《安全技术》之核电厂概率安全评价(PSA)技术研究
概率安全评价-来源于核电服务于核电
概率安全评价-来源于核电服务于核电概率安全评价——来源于核电服务于核电生产部执照申请处冯炳良摘要概率安全评价是一种系统化的安全分析方法。
它诞生于核电、来源于核电，是核电事业发展的产物，并随着核电事业的发展而发展，核电事业是它的源泉；同时，它服务于核电，是核电厂的一种设计工具、分析工具、管理决策工具。
概率安全评价经受住了各种批评的考验，更经受住了核事故的检验。
经过30 a的发展，目前这项技术已经成熟。
它通过其在风险指引型方法中所扮演的重要角色，已经在众多方面为核电的发展做出了重要贡献。
实践证明，概率安全评价可以承载核电行业提高安全性和经济性的厚望。
这项技术同样也一定能在我国核电事业的发展中发挥其越来越重要的作用。
关键词核电厂核安全概率安全评价概率风险评价风险指引型0 引言核安全是核电事业的永恒主题。
与常规电厂相比，核电厂的特殊性就在于它具有放射性，在于它在将核能转化为电能的过程中会产生大量的高放射性的裂变产物。
于是就产生了如何控制管理这些放射性物质以避免其向外泄漏的问题，产生了核安全问题。
人类社会中没有绝对安全的活动。
人们在享受这些活动所带来的利益的同时，也必然要承受一定的风险，问题是要使这种风险尽可能合理地小。
核电为世界带来了光明，在它服务于人类的同时也会给人类带来风险。
所谓的核安全也就是要使这种风险处于可知、可控并尽量小的可接受状态。
概率安全评价（PSA）就是评价风险、认识风险、并帮助人们管理风险、降低风险的一项有效工具。
概率安全评价是一种对不希望事件进行评价的方法。
这种评价分两个方面，即分析不希望事件的发生频率及不希望事件产生的后果。
而这种频率与后果两者的综合，就是所谓的风险。
对核电厂而言，这种不希望事件是指堆芯损坏、放射性核素向环境泄漏、公众伤亡与财产损失等。
与经典的确定论安全分析方法不同，概率安全评价是一种系统化的分析方法。
这种分析的输入是电厂设计、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的尽可能真实的有关信息；这种分析的基础是概率论；这种分析的手段是演绎与归纳相综合的逻辑推理；这种分析的输出即为各种事故序列、各种放射性物质释放和各种健康效应的概率与后果。
PsA安全评价分析方法
PsA安全评价分析方法
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。
一_二级概率安全评价技术研究及其在300MW核电厂二期工程设计中的应用
第33卷 第2期 核 技 术 V ol. 33, No.2 2010年2月 NUCLEAR TECHNIQUES February 2010——————————————第一作者：严锦泉，男，1963年出生，1989年于上海交通大学获硕士学位，研究员级高级工程师，从事核安全分析工作 收稿日期：2009-11-18一、二级概率安全评价技术研究及其在300 MW核电厂二期工程设计中的应用严锦泉 张琴芳 仇永萍 周全福 邱忠明 陈 松(上海核工程研究设计院 上海 200233)摘要 通过引进及自行研制，建立了一、二、三级概率安全评价(PSA)分析程序；结合300 MW 核电厂二期工程(C-2)设计，对一、二级PSA 技术进行研究及应用——包括始发事件分析、事件树分析、故障树分析、相关性分析、人员可靠性分析、数据分析、事件序列定量化、电厂损伤状态分析、事故进程和安全壳响应分析、源项分析、大量放射性早期释放频率(LERF)的计算和分析、不确定性分析、重要度和敏感性分析以及设计过程中的应用等。
建造了C-2一、二级PSA 模型，通过在C-2设计过程中基于PSA 的发现进行了一些重要设计改进，如安注泵和喷淋泵的小流量回流管上隔离阀的设计改进；化容系统的往复式上充泵的设计改进；重要厂用水系统的设计改进等，得到C-2功率运行内部事件的堆芯损伤频率(CDF)为7.25×10–6/堆年，LERF 定量化结果为3.24×10–7/堆年。
