核电厂概率安全评价概述
核电厂概率安全评价概述-国家核电学习系统
安全当局与业主的要求（续） 美国NRC管理导则RG1.200，Rev2(2009.3)，风险导向型决 策活动中确定PRA结果技术充分性的方法 （An Approach for Determining The Technical Adequacy of Probabilistic Risk Assessment Results for Risk-Informed Activities）
到的目的；
PSA的历史（续） PSA是核电发展的必然产物，是核安全研究的必然产物。
2006年发布核安全导则《核动力厂安全评价与验证》。对PSA的
方法、范围以及需要满足的目标给出了明确的指导；
2010年2月，国家核安全局发布“技术政策：概率安全分析技术在 核安全领域中的应用（试行）”，指出： • 为了积极、有步骤地推动概率安全分析技术在国内核安全领域 中更深层次应用，并为概率安全分析技术的全面推广应用积累 经验，制定概率安全分析技术在核安全领域中应用的技术政策 很有必要。 • 国家核安全局希望本技术政策的实施将在优化资源配置、提高 核动力厂安全水平以及核安全监管活动的效率等方面发挥重要 作用，同时也希望为未来相关核安全法规的修订或制订提供良 好的基础。 • ……概率安全分析方法提供了对核动力厂风险水平的深入了解， 这些有关风险的深入了解应该在决策过程中得以适当的体现；
核 电 厂 风 险 与 社 会 活 动 风 险 的 比 较
PSA的历史（续） PSA是核电发展的必然产物，是核安全研究的必然产物。
1975年10月，发表了研究报告《反应堆安全研究：美国核电厂事
故风险的评价，即著名的WASH-1400 报告（又称RSS或 拉斯穆
森报告）引起了很大反响，这项研究的结果给出了一种对核电厂安 全的全新认识,反核力量质疑其中的数据，但引入的方法是无懈可 击的； WASH-1400的研究成果有： • 核电厂堆芯损坏频率比原来的估计要高，但后果比原来小得多； • 核电厂堆芯损坏的风险主要来自小LOCA事故和瞬态，而不是 以前人们主要关心和设防的大LOCA事故； • NPP的风险比社会活动的风险小得多； • 操纵员的行为有着非常重要的作用，人员失误会加剧事故的严
核电厂概率安全分析
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 。
Байду номын сангаас
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。
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。
PSA概念和方法
人因数据的来源 • 核电和相关工业的通用数据 • 军用数据 • 核电站模拟机 • 专家经验
人因分析方法 HCR THERP CREAM ATHEANA
人的行为是怎么结合进入PSA模型的
• • • 多数人因是作为基本事件，出现在故障树中 一些人因模化在事件树题头中 恢复行动通常放在事件树题头上，或在模型的 结果讨论时手动添加
TOP = G1 * G2 = (A1+A2) * (B1+B2) =A1*B1 + A1*B2 + A2*B1 + A2*B2 系统的最小割集为 {A1,B1}、{A1,B2}、{A2,B1}、{A2,B2}
TOP = A1*B1 + A1*B2 + A2*B1 + A2*B2 TOP = ∑ MCSi P(TOP) = P(∑ MCSi)
PSA的基本技术 事故序列定量化 Accident Sequence Quantification
A
工况一回路热端大破口 安注箱 (2/3)
安喷直接注入
低压安注直接注入
低压安注冷端再循环
BL1A
Q1
E3
IL1
IL2 1 2 3 4 5 4.00E-05 OK 3.14E-08 CD IL2 5.93E-09 CD IL1 4.67E-08 CD E3 9.39E-11 CD Q1
– 把共用设备模化在故障树中
• 大事件树/小故障树方法
– 把共用设备模化在事件树中
• 从数学上两种方法是等效的，但各有优缺 点
• 部件间的相关性用共因失效来进行 分析
PSA的基本技术 数据 Reliability Data
设备可靠性模型
部件类型与特征 第 1 类：连续监测的可修复部件 第 2 类：定期试验部件 第 3 类：不可用度为常数的部件 第 4 类：有固定任务时间的部件 第 5 类：故障频率为常数的部件 第 6 类：不可修复的部件 可靠性模型 Q(t)= λ· （1- e-(λ+µ)t）/(λ+µ) Q(t)=1-e- (t-nTI) (n·TI＜t ＜(n+1)TI) λ· Qm=1- (1-e- TI)/λ·TI
概率安全评价法
• 概率安全评价 (PSA) 是七十年代以后发展起来 的一种系统工程方法。它采用系统可靠性 ( 即 故障树、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。1979年美国三哩岛核事故发 生发展过程在WASH 1400中已有明确预测。此 后，概率安全评价得到广泛的承认，在各方面 得到广泛应用， 用于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 略等各方面，并逐步发展为进行安全评价和安 全决策的标准工具。
风险可接受水平
一般认为人年均死亡概率小于10-7是 一个可接受的风险值，它比现有社会事 故风险水平 6×10-4 死亡 / （人 · 年）要小 3～4个数量级。
