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    核电厂概率安全评价（PSA）技术研究|

    时间：2021-09-17 09:05:52来源：百花范文网本文已影响人

    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。

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