核电厂概率安全评价（PSA）技术研究.docx

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1、核电厂概率安全评价（PSA）技术研究核电厂概率平安评价（PSA）技术探讨 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，平安是核电存在和发展的基础。在核电厂以往的系统平安分析中，难以确定出详细的平安风险目标，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缘由及事故发展的可能进程进行分析探讨。基于此目的，概率平安评价（PSA：Probability Safety Assessment）的提出，在系统设计、制造、运用和维护的过程中，有力地支持了平安风险的管理决策，保证了核电厂的平安运行。 1 PSA评价方法 1.1 概率论（PSA）方法 引入风

2、险（risk）概论是为了比较和度量危急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）对全部事故谱（初因）进行评介； 2）对全部事故序列进行评价； 3）全部评价定量化。 核电厂PSA分成3个级别。一级，堆芯损坏分析：用事务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平安壳的行为，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

3、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推断，从中编制出初因事务的清单。在选择初因的过程中，要确定可能发生的事务，这些事务须要平安系统的投入以减缓后果并将反应堆带入平安状态。然后对事务进行分类，分类的准则是所需的系统响应和胜利准则是否一样。 图1 PSA评价流程图 初因事务的选择通常来源于以下几个方面：核电厂的个体状况；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、蒸汽传热管裂开、二次管道裂开、丢失蒸汽发生器给

4、水、丢失热阱、丢失厂外电源、PTWS以及瞬态共八大类初因。秦山核电厂目前正在进行的PSA评价的初因事务评比也基本类似。 1.3 事务树的建立 对于不同组的初因，核电厂的系统响应是不一样的。在建立事务树时，要了解核电厂为限制产生的能量和放射性危害所必需的平安功能，这些平安功能是由一系列防止堆芯熔化、防止平安壳失效或削减放射性泄漏的动作所组成。表1列出了核电厂典型的平安功能和它们的目的。 在不同的核电厂和不同的初因下，为完成核电厂的平安功能所必需的系统响应是不一样的。分析人员在建立事务树时须要对核电厂在不同的状况下的响应有很深的了解。在事务树中还须要考虑操作规程和操作员动作的影响。这些都须要分析人

5、员分析大量的有关核电厂设计、系统功能、运行规程的具体资料，并且参考平安分析报告。在分析的过程中，应当考虑到其中的保守倾向，须要的时候要进行热工水利计算。 表1 核电厂平安功能及其目的 见表 在建立事务树时，须要确定其中的题头事务。一般说来，题头事务的确定对事务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）事务树图。 1.4 系统故障树分析 事务树题头所表示的大多数功能都是由一组系统来完成的。要对事务树进行定量化计算，就要建立具体的系统模型，对系统进行全面的描述。 在进行系统故障树分析时，首先要对事务树题头进行分

6、析，确定所需分析的系统和胜利准则。确定了系统之后，还须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（顶事务），然后对系统进行分析找出可以导致顶事务发生的全部途径。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）事务树图 顶事务：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，反映出所需的胜利准则。 基本领件：基本领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务来处理，须要考虑人因失效和共因失效。

7、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务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，首先要处理事务之间的相关性。相关性主要分为两类：相同的支持系统，如几乎全部的平安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，如安注系统和平安壳喷林系统都要用到PTR水箱，也使得系统之间有了相关性。根据处理系统的相关性的不同，可以分为大事务树/小故障树和大故障树/小事务树两种方法。前者相关性是干脆在事务题头中进行处理的，后者全部的相关性

8、都在前沿系统中考虑，在事务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）在事务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，首先要分析事务树，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浩大，而且求解事故序列时须要把多个系统的故障树连接求解，要运用特地开发的计算机程序来进行，比如SETS、TISK SPECTRUM等。 1.6 结果分析 由于初因和基本领件中存在的误差在故障树和事务树中传播，使得故障树顶事务和事故序列的不行用度和发生频率也必定存在误差，所以必需进行不确定性分析。语差主要来源于：数据收集的不充

9、分、人因数据的误差和共因失效的误差。在实际分析中，不确定性分析实行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的应用及探讨发展 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 在线修理和安排与进度支配 修理章程的执行 平安泄漏率试验 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：平安系统的参数限值；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

10、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改变，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修理的风险影响，为电厂管理决策供应支持。 以牢靠性为中心的修理（RCM） RCM的主要特点就是根据系统和设备在核平安中的重要度来确定修理策略。系统和设备的重要度就是根据RSA的分析结果来确定的。RCM可以对核电厂主要系统的修理优化。 2.2 PSA的探讨发展 事故场景的鉴别 鉴别出系统中全部可能的事故场景，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靠于分析人员的阅历。开发和建立实际工程系统的计算机协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评价技术是核电厂平安评价近年来广泛采纳的评价方法。其方法和手段在不断补充和改进，它可以为核电厂供应平安的、最优化的决策依据。随着国内核能的不断发展，PSA技术在我国核电厂平安评审中将起着特别重要的作用。 1