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，确定堆芯损坏的事故 系列，作定量分析，求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。 • 二级 PSA ：一级 PSA 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受的载荷、安 全壳失效模式、熔融物质与混凝土的作用以及 放射性物质在安全壳内释放和迁移。确定放射 性从安全壳释放的频率。 • 三级 PSA ：二级 PSA 加上厂外后果的评价。分 析放射性物质在环境中的迁移，求出核电厂外 不同距离处放射性物质浓度随时间的变化。
初始事件的确定
• 一种方法是广泛的工程评价，对以前进 行的 PSA 资料、反映运行历史的文件资 料以及本电厂的设计等资料进行评价， 经过工程判断编制出初始事件的清单。 • 另一种有效方法就是采用演绎分析的方 法。在这种方法中，堆芯损坏作为一个 方框图的顶事件，在结构上类似于故障 树。从顶事件开始逐步分解成不同类别 的可能导致堆芯损坏发生的事件。于是， 从最底层的各事件选出初始事件。
核电厂概率安全评价方法及应用探讨
核电厂概率安全评价方法及应用探讨作者：李若鲲蔡国杰朱钢梁姚树密吴淑玉来源：《科技视界》2016年第16期【摘要】安全分析是核电站发展的重中之重，本文首先对我国核电厂概率安全分析的研究情况大致内容进行总结和整理，归纳了其分级情况和流程，结合具体研究实际阐述了其动态可靠性和分析研究方法。
并对传统安全分析即静态概率安全分析进行了剖析，从而找出引起稳定性变动的原因，得出冷却水系统的静态和动态失效概率的变动范围，对这些变化因素给予重点关注，为我国核电站后续安全监管提供一定的理论基础。
【关键词】动态稳定性；概率安全分析方法；冷却水系统PRA安全分析是一项系统的庞大工程，我国现阶段已经有相对成熟与完善的商业故障分析应用软件。
但是安全概率分析模型构建等程序依然需要大量专业人员来操作与进行，因此开展PRA安全分析模型软件开发项目刻不容缓。
将新的分析方法引入PRA安全分析系统，使得模型分析结果与实际情况更为接近，为故障与事故处理方案提供准确的数据，为优化安全分析系统提供信息数据支持，因此PSA安全分析研究是非常有前景与价值的。
1 核电厂概率安全评价方法概述1.1 概率安全分析方法相关理论与概念概率安全（PRA技术分析系统）分析的首次运用是在在美国核管20世界80年代出版发行的《反应堆风险分析评估美国商用核电站事故风险》报告中，该报告对堆芯熔化的风险和概率进行分析与评估的时候第一次运用了概率安全分析方法。
根据国内外学者的研究，可以将概率安全分析方法定义为：以概率论和稳定性作为前提，按照事件已知概率，对某一错综复杂的系统或者事件进行分析研究，对估算客体的风险与后果进行分析与评估的技术手段和方法。
概率安全分析系统将一个运行中的复杂系统进行全面考量，可能对核电站安全稳定运行产生影响的全部因素都要进行研究与排查，将各种可能的核电事故情形均纳入研究范围。
因而，PRA技术分析系统不仅能够及时准确发现设计缺陷、共因概率和各种失效模式，以及核电厂内诸多不利因素之间的作用程度和方式，而且还能够被用于评估修改设计的成本与代价，因而对核电站周边居民身体健康与生命、财产安全提供了保障。
核电厂信息安全评估方法
核电厂信息安全评估方法1基础设施1.1网络隔离工业控制系统的网络入侵是利用网络系统的漏洞进行病毒感染的过程。
在核电站内，网络有1E级与非1E级之分。
按照核电站设计规范，数据只能由1E级网络向非1E级网络单向传输[2]。
网络的隔离可通过“硬设置”（如：在两级网络间设置网桥）或“软设置”（如：在1E级网络上设置防火墙或在任一方网络的标准化接口的读写方式上设置读写命令，或完全自主设计网络接口完成网络数据单向传输的问题）等方式来实现。
按照业务职能和安全需求的不同，网络可划分为以下几个区域：满足办公终端业务需要的办公区域；满足在线业务需要DMZ区域；满足ICS管理与监控需要的管理区域；满足自动化作业需要的控制区域。
通过设置各个网络段的隔离（如：工业防火墙）和进行按重要防护级别进行区域划分来达到信息安全“纵深防御”的基本要求。
1.2核安全分级核设施的不同安全级别，决定了需要防护的等级的差异。
因此，在进行核设施风险评估时，要对核设施的安全等级有全面的了解。
根据核设施的重要程度确定风险评估的级别。
据分析，核电站的典型事故主要包括以下方面：蒸汽发生器传热管破裂、给水管道破裂、蒸汽管道破裂、反应堆冷却剂泵停运、稳压器波纹管破裂等。
根据事故产生后果的严重性，将核电厂内部设施的安全性分为四级：核安全1级～核安全4级。
核安全1级设备指发生事故后产生后果最严重、对安全性要求最高的设备：核安全4级设备为一般性设备，发生故障后不会引起核事故的发生，因此也称非核级。
反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵、主冷却管道、稳压器等属于核安全l级，余热排除系统、蒸汽发生器二次侧等属于核安全2级。
核安全1级、2级部件对核电站整体的安全性至关重要，是监测和维护的重点。
1.3电力SCADA系统为了维持和控制庞大的广域系统，网络系统中起着重要的作用。
电力行业的基本工具是能源管理系统（EMS）和SCADA系统。
远程终端单元（RTU）是安装在本地发电厂或变电站，收集电力系统运行信息，并将它们发送到控制中心的微波和/或光纤的通讯网络，执行从控制中心发出的控制指令。
核电概率安全评价综述
