3）关于PSA方法的文件报告。系统分析（1）形成事件树。该项任务就是要分析由始发事件与各系统成功或失效的组合而形成的各种事故序列，包括：确定所要分析的各类始发事件，说明响应始发事件所涉及的系统或采取的行动。最后，对每一始发事件或者具有同一事件树结构的一类始发事件，形成各自的事件树。（2）系统建模。这项任务是对PSA中所涉及的电厂系统进行可靠性分析。（3）人因可靠性和规程的分析。（4）数据库的形成。事故序列定量分析需要有部件的数据库。PSA中所使用的数据可以有两个来源：现有的通用的数据；电厂运行所累积的特有数据。（5）事故序列定量分析。该项任务是根据始发事件的发生频率和相应各电厂系统失效概率或人因可靠性，利用计算机程序算出事件树中各事故序列的发生频率。安全壳分析安全壳分析由两项分析任务组成。（1）物理过程分析。堆芯熔化事故将会引起堆芯、压力容器、反应堆冷却剂系统和安全壳内许多物理过程。已经发展了一些计算机程序来分析这些物理过程。其计算结果可帮助人们了解与事故序列有关的各物理现象和预计安全壳是否失效。对每个所讨论的事故序列建立安全壳事件树，如果预计安全壳会失效，则要分析何时发生失效，何处发生失效以及释放出的能量。（2）放射性核素释放和输运的分析。对每一种可能造成安全壳破裂的堆芯熔化事故，必须估计释放到环境中去的放射性核素总量。利用计算模型分析事故期间从反应堆燃料释放出的放射性核素总量，并估计安全壳失效之前放射性核素在安全壳内的输运和沉积。该分析的结果是预计每个事故序列下安全壳失效时释放到环境中去的放射性核素总量。放射性在环境中的迁移和后果评价根据安全壳分析提供的从安全壳释放出来的源项，利用厂址处具体的气象数据和局部地形信息，分析放射性核素在环境中的输运和弥散，计算核电厂周围居民受到的放射性剂量和造成的健康效应。最后给出核电厂放射性释放造成的各种后果：早期死亡、晚期癌症死亡和财产损失。外部事件的分析在PSA分析中通常不包括外部事件。外部事件包括有火灾、地震和水淹。这项任务利用电厂系统分析中建立起的模式，可以从外部事件的观点独立地对模式进行分析，或者是对模型加以修正，以明确反映外部事件的影响。为了描绘所分析的外部事件序列，要建立一些附加的事件树。不确定性分析核电厂概率安全评价的内容和程序不管分析的范围如何，不确定性分析都是PSA中的一个必要的组成部分。在PSA分析的每一步都有不确定性问题，有些不确定性可能还很大，不管是定性还是定量分析，都要考虑数据库的不确定性、模型化时假设的不确定性以及分析的完整性

。PSA应用展望PSA应用展望现在，PSA作为一项重要的必不可少的安全分析与评价技术，其在核电厂安全管理与监管中的应用越来越广泛，取得的成效越来越大，因此越来越受到各国核监管当局以及核电业界的重视，发展前景广阔。自1995年NRC颁布PSA应用的政策声明以来，美国核安全监督和核电厂安全决策更加有效、监督部门和电厂的资源得到更合理的利用、不合理的负担得到减轻。尽管PSA已经为美国核电厂提升其安全水平和经济效益做出了显著贡献，但NRC和工业界并不因此而满足，而是要进一步推广风险指引型理念，实施更多的PSA应用。基于这种共识，2000年10月，NRC携手工业界共同制定了全面而且详细的风险指引型安全管理实施计划（RIRIP）。这个计划每半年更新一次，新的计划中总结过去半年的研究成果和计划的落实情况，同时明确未来半年的具体活动。RIRIP几乎囊括了所有正在进行的风险指引型研究以及相关的支持性研究，2005年10月更新版共有37项专题。可以预见，风险指引型方法在美国核电厂将会得到更加广泛的应用。IAEA对PSA应用也相当重视，在2000年颁布的《核动力厂安全：设计安全要求》中明确提出“安全评价过程包括确定论安全分析和概率安全评价这两种互为补充的技术”。在2001年颁布的安全导则《核动力厂安全评