核電廠概率安全評(píng)價(jià)（PSA）技術(shù)研究

核電被稱為技術(shù)設(shè)備、人的群體和組織三類元素的大型經(jīng)濟(jì)實(shí)體，屬科技密集型產(chǎn)業(yè)。對(duì)于核電廠而言，安全是核電存在和發(fā)展的基礎(chǔ)。在核電廠以往的系統(tǒng)安全分析中，難以確定出具體的安全風(fēng)險(xiǎn)目標(biāo)，在風(fēng)險(xiǎn)和費(fèi)用之間的權(quán)衡存在困難，更不易對(duì)事故發(fā)展的潛在原因及事故發(fā)展的可能進(jìn)程進(jìn)行分析研究?；诖四康模怕拾踩u(píng)價(jià)（PSA：Probability

Safety

Assessment）的提出，在系統(tǒng)設(shè)計(jì)、制造、使用和維護(hù)的過程中，有力地支持了安全風(fēng)險(xiǎn)的管理決策，保證了核電廠的安全運(yùn)行。

PSA評(píng)價(jià)方法

1.1

概率論（PSA）方法

引入風(fēng)險(xiǎn)（risk）概論是為了比較和度量危險(xiǎn)的大小和它們發(fā)生的可能性。PSA方法就是定量對(duì)核電廠作出其對(duì)環(huán)境造成各種風(fēng)險(xiǎn)的計(jì)算。PSA具有如下特點(diǎn)：

1）對(duì)所有事故譜（初因）進(jìn)行評(píng)介；

2）對(duì)所有事故序列進(jìn)行評(píng)價(jià)；

3）所有評(píng)價(jià)定量化。

核電廠PSA分成3個(gè)級(jí)別。一級(jí)，堆芯損壞分析：用事件樹和故障樹的概率方法，對(duì)設(shè)計(jì)和運(yùn)行進(jìn)行分析，得出導(dǎo)致堆芯熔化的事故序列及其發(fā)生頻率；二級(jí)，源項(xiàng)分析：在一級(jí)分析的基礎(chǔ)上分析事故的物理過程和安全殼的行為，計(jì)算不同事故釋放類型的放射性源項(xiàng)；三級(jí)，后果評(píng)價(jià)；進(jìn)行釋出放射性物質(zhì)特性、大氣擴(kuò)散程度和劑量評(píng)價(jià)。PSA評(píng)價(jià)的基本流程如圖1所示。

1.2

初因的確定

首先要分析風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)歷史報(bào)告、反應(yīng)堆運(yùn)行歷史的文件資料以及作為PSA分析對(duì)象的核電廠設(shè)計(jì)資料進(jìn)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(fā)生的事件，這些事件需要安全系統(tǒng)的投入以減緩后果并將反應(yīng)堆帶入安全狀態(tài)。然后對(duì)事件進(jìn)行分類，分類的準(zhǔn)則是所需的系統(tǒng)響應(yīng)和成功準(zhǔn)則是否一致。

圖1

PSA評(píng)價(jià)流程圖

初因事件的選擇通常來源于以下幾個(gè)方面：核電廠的個(gè)體情況；參考現(xiàn)存的報(bào)告，如EPRI-2230（1982）第三部分：“預(yù)期瞬態(tài)的發(fā)生頻率”；參考類似核電廠現(xiàn)存的PSA報(bào)告。

在1995年進(jìn)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(fā)生器給水、喪失熱阱、喪失廠外電源、PTWS以及瞬態(tài)共八大類初因。秦山核電廠目前正在進(jìn)行的PSA評(píng)價(jià)的初因事件評(píng)選也基本類似。

1.3

事件樹的建立

對(duì)于不同組的初因，核電廠的系統(tǒng)響應(yīng)是不一樣的。在建立事件樹時(shí)，要了解核電廠為控制產(chǎn)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(dòng)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(tǒng)響應(yīng)是不一樣的。分析人員在建立事件樹時(shí)需要對(duì)核電廠在不同的情況下的響應(yīng)有很深的了解。在事件樹中還需要考慮操作規(guī)程和操作員動(dòng)作的影響。這些都需要分析人員分析大量的有關(guān)核電廠設(shè)計(jì)、系統(tǒng)功能、運(yùn)行規(guī)程的詳細(xì)資料，并且參考安全分析報(bào)告。在分析的過程中，應(yīng)該考慮到其中的保守傾向，需要的時(shí)候要進(jìn)行熱工水利計(jì)算。

表1

核電廠安全功能及其目的見表

在建立事件樹時(shí)，需要確定其中的題頭事件。一般說來，題頭事件的確定對(duì)事件樹的繁簡有很大的影響。通常可以把作為一個(gè)整體的某個(gè)前沿系統(tǒng)的一個(gè)響應(yīng)作為一個(gè)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(tǒng)故障樹分析

事件樹題頭所表示的大多數(shù)功能都是由一組系統(tǒng)來完成的。要對(duì)事件樹進(jìn)行定量化計(jì)算，就要建立詳細(xì)的系統(tǒng)模型，對(duì)系統(tǒng)進(jìn)行全面的描述。

在進(jìn)行系統(tǒng)故障樹分析時(shí)，首先要對(duì)事件樹題頭進(jìn)行分析，確定所需分析的系統(tǒng)和成功準(zhǔn)則。確定了系統(tǒng)之后，還需要?jiǎng)澏ㄋ治鱿到y(tǒng)的邊界，比如前沿系統(tǒng)與支持系統(tǒng)的接口以及相關(guān)系統(tǒng)的相互關(guān)系。