2004-04-18，发布新版的《核动力厂设计安全规定》 （HAF102）和《核动力厂运行安全规定》 （HAF103）。在这2个文件中，明确提出了“必须完成 核动力厂的概率安全分析”等要求，并提出了PSA应该 达到的目的。
在“中华人民共和国《核安全公约》国家报 告”，这一文件中，我国政府明确表示：“世界 核电厂的经验表明，应用概率安全评价方法，可 以有效地提高核电厂的安全性。因此，中国核行 业主管部门和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。”
核电概率安全评价综述
吕家兵
引言:
在当今能源紧缺的世界，核电能已经被证明是一种较安全而又经济的能
源，特别是它对环境的清洁性越来越受到各国政府的欢迎（重视），椐统计， 一座100万千瓦的核电站几乎不排放有害气体和其他污染物，每年只产生大 约30吨的高放泛燃料和几百吨中、低放废物，相比之下，一座100瓦的没有 采用污染控制技术的火电厂每年平均产生并排入大气的约44000吨硫化物和 22000吨氮氧化物，另外还有320000吨灰（其中含有大约400吨重金属，这 些重金属包括砷、镉、钴、铅、汞、镍和钒）即使使用了现代化的污染控制 技术把火电厂的有害气体排放量降低一个数量级，但除硫过程中产生的固体 废物量每年也约为500000吨，在温室气体排放上，一座100万千瓦的火电厂 每年约释放6000000吨二氧化碳。因而越来越多的国家在积极发展核电产业， 但因其系统复杂性的和一旦发生事故的严重危害性（甚至毁灭性）和社会影 响性，因而核电安全仍然是核电建设、设计和运行重要部分。所谓核电安全 问题就是如何有效地管理和控制在将核能转化为电能的过程中产生的大量高 放射性的裂变产物以以避免其向外界环境泄漏的问题。当然，在人类社会活 动中，绝对的安全活动是没有的，人们在享受活动带来的利益时也必然要承 担一定的风险，但问题是我们要努力寻求使这种风险最小化，同时又满足经 济性要求。从核电的起源至今，特别是在经历了美国三浬岛核电事故 （1979年）和前苏联切尔贝利核电事故（1986年）之后，人们在探索和发 展核电安全性方面就从没停止过，为了使核电风险尽量处于可知、可控和尽 量小的可接受状态，人们在总结和发展的基础上逐渐发展了概率安全评价方 法（PSA），它是一种评价和认识风险、并帮助人们管理和降低风险的有效 方法。
严重事故下核电厂安全壳结构概率性能评价
添加 标题
安全壳结构材料：选择具有高可靠性和耐久 性的材料
添加 标题
安全壳结构强度：满足设计基准事故和极限 事故的要求
添加 标题
安全壳结构风险评估：考虑各种可能的风险因 素，如地震、洪水等自然灾害，以及人为因素， 如操作失误、设备故障等。
安全壳结构的优化设计和改进措施
优化设计：采 用高强度、高 韧性材料，提 高安全壳结构 的抗冲击能力
安全壳结构的失效概率分析
失效概率的定义： 安全壳结构在严重 事故下失效的概率
失效概率的计算方 法：基于概率论和 统计学的方法
失效概率的影响因 素：结构设计、材 料性能、环境条件 等
失效概率的应用： 评估核电厂的安全 性，为核电厂的设 计和运行提供依据
安全壳结构的可靠性和风险评估
添加 标题
安全壳结构设计：考虑各种能的事故场景 和工况
安全壳结构的设计要求和标准
抗震性能：能够承受地震等自然灾害的冲击
结构稳定性：能够保持结构的稳定性和完整 性
耐高温性能：能够承受核反应堆产生的高温
安全防护性能：能够防止放射性物质泄漏， 保护周围环境和人员安全
耐腐蚀性能：能够抵抗核辐射和化学物质的 腐蚀
设计标准：符合国家或国际核安全标准和规 范
严重事故下安全 壳结构的性能评 价方法
安全壳结构失效模式和失效准则
失效模式：包 括结构失效、 材料失效、功
能失效等
失效准则：根据 不同的失效模式， 设定相应的失效 准则，如强度、 刚度、稳定性等
失效概率：根据 失效模式和失效 准则，计算安全 壳结构在严重事 故下的失效概率
性能评价：根据 失效概率，对安 全壳结构的性能 进行评价，包括 安全性、可靠性、
概率性能评价方法的引入
概率安全分析
• 破损SG隔离的相关规程（假定）： • A3规程第4步： • 检查破管蒸汽发生器的水位 • a.窄量程水位---大于9.1m • b.隔离给水
• 分析中的相关假设：
• 1.使用了EOP规程，且操纵员经过良好的培训
• 2.操纵员一步一步按照规程进行操作
• 3.诊断可用时间窗口：30分钟
• 4.压力水平：中等
调用相同的支持系统，转移门或待发展事件的编码必须相同 – 构建的故障树模型包括共因失效组，不同人员涉及到的相同设备
的共因失效组，相关人员要进行讨论
• 将多人构建的包括有故障树的多个模型整合到一个模型中
– 利用Risk Spectrum的导入/导出功能
– 先把支持系统故障树导入到一个模型中，而且独立性最强的故障 树，最先导入
人因分析
始发事件后HRA分析例子
SGTR事件描述： • 反应堆自动停堆，安注自动投入，安注保护信号
将触发主给水隔离和启动辅助给水。 • 操纵员进入EOP规程，根据主控制室征兆判断事
故。所依据的征兆包括：二次侧剂量水平和蒸汽 发生器水位的变化识别事故的蒸汽发生器。蒸汽 发生器传热管断裂事故SGTR中的人误事件为例
Accumulator） • 保护安全壳完整性（EAS）
事件树分析方法
• 事件树分析（Event Tree Analysis）方法 是一种逻辑演绎法。在给定一个始发时间 的前提下，分析此始发事件可能导致的各 种事故序列的结果，从而定性和定量地评 价系统的特性，帮助分析人员获得正确的 决策。
