核電廠概率安全評價（PSA）技術研究

核電被稱為技術設備、人的群體和組織三類元素的大型經濟實體，屬科技密集型產業。對于核電廠而言，安全是核電存在和發展的基礎。在核電廠以往的系統安全分析中，難以確定出具體的安全風險目標，在風險和費用之間的權衡存在困難，更不易對事故發展的潛在原因及事故發展的可能進程進行分析研究。基于此目的，概率安全評價（PSA：Probability

Safety

Assessment）的提出，在系統設計、制造、使用和維護的過程中，有力地支持了安全風險的管理決策，保證了核電廠的安全運行。

PSA評價方法

1.1

概率論（PSA）方法

引入風險（risk）概論是為了比較和度量危險的大小和它們發生的可能性。PSA方法就是定量對核電廠作出其對環境造成各種風險的計算。PSA具有如下特點：

1）對所有事故譜（初因）進行評介；

2）對所有事故序列進行評價；

3）所有評價定量化。

核電廠PSA分成3個級別。一級，堆芯損壞分析：用事件樹和故障樹的概率方法，對設計和運行進行分析，得出導致堆芯熔化的事故序列及其發生頻率；二級，源項分析：在一級分析的基礎上分析事故的物理過程和安全殼的行為，計算不同事故釋放類型的放射性源項；三級，后果評價；進行釋出放射性物質特性、大氣擴散程度和劑量評價。PSA評價的基本流程如圖1所示。

1.2

初因的確定

首先要分析風險評價歷史報告、反應堆運行歷史的文件資料以及作為PSA分析對象的核電廠設計資料進行工程判斷，從中編制出初因事件的清單。在選擇初因的過程中，要確定可能發生的事件，這些事件需要安全系統的投入以減緩后果并將反應堆帶入安全狀態。然后對事件進行分類，分類的準則是所需的系統響應和成功準則是否一致。

圖1

PSA評價流程圖

初因事件的選擇通常來源于以下幾個方面：核電廠的個體情況；參考現存的報告，如EPRI-2230（1982）第三部分：“預期瞬態的發生頻率”；參考類似核電廠現存的PSA報告。

在1995年進行的大亞灣和嶺澳核電廠PSA分析中，確定了一次管道破口、蒸汽傳熱管破裂、二次管道破裂、喪失蒸汽發生器給水、喪失熱阱、喪失廠外電源、PTWS以及瞬態共八大類初因。秦山核電廠目前正在進行的PSA評價的初因事件評選也基本類似。

1.3

事件樹的建立

對于不同組的初因，核電廠的系統響應是不一樣的。在建立事件樹時，要了解核電廠為控制產生的能量和放射性危害所必須的安全功能，這些安全功能是由一系列防止堆芯熔化、防止安全殼失效或減少放射性泄漏的動作所組成。表1列出了核電廠典型的安全功能和它們的目的。

在不同的核電廠和不同的初因下，為完成核電廠的安全功能所必須的系統響應是不一樣的。分析人員在建立事件樹時需要對核電廠在不同的情況下的響應有很深的了解。在事件樹中還需要考慮操作規程和操作員動作的影響。這些都需要分析人員分析大量的有關核電廠設計、系統功能、運行規程的詳細資料，并且參考安全分析報告。在分析的過程中，應該考慮到其中的保守傾向，需要的時候要進行熱工水利計算。

表1

核電廠安全功能及其目的見表

在建立事件樹時，需要確定其中的題頭事件。一般說來，題頭事件的確定對事件樹的繁簡有很大的影響。通常可以把作為一個整體的某個前沿系統的一個響應作為一個題頭。圖2是秦山核電廠PSA蒸汽傳熱管斷裂（SGTR）事件樹圖。

1.4

系統故障樹分析

事件樹題頭所表示的大多數功能都是由一組系統來完成的。要對事件樹進行定量化計算，就要建立詳細的系統模型，對系統進行全面的描述。

在進行系統故障樹分析時，首先要對事件樹題頭進行分析，確定所需分析的系統和成功準則。確定了系統之后，還需要劃定所分析系統的邊界，比如前沿系統與支持系統的接口以及相關系統的相互關系。