关键词 概率安全评价，事件树，故障树，严重事故，设计改进 中图分类号 TL36490年代初，美国核管会(Nuclear Regulatory Commission, NRC)公开发表的NUREG-1150[1]《严重事故风险：5座美国核电厂的评价》以及配套报告，总结了PSA(Probabilistic Safety Assessment)技术的数十年研究成果，对后来的PSA 工作起了重要指导作用；也为美国核管会执行安全监管时如何应用这些分析技术提供了有益见解，可作为开展系统研究的重要参考。
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。
核电厂内部水淹确定论安全评价方法及应用
核电厂内部水淹确定论安全评价方法及应用
核电厂内部水淹是一种严重的事故，可能导致放射性物质的泄露和风险的增加。
因此，核电厂内部水淹的安全评价至关重要。
以下是一些可能的方法和应用：
1. 故障树分析（FTA）：FTA是一种定性和定量分析方法，用于识别可能导致事故的故障机制和事件。
它可以用来评估内部水淹的潜在影响，并确定相应的安全措施以最大程度地减少这些影响。
2. 事件树分析（ETA）：ETA是另一种故障分析方法，用于估计事件序列中每个阶段的风险。
它可以帮助确定导致内部水淹的事件序列，并评估可能的后果和影响。
3. 质量/安全功能部署（QFD/SFD）：QFD/SFD是一种系统化的方法，用于将客户需求转化为产品或服务的设计和开发过程中的质量或安全功能要求。
它可以帮助确定内部水淹处理的质量/安全功能要求，并确保这些要求得到满足。
4. 概率安全评价（PSA）：PSA是一种定量风险评估方法，结合了概率、系统分析和控制策略以评估事故的概率和后果。
它可以帮助评估内部水淹可能的发生概率和影响。
这些方法可以结合使用，以提高核电厂内部水淹的安全评价水平。
不同的方法应该根据具体情况和要求进行选择和应用，以提供最佳的分析和评估。
概率安全分析
概述
• 二、意义
• 它可以发现设计缺陷、共因失效概率、各种可能的失效模 式和电厂内各种不利的系统间相互作用。PSA技术还可以 用来估价设计改动的代价，因此它可以用作设计决策的重 要工具。虽然PSA的分析结果中会给出堆芯熔化的概率及 环境后果，但是很难说这是它的终极目标，更不是它的唯 一目标。我们宁可把PSA分析过程看作对核电厂的一次全 面认识过程，这也许更合乎实际，也更合乎PSA技术的特 点。
• 分析过程：
• 1.诊断失误概率 • 根据假设，诊断可用时间为30m，得到诊断失误概率为： 0.001 • 2. 动作失误概率 • 在正确诊断的情况下，操纵员仍有可能在动作的执行过程 出现错误。根据E3规程，操纵员总共需要进行5步主要的 操作，假定任何一步出现错误，都将导致任务失败。因此 需要将5个步骤的动作失误概率相加。
• 破损SG隔离的相关规程（假定）： • A3规程第3步： • a.调整破管蒸汽发生器的大气释放阀开启设定值 至7.0MPa • b.确认破管蒸汽发生器的大气释放阀---关闭 • c.关闭破管蒸汽发生器的主蒸汽隔离阀及其旁路 阀 • d.隔离破管蒸汽发生器的排污 • e.关闭破管蒸汽发生器的主蒸汽隔离阀前疏水阀
• 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 – 与后面的系统故障树整合时，打开要整合的系统故障树模型，再 导入已经整合的模型，即，用整合好的模型覆盖未整合的模型中 的相同部分 – 再将前沿系统的故障树整合到已经包括有所有支持系统故障树的 模型中 – 所有故障树都整合到一个模型中后，逐个将代表支持系统故障树 的转移门或待发展事件替换为相应的故障树逻辑门
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。
PSA概念和方法
贝叶斯修正
电厂特定数据 L(E|θ)
贝叶斯理论
π1(θ|E)
PSA模型
PSA的基本技术 人员可靠性 Human Reliability
经验和研究表明：人为失误往往对电厂风险 贡献很大
• 以往的研究指出操纵员失误在整个核电厂事 故中占很大比例
• 人为失误概率明显比硬件故障要高
• 人为失误会阻碍或取消系统设计功能（如事 故中误关闭安注）
结果讨论时手动添加
PSA的基本技术 事故序列定量化 Accident Sequence Quantification