• 事故序列以图形表示，且呈树型，故得名 事件树。
– 编码的唯一性和一致性
• 编码的唯一性和一致性是指在PSA模型中的任一事件（包括始 发事件、设备失效模式、题头事件、人因事件、故障树中的逻 辑门等）有且仅有一种编码进行表示
核电厂概率安全评价(PSA)技术研究
核电厂概率安全评价（PSA）技术研究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：ProbabilitySafetyAement）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。
1PSA评价方法1.1概率论（PSA）方法引入风险（rik）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。
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。
核电厂概率安全评价(PSA)的发展和应用
核电厂概率安全评价（PSA）的发展和应用来源：那福利（苏州热工研究所，江苏苏州215004）摘要：作为一种核安全评价方法，PSA近年来发展很快，本文对PSA的研究和应用进行了综述，力求能反映出PSA发展的全貌，以为国内PSA的开发和应用提供参考。
关键词：概率安全评价（PSA）1级PSA2级PSA3级PSAAbstract：Lot of work on probabilistic safety assessment(PSA)which is one of nuclear safety assessment methods has been done in recent years. In this paper,the development of PSA is summarized and its research and application is introduced.Key words：Probabilistic Safety Assessment（PSA）Level1PSA Level2 PSA Level3PSA作为一项评价技术，概率安全评价（PSA）用于找出复杂工程系统运行中所可能发生的潜在事故、估算其发生概率以及确定它们所可能导致的后果。
概率安全评价是由安全性和统计学的概念在工程设计的应用中发展而来的。
统计学概念在材料性能研究中的应用可一直追溯到19世纪。
然而，直到20世纪四、五十年代，使用统计学和概率概念的评价技术才在设备可靠性研究中获得了人们的认可。
在那一时期，人们关注的主要是军用设备的可靠性。
在第二次世界大战期间，由于电子设备的发展，在基于概率的技术应用中，电子领域处于领先地位。
接下来，美国空间计划开始采用基于概率的可靠性工程技术。
20世纪60年代早期，贝尔电话实验室开发了故障树分析技术（PSA的一种分析手段），之后此技术应用于导弹研究。
20世纪60年代末，在阿波罗系列空间火箭设计中，基于概率的可靠性分析技术被广泛采用。
核电厂工业安全风险评价与管理
核电厂工业安全风险评价与管理摘要：随着科学技术的不断发展，核能发电的应用越来越广，人们也越来越重视核能的利用问题。
为了充分利用核能，使其发挥最大的产能，就需要加强核电安全风险评价与管理。
基于此，本文主要对核电厂安全风险评价以及管理措施进行了简单的探讨，以供相关人员参考。
关键词：核电厂；安全风险评价；管理策略引言随着化石能源的不断消耗，核能作为安全高效的清洁能源，因其零排放、低能耗的原因成为替代化石能源的理想选择之一，逐渐成为世界能源消费的主要支柱。
我国是世界核电发展速度最快的国家，在建核电机组数量世界第一，核电在我国能源消费中的占比越来越高。
安全是核能利用的重要议题，核电的高速发展，对我国核电安全风险评价与管理提出了更高的要求。
1、我国核电产业发展概况我国核电的发展起步相比起西方国家来讲较晚，因此与世界发达国家存在一定的距离。
1955年开始，我国的核电开始起步，而后经历了发展阶段乃至快速阶段等几个时间段。
特别是从步入新世纪之后，我国便开始走入了核电快速发展的时光，而且发展速度极其飞快。
新世纪之后，我国已经开始自主研发了三代、四代核心的核电技术，核电发展的核心竞争力在世界当中已经具有一定的突出位置。
到2020年底，全国累计发电量为74 170.40亿kWh，运行核电机组累计发电量为3 662.43亿kWh时，占全国累计发电量的4.94%，占比为近几年来的最高峰，但是还远远比不上比世界的平均水平。
截至2020年12月底，我国大陆地区商运核电机组达到48台，总装机容量为4 988万kWh，仅次于美国、法国，位列全球第三。
拟建机组以及拟建装机容量均位居全球前列。
2021年1月30日上午，“华龙一号”全球首堆——福建福清核电5号机组，在完成满功率连续运行的整体考验后，已经开始投入了商业运行。
该机组是我国自己独立研发创造的第三代核电技术，其正式投入运行无疑意味着我国当前核电技术的发展已然迈入了先进国家的门槛，我国核电技术的发展已经达到了国际领先地位。
核电厂的安全性概述
世界平均天然本底剂量率为2.4毫希/年
辐射剂量标准
对于职业工作人员，年平均剂量
不得大于20毫希（安全下限的五分之一）
对于核电厂周围的居民，年平均剂量
不得大于1毫希（天然本底剂量的40%）
核电厂的安全措施
防止放射性
大量（向外三释放）核电厂的概率安全目标
防止 堆芯熔化
还能抵御外部破坏 例如龙卷风、地震、 喷气式飞机的撞击
３）屏蔽防护
放射性“三废”的处理