在核電廠PSA中，故障樹分析是定義系統(tǒng)不希望發(fā)生的狀態(tài)（頂事件），然后對(duì)系統(tǒng)進(jìn)行分析找出可以導(dǎo)致頂事件發(fā)生的所有途徑。核電廠PSA故障樹的結(jié)構(gòu)圖如下：

圖2

蒸汽發(fā)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(tǒng)的失效。

·邏輯關(guān)系：反映出管道和儀表簡圖的邏輯關(guān)系，反映出所需的成功準(zhǔn)則。

·基本事件：基本事件的分解層次取于數(shù)據(jù)的收集，在前沿系統(tǒng)故障樹中，支持系統(tǒng)的失效可以作為待發(fā)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(shù)據(jù)是由分析對(duì)象核電廠以及世界上其他類似核電廠的運(yùn)行記錄而來的。

1.5

事故序列定量化計(jì)算

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

（1）在進(jìn)行定量分析時(shí)，首先要處理事件之間的相關(guān)性。相關(guān)性主要分為兩類：相同的支持系統(tǒng)，如幾乎所有的安全系統(tǒng)都用到廠用電系統(tǒng)，這些系統(tǒng)之間因?yàn)槠溆昧藦S用電系統(tǒng)就有系統(tǒng)相關(guān)性；共用的部件，如安注系統(tǒng)和安全殼噴林系統(tǒng)都要用到PTR水箱，也使得系統(tǒng)之間有了相關(guān)性。按照處理系統(tǒng)的相關(guān)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(guān)性是直接在事件題頭中進(jìn)行處理的，后者所有的相關(guān)性都在前沿系統(tǒng)中考慮，在事件樹中不出現(xiàn)支持系統(tǒng)和共用部件。在處理上，通過布爾代數(shù)自動(dòng)解決相關(guān)性。

（2）在事件樹分析結(jié)束并有了相應(yīng)系統(tǒng)的故障樹之后，就可以進(jìn)行事故序列定量化計(jì)算。在計(jì)算之前，首先要分析事件樹，確定所需前沿系統(tǒng)及其支持系統(tǒng)，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(shí)需要把多個(gè)系統(tǒng)的故障樹連接求解，要使用專門開發(fā)的計(jì)算機(jī)程序來進(jìn)行，比如SETS、TISK

SPECTRUM等。

1.6

結(jié)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(fā)生頻率也必然存在誤差，所以必須進(jìn)行不確定性分析。語差主要來源于：數(shù)據(jù)收集的不充分、人因數(shù)據(jù)的誤差和共因失效的誤差。在實(shí)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(jì)算之后，尚需進(jìn)行重要度分析，用來辨別對(duì)堆芯熔化起重要作用的部件。

PSA的應(yīng)用及研究發(fā)展

PSA在核電廠可以運(yùn)用的領(lǐng)域包括：

·技術(shù)規(guī)范書的重編

·電廠配置的管理

·在役試驗(yàn)程序的改進(jìn)

·電動(dòng)閥的試驗(yàn)

·在線維修和計(jì)劃與進(jìn)度安排

·維修章程的執(zhí)行

·安全泄漏率試驗(yàn)

·分級(jí)質(zhì)量保證

·主要部件的評(píng)價(jià)

·核廢料的存儲(chǔ)、運(yùn)輸和處理

2.1

以風(fēng)險(xiǎn)為基礎(chǔ)的技術(shù)規(guī)范書的改進(jìn)

核電廠中，技術(shù)規(guī)范書通常包括：安全系統(tǒng)的參數(shù)限值；運(yùn)行限制區(qū)；允許后撤時(shí)間（AOT）；離線監(jiān)控試驗(yàn)間隔（STI）；設(shè)計(jì)特性；管理要求。在這些部分中，AOT和STI適用于運(yùn)用風(fēng)險(xiǎn)為基礎(chǔ)的改進(jìn)。

核電廠風(fēng)險(xiǎn)管理系統(tǒng)（RMS）

RMS是一個(gè)在線工具，用來跟隨電廠可用度和配置的變化，以實(shí)時(shí)的方式給出具有重要風(fēng)險(xiǎn)意義的信息以及評(píng)價(jià)在線維修的風(fēng)險(xiǎn)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(diǎn)就是按照系統(tǒng)和設(shè)備在核安全中的重要度來確定維修策略。系統(tǒng)和設(shè)備的重要度就是按照RSA的分析結(jié)果來確定的。RCM可以對(duì)核電廠主要系統(tǒng)的維修優(yōu)化。

2.2

PSA的研究發(fā)展

事故場景的鑒別

鑒別出系統(tǒng)中所有可能的事故場景，是對(duì)潛在事故進(jìn)行風(fēng)險(xiǎn)評(píng)估及后果分析的基礎(chǔ)。事故場景的鑒別在很大程度上依賴于分析人員的經(jīng)驗(yàn)。開發(fā)和建立實(shí)際工程系統(tǒng)的計(jì)算機(jī)輔助事故場景分析系統(tǒng)，建立分析模型，對(duì)于事故場景分析是一條有效的發(fā)展途徑。

結(jié)束語

核電廠PSA評(píng)價(jià)技術(shù)是核電廠安全評(píng)價(jià)近年來廣泛采用的評(píng)價(jià)方法。其方法和手段在不斷補(bǔ)充和改進(jìn)，它可以為核電廠提供安全的、最優(yōu)化的決策依據(jù)。隨著國內(nèi)核能的不斷發(fā)展，PSA技術(shù)在我國核電廠安全評(píng)審中將起著非常重要的作用。

[1]