在核電廠PSA中，故障樹分析是定義系統不希望發生的狀態（頂事件），然后對系統進行分析找出可以導致頂事件發生的所有途徑。核電廠PSA故障樹的結構圖如下：

圖2

蒸汽發生器傳熱管斷裂（SGTR）事件樹圖

·頂事件：堆芯溶化，或者是某特定功能的失效，或者是某特定系統的失效。

·邏輯關系：反映出管道和儀表簡圖的邏輯關系，反映出所需的成功準則。

·基本事件：基本事件的分解層次取于數據的收集，在前沿系統故障樹中，支持系統的失效可以作為待發展事件來處理，需要考慮人因失效和共因失效。

故障樹所包含的失效模式以及失效數據是由分析對象核電廠以及世界上其他類似核電廠的運行記錄而來的。

1.5

事故序列定量化計算

事故序列定量化計算的工作就是將事件樹分析與故障樹分析相結合得到堆芯熔化頻率。

（1）在進行定量分析時，首先要處理事件之間的相關性。相關性主要分為兩類：相同的支持系統，如幾乎所有的安全系統都用到廠用電系統，這些系統之間因為其用了廠用電系統就有系統相關性；共用的部件，如安注系統和安全殼噴林系統都要用到PTR水箱，也使得系統之間有了相關性。按照處理系統的相關性的不同，可以分為大事件樹/小故障樹和大故障樹/小事件樹兩種方法。前者相關性是直接在事件題頭中進行處理的，后者所有的相關性都在前沿系統中考慮，在事件樹中不出現支持系統和共用部件。在處理上，通過布爾代數自動解決相關性。

（2）在事件樹分析結束并有了相應系統的故障樹之后，就可以進行事故序列定量化計算。在計算之前，首先要分析事件樹，確定所需前沿系統及其支持系統，選定所需的故障樹。由于核電廠故障樹比較龐大，而且求解事故序列時需要把多個系統的故障樹連接求解，要使用專門開發的計算機程序來進行，比如SETS、TISK

SPECTRUM等。

1.6

結果分析

由于初因和基本事件中存在的誤差在故障樹和事件樹中傳播，使得故障樹頂事件和事故序列的不可用度和發生頻率也必然存在誤差，所以必須進行不確定性分析。語差主要來源于：數據收集的不充分、人因數據的誤差和共因失效的誤差。在實際分析中，不確定性分析采取的主要方法是蒙特卡羅抽樣法。

在定量計算之后，尚需進行重要度分析，用來辨別對堆芯熔化起重要作用的部件。

PSA的應用及研究發展

PSA在核電廠可以運用的領域包括：

·技術規范書的重編

·電廠配置的管理

·在役試驗程序的改進

·電動閥的試驗

·在線維修和計劃與進度安排

·維修章程的執行

·安全泄漏率試驗

·分級質量保證

·主要部件的評價

·核廢料的存儲、運輸和處理

2.1

以風險為基礎的技術規范書的改進

核電廠中，技術規范書通常包括：安全系統的參數限值；運行限制區；允許后撤時間（AOT）；離線監控試驗間隔（STI）；設計特性；管理要求。在這些部分中，AOT和STI適用于運用風險為基礎的改進。

核電廠風險管理系統（RMS）

RMS是一個在線工具，用來跟隨電廠可用度和配置的變化，以實時的方式給出具有重要風險意義的信息以及評價在線維修的風險影響，為電廠管理決策提供支持。

以可靠性為中心的維修（RCM）

RCM的主要特點就是按照系統和設備在核安全中的重要度來確定維修策略。系統和設備的重要度就是按照RSA的分析結果來確定的。RCM可以對核電廠主要系統的維修優化。

2.2

PSA的研究發展

事故場景的鑒別

鑒別出系統中所有可能的事故場景，是對潛在事故進行風險評估及后果分析的基礎。事故場景的鑒別在很大程度上依賴于分析人員的經驗。開發和建立實際工程系統的計算機輔助事故場景分析系統，建立分析模型，對于事故場景分析是一條有效的發展途徑。

結束語

核電廠PSA評價技術是核電廠安全評價近年來廣泛采用的評價方法。其方法和手段在不斷補充和改進，它可以為核電廠提供安全的、最優化的決策依據。隨著國內核能的不斷發展，PSA技術在我國核電廠安全評審中將起著非常重要的作用。

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