➢ 核能生产的各个环节和放射性核素在工业、农业、医学 和科学研究等部门的广泛应用，都会排放出一定数量的 放射性废气、废液和固态废物，简称放射性“三废”。 治理放射性“三废”，对于保护环境，保障人民健康、 促进农、牧、渔业发展和充分利用资源，发展核能事业， 都具有重要的意义。
核电厂的安全性概述
什么是核安全？ 核电厂安全性有什么保证？ 如果发生事故？有哪些缓解措施？
对“安全”二字要有科学而准确的认识。 什么是安全？一般的看法是，安全就是不出 事，而国际民航组织有个比较科学的定义： “安全是一种状态，即通过持续的危险识别 和风险管理过程，将人员伤害或财产损失的 风险降至并保持在可接受的水平或其以下。”
1）时间防护（time protection )
时间防护法——尽量减少辐射源对人体的照射时间，
在工作场所剂量率不变的条件下，受照剂量与受照 时间成正比，因此想方设法减少工作时间是减少受 照剂量的有效方法。一般说来，可以从下述几个方 面来减少受照时间：
２）距离防护（distance protection )
专家表示：日本暖流则从中国沿海往东北方 向流到日本，随后遇到千岛寒流，北上受阻 于是拐了个弯向东边，也就是向美国流过去。
严重事故下核电厂安全壳结构概率性能评价
文章编号：1000-4750(2021)06-0103-10严重事故下核电厂安全壳结构概率性能评价金 松1,2，李鑫波3，贡金鑫1,2(1. 大连理工大学建设工程学部，辽宁，大连 116024；2. 海岸和近海工程国家重点实验室，大连理工大学，辽宁，大连 116024；3. 河北工业大学土木与交通学院，天津 300401)p m βS βS 摘 要：安全壳结构在严重事故下概率安全性能是核电厂结构概率安全评价中关注的重点。
该文基于安全壳三维精细化有限元模型，评估了安全壳结构在严重事故工况下的概率安全性能。
为了实现非线性有限元分析自动化运行，开发了Python 和Matlab 脚本。
为量化评估统计不确定性对易损性参数的影响，分别采用统计推断法和bootstrap 方法对安全壳结构易损性参数的置信区间进行估计。
此外，利用 bootstrap 法量化分析了安全壳结构的可靠度和总失效概率的统计特性。
采用中值法和置信法评估了安全壳结构的安全裕度。
研究表明：统计推断法和bootstrap 法对易损性参数的置信区间估计几乎相同，对于易损性参数，两种方法估计的置信区间差别较大，统计推断法往往会高估易损性参数的置信区间。
内压易损性参数的统计不确定性对可靠指标和总失效概率的影响不大，并且易损性函数参数的统计不确定性对总失效概率的影响大于对可靠指标的影响。
中值法计算的安全裕度与置信水平为95%的置信安全裕度相差不大。
总体来看，该文研究的安全壳可以满足严重事故下概率性能目标要求，同时也能满足安全裕度不小于2.5的要求。
关键词：核安全壳结构；可靠性；概率安全评价；有限元模型；易损性分析；统计不确定性；bootstrap 中图分类号：TL364+.3；TU311.3 文献标志码：A doi: 10.6052/j.issn.1000-4750.2020.07.0437PROBABILISTIC PERFORMANCE EVALUATION OF NUCLEAR CONTAINMENT STRUCTURE SUBJECTED TO SEVERE ACCIDENTSJIN Song 1,2, LI Xin-bo 3, GONG Jin-xin1,2(1. Faculty of Infrastructure Engineering, Dalian University of Technology, Dalian, Liaoning 116024, China;2. State Key Laboratory of Costal and Offshore Engineering, Dalian University of Technology, Dalian, Liaoning 116024, China;3. School of Civil Engineering and Transportation, Hebei University of Technology, Tianjin 300401, China)p m βS Abstract: Probabilistic safety performance of nuclear containment structure subjected to severe accident conditions is the focus of probabilistic safety assessment (PSA) of nuclear power plant structures. Based on detailed three-dimensional finite element model of the nuclear containment structure, probabilistic safety performance of nuclear containment structure under severe accident conditions is evaluated in this study. To realize the automatic running of nonlinear finite element analysis, Python and Matlab scripts are developed. To quantitatively evaluate the effect of statistical uncertainty on the fragility function parameters, statistical inference and bootstrap method are used to estimate the confidence interval of the fragility function parameters. Moreover,statistical characteristics of reliability index and total failure probability of the nuclear containment structure are quantitatively analyzed by bootstrap method. Finally, median value and confidence interval method are used to evaluate the safety margin of the nuclear containment structure. Results indicate that confidence interval of fragility function parameter,, estimated by statistical inference and bootstrap method are almost the same. As for confidence interval of fragility function parameter , statistical inference method tends to overestimate the收稿日期：2020-07-07；修改日期：2020-11-06基金项目：国家自然科学基金项目(51978125)通讯作者：贡金鑫(1964−)，男，河北衡水人，教授，博士，博导，主要从事工程结构可靠性研究 (E-mail: ******************).作者简介：金 松 (1992−)，男，安徽巢湖人，博士生，主要从事核电厂安全壳结构概率安全性能评估研究(E-mail: **********************);李鑫波(1995−)，男，四川成都人，硕士，主要从事核电厂结构力学性能分析研究(E-mail: ******************).第 38 卷第 6 期Vol.38 No.6工 程 力 学2021年6 月June2021ENGINEERING MECHANICS103βSconfidence interval of fragility function parameter . Statistical uncertainty of fragility function parameters has negligible influence on reliability index and total failure probability, and the influence of the statistical uncertainty of the fragility function parameters on total failure probability is greater than that of reliability index. There is small difference between the safety margin calculated by median value method and the safety margin with 95% confidence level calculated by confidence interval method. In general, nuclear containment structure used in this study meets the requirements of probabilistic performance under severe accident conditions, and it also meets the requirements of safety margin of no less than 2.5.Key words: nuclear containment structure; reliability index; probabilistic safety assessment; finite element model; fragility analysis; statistical uncertainty; bootstrap安全壳结构作为核电厂最重要的结构，是事故下的防泄漏屏障，在保证核安全方面起到关键作用[1 − 3]。
关于核电厂安全分析与概率评价
关于核电厂安全分析与概率评价发布时间：2021-06-29T07:51:12.080Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年26期作者：刘欢[导读] 核电厂的安全性分析并非旨在研究核电厂是否会发生事故或堆芯熔化以及放射性释放，而是在干扰因为无法预测的情况下，对系统、设备和组件的可用性等进行足够分析，探讨事故预防的设计基准或严重性预防，以获得减轻事故后果的操作程序。
刘欢福建福清核电有限公司福建福清 350300摘要：核电厂的安全性分析并非旨在研究核电厂是否会发生事故或堆芯熔化以及放射性释放，而是在干扰因为无法预测的情况下，对系统、设备和组件的可用性等进行足够分析，探讨事故预防的设计基准或严重性预防，以获得减轻事故后果的操作程序。
例如，尽管一些核电厂从未发生过重大安全事故，但是核电厂必须以重大事故为参考，以执行避免故障的要求和准则，并可以保证堆芯和安全壳燃料的完整性，以对油箱和喷雾泵（或设备）进行喷射和喷雾流量分析。
当高失水事故从安全注入或喷雾损失升级为严重事故时，安全设备将注入反应堆腔体，防止高压团块，从氢重组器中除去氢气，释放安全壳中的超压并淹没反应堆等。
对核电厂安全进行分析机会，有利于以防止和减轻容器故障引发的放射性释放的后果。
因此，核电厂的安全分析是对核电厂特殊安全设施的安全能力和安全裕度的分析，而其中基于概率评价的概率安全评价法，在核电厂管理中应用广泛，其具有一定的应用优势和可改进之处，对此进行分析，有利于优化核电厂安全管理。
关键词：安全分析；大破口失水事故；安注系统；概率；数字游戏概率评价是基于与每个事件或事故的概率的有限数量的事件或事故结果的推断估计。
但是，令人遗憾的是，核电厂的事件或事故数量非常有限，不足以作为评估可能性的准则。
概率估计是人为创建的事件树和故障树，其中放射性释放频率造成的事故概率与核电厂安全间的相关性并不强。
例如，大型结构破裂损失事故、堆芯损坏和放射性释放等问题，皆是核电厂经营中面临的重要安全预防内容[1]。
核电厂概率安全评价的发展和应用
核电厂概率安全评价的发展和应用核电厂概率安全评价（Probabilistic Safety Assessment, PSA）是一种基于概率统计方法的安全评价方法，用于评估核电厂的安全性能。
PSA的发展和应用对于核电厂的安全管理和风险控制具有重要意义。
本文将详细解析PSA的发展历程、应用领域以及对核电厂安全管理的影响。
PSA起源于20世纪60年代，当时美国核电行业面临着快速增长的问题，为了降低核电厂事故的概率以及事故对环境和人员的影响，美国能源委员会提出了PSA的概念。
随后，许多国家纷纷开展了相关研究，并将PSA应用于核电厂的安全评价工作中。
PSA的基本原则是通过分析系统的动态行为和各种可能的故障事件，计算出事故发生的概率，并进一步预测事故的后果。
它主要包括事件树分析（Event Tree Analysis, ETA）和故障树分析（Fault Tree Analysis, FTA）两个重要的分析方法。
ETA用于分析特定的事件序列，而FTA则用于识别系统中可能发生的各种故障事件。
PSA的应用领域非常广泛。
首先，PSA可用于核电厂的设计和建设，通过对系统结构和组件故障概率的分析，可以提前识别和纠正潜在的安全隐患。
其次，PSA可用于核电厂的运行和维护，通过分析系统故障的概率，可以优化设备维修和保养的计划，提高核电厂的可靠性和运行效率。
此外，PSA还可用于核电厂事故的后评价，通过对事故发生的概率和后果的分析，可以总结经验教训，改进安全措施。
PSA对核电厂安全管理的影响是深远的。
首先，PSA强调了系统安全性能的定量分析，相对于传统的定性分析方法，更加客观和可靠。
其次，PSA强调了事故的可能性和后果的综合评估，使得安全措施的制定更加全面、全面和合理。
此外，PSA提供了一种重要的方法来评估和管理核电厂的风险，帮助管理者做出科学决策，确保核电厂的安全运行。
然而，PSA也存在一些限制和挑战。
首先，PSA的建模假设和参数选择对评估结果有重要影响，因此需要依靠丰富的经验和实际数据来支持。
安全评价方法：PsA分析方法
PsA分析方法
PsA分析方法是近年来发展起来的一种新的事故评价方法。
PSA分析方法采用系统可靠性评价技术（即故障树、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，最后的分析结果给出堆芯损坏概率和放射性物质在环境中的释放后果。
PSA分析方法认为核电厂的事故是个随机事件，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闭。
国际上根据概率安全评价的研究范围将PsA方法分为3个级别：
．
（1）一级PsA：对核电厂故障的评价，确定堆芯熔化概率：
（2）二级PsA：一级PsA结果加上安全壳响应的评价，确定安全壳放射性释放的频率：
（3）三级PsA：二级PsA结果加上厂外后果的评价，估算公众风险。
PsA技术对复杂系统进行分析，研究其各种可能的事故，而不管什么单一故障准则和设计基准，因此它可以发现设计缺陷、共因失效和各种可能的失效模式。
PsA分析过程可以分为初因事件的选择、事件树的建立、系统可靠性分析和故障树的建立、事故序列定量化计算、结果分析等。
对于核电厂这样一个复杂的系统．由许多子系统、部件和设备组成．在分析中还要考虑由多个子系统连接形成更大的系统，采用故障树分析这种庞大的系统是很有效的，不仅能方便地分析出系统失效的可能机理，还可定量求出系统的失效概率。
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Farmer 曲线：风险衡量曲线，曲线左下方允许，右上方风险过大
PSA的历史（续 PSA是核电发展的必然产物，是核安全研究的必然产物。
PSA最早受到系统化关注始于美国的航天部（NASA）。1967年美
国阿波罗（Apollo）飞船试验失火，3 名宇航员不幸遇难之后，美
国宇航局（NASA）组织开发了一套评价“飞船计划”安全方针的 “安全准则”建议 。但是由于种种原因，NASA 在很长一段时间 内放弃定量风险分析，转而采用定性分析方法——故障模式和影 响分析（FMEA ）方法。直至1986年1月28日挑战者号失事之后， NASA 才又开始定量的风险分析计划，以支持其航天飞行的设计 与运行； 60至70年代，美国核电事业迅速且大规模发展，但也并非一帆风 顺。定量风险评价成为回应反核势力的有利工具而诞生；
PSA的历史 PSA是核电发展的必然产物，是核安全研究的必然产物。
上世纪四十年代，已经有反应堆（没核电厂），提出的问题是反应 堆会不会爆炸； 五十年代中期，开始设想是否能用概率方法来研究（像57年时， BNL（美国）提出的如放射性核素释放，到底有多大危害）； 六十年代，英国为选核电厂厂 址的需要，F.R.Farmer提出了 一条曲线成为最早将概率引进 核安全分析的人； Farmer曲线给出了一条各种事 故引起的放射性释放所允许的 发生概率的限制曲线，这是 PSA的一个根本点，不单只考 虑后果，还要考虑概率；
风险的概念（续）
对于核电厂，风险主要来自于放射性核素的释放引起的高辐照危
害。
人员伤亡指早期死亡和晚期诱发癌症死亡、遗传疾病死亡 等。
经济损失指人员拆离、电站关闭、周围土地荒废、放射性
清除等等。核电厂的风险可用下列变量表示：
人员死亡/堆年
癌症/堆年
经济损失/堆年。
PSA的定义
美国ASME中的定义：
PSA的定义（续）
SNERDI对PSA的解读：
PSA是一种采用概率与统计方法来定量评估核电厂严重事故发生 可能性及后果的技术。它通过对始发事件频率、核电厂的设计 特点、运行实践经验、运行历史的影响、设备的可靠性、人因 失误、堆芯熔化物理过程、放射性迁移对环境和健康的影响等 各种因素的考虑，对核电厂进行的综合性的安全评价，它将给 出度量核电厂安全水平的定量的数值估计。
PSA的输入：电厂设计、运行历史与实践、人员行为、部件可靠 性、堆芯损坏的物理过程、安全壳行为以及环境状况等方面尽可 能现实的信息； PSA的基础：概率论、布尔代数； PSA的工具：归纳与演绎（事件树与故障树）相综合的逻辑推理； PSA的输出：各种事故序列、各种放射性物质释放和各种健康效 应的概率与后果。
核电厂概率安全评价概述
张琴芳
2014年10月
目 录
一．PSA的一般概念
二．安全当局与业主的要求
三．核电厂两种安全分析方法的比较 四．核电厂PSA的内容概述 五．PSA分析软件 六．PSA研究的工程应用实践
七．AP1000 PSA简介
八．AP1000 技术消化吸收再创新 九．PSA和其他专业的关系
风险的概念
PSA的历史（续） PSA是核电发展的必然产物，是核安全研究的必然产物。
1972 年初，美国某科学家联盟挑起一场关于LOCA事故的大争论，
认为在LOCA事故时，堆芯不可能保持完好的几何形状；在对核电
厂的安全问题进行全面研究得出分析结果之前，应该停止核电厂的 运行； 为了定量评价核电厂此前各项改进 的效果以及核电厂运行的风险，同 时也为了回应反核方的观点，美国 原子能委员会（USAEC）组织一 个由Rasmussen（拉斯穆森，美 国麻省理工学院教授，曾撰文批评 反核方的观点）担纲的约60 人的 研究小组开展核电厂安全研究；
衣、食、住、行中都存在风险，主要指的是存在死亡的风险、经 济损失的风险等。 风险——人们从事某项活动，在一定的时间内会给人类带来的危 害。 人员伤亡和经济损失。 取决于两方面：发生频率（F），后果（C）。 • R：危害/单位时间 F：事件数/单位时间 C：后果/事件 • 风险分两类：个人风险和社会风险 • 个人风险——一定时间内发生了某件确定事件而给个人带来的 危害 • 社会风险——某一集体的人受到的危害
PSA是一种对与电厂运行和维修活动相关的风险的定性和定
量的评价。该评价根据风险的发生频率来度量，风险变量有 堆芯损伤或放射性物质释放及其对公众健康的影响（也称之 为概率风险评价，PRA）。 IAEA中的定义： PSA提供一种全面的、结构化的处理方法，识别出核电厂失 效的情景，并对工作人员和公众造成的风险作出数值估计。
重性。
PSA的历史（续） PSA是核电发展的必然产物，是核安全研究的必然产物。
WASH-1400肯定了PSA是能够描述电厂安全图象的最完整的方法。
1979年3月6日美国发生的三里岛事故（世界核电史上的第一起严
重事故，第二起是1986年4月26日前苏联的切尔诺贝利事故，第 三起是2011年3月11日日本的福岛事故）从反面证明了PSA的正确 性和有效性。 1979年初NRC曾说过不要用PSA来分析核电安全，三里岛事故后 遭到总统委员会的批评，从此开始支持PSA的发展。 1981~1994年，美国相继出版了故障树手册NUREG-0492、 PSA 实施导则NUREG/CR-2300，（PRA Procedures Guide）;暂行可 靠性评价计划（IREP，NUREG/CR-2728）；发行NUREG-1150 及其系列报告NUREG/CR-4550、4551，对美国5座核电厂重新进
核 电 厂 风 险 与 社 会 活 动 风 险 的 比 较
PSA的历史（续） PSA是核电发展的必然产物，是核安全研究的必然产物。
1975年10月，发表了研究报告《反应堆安全研究：美国核电厂事
故风险的评价，即著名的WASH-1400 报告（又称RSS或 拉斯穆
森报告）引起了很大反响，这项研究的结果给出了一种对核电厂安 全的全新认识,反核力量质疑其中的数据，但引入的方法是无懈可 击的； WASH-1400的研究成果有： • 核电厂堆芯损坏频率比原来的估计要高，但后果比原来小得多； • 核电厂堆芯损坏的风险主要来自小LOCA事故和瞬态，而不是 以前人们主要关心和设防的大LOCA事故； • NPP的风险比社会活动的风险小得多； • 操纵员的行为有着非常重要的作用，人员失误会加剧事故的严