A
工安况注一箱回路(2热/3)端大破口 安喷直接注入
BL1A
Q1
E3
低压安注直接注入 低压安注冷端再循环
IL1
IL2
1 4.00E-05 OK
2 3.14E-08 CD IL2
3 5.93E-09 CD IL1
可靠性模型
Q(t)= λ·（1- e-(λ+µ)t）/(λ+µ)
Q(t)=1-e-λ(t-nTI)
(n·TI＜t ＜(n+1)TI)
Qm=1- (1-e-λ·TI)/λ·TI
Q(t)=q
（为常数）
Q(t)=1-e-λ·TM
（为常数）
Q(t)=0；w(t)=f（为常数） Q(t)=1-e-λt
可靠性参数 λ，μ
•
显式构模表达多重故障
•
用于评估系统的不可用度
Component Cooling
ECC
Water System train 1 f ails
EFW
MFW
RHR @CCW-1-00
CCWS pump 1 fails @CCW-1-10
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。
工艺安全之概率安全分析(PSA)及应用
工艺安全之概率安全分析（PSA）及应用概率安全分析（PSA）介绍上世纪八十年代之前，核电厂的安全评价基于确定论安全分析（DSA，DeterministicSafetyAssessment）方法，即通过分析核电设施针对一系列最大可信设计基准事故的响应和后果，确定设计是否可以达到事故的容忍、处理及放射性物质的包容能力。
然而确定论安全分析方法有其限制，如：过于关注设计基准事故，可能忽略其他事故；对于最大可信事故（设计基准事故）的确定往往有很大主观因素；无法考虑多重设备/人员失效的叠加情况；可能导致过分保守的设计等。
上世纪八十年代中期之后，美国三里岛核事故和前苏联切尔诺贝利核事故让核电业界开始思考单纯基于确定论分析的核电站安全管理体系是否能够充分确保核安全。
概率安全分析（ProbabilisticSafetyAssessment/PSA）作为一种定量安全评价方法开始大量应用，主要用于验证电站堆芯损伤频率和大量放射性释放概率与安全目标的一致性，系统性地识别核电设施的薄弱环节。
概率安全分析（PSA）方法通过计算实际数值来确定发生问题的可能性和后果，从而估计风险，并提供对核电厂设计和运行的优缺点的见解。
当前在核电行业中，概率安全分析已经与确定论分析方法具有同等的重要性，并均为核电设施安全评审的必需要素。
PSA方法具有以下特点：严格的系统化分析工具可以实现多专业的信息整合能够考虑复杂的交互和系统间的相关性能提出定性和定量的设计建议能为决策提供定量度量指标能够明确的强调并处理不确定性的主要来源PSA在核电厂运行安全管理中的应用在核电厂安全设计中进行了大量的PSA分析工作后，人们开始思考如何更好地利用PSA方法和结果，特别是用于指导核电厂的生产运行。
在运行中，通过将PSA融入核电安全事务的决策体系，有助于识别安全事项的重要程度，将安全投入与该事项的安全重要度相适应，从而实现降低风险的措施的效果和代价的平衡。
这种新的决策框架在核电行业被称为风险指决策体系（见下图）。
核电厂运行PSA中人员相关性分析
核电厂运行PSA中人员相关性分析核电厂运行PSA（概率安全评价）是对核电厂所有运行环节进行全面、系统、专业的安全评价，目的是分析系统、机理或人为操作失误的相关性，评估系统和设备的安全性，并提出相应的改进建议，确保核电厂的持续安全运行。
在核电厂的运行过程中，人员的相关性分析是PSA的重要内容之一、以下将从人员相关性的概念、分析方法和作用三个方面进行阐述。
一、人员相关性的概念人员相关性是指人员在核电厂运行过程中的活动和决策之间的相互关系。
它是评估人为因素对核电厂运行安全的影响的重要手段。
二、人员相关性的分析方法1.人为失误分析：通过分析人员在操作和决策过程中可能出现的失误和错误，评估其对整个系统的安全性的影响。
这可以通过对人员培训与考核、操作规程与标准、工作环境与设备人机接口的改进来减少人为失误。
2.事故序列分析：通过分析事故发生的过程，确定其中与人员相关的因素，如操作操作失误、疏忽大意或违反规章制度等，评估其对事故发生概率的贡献。
这对于改进培训和操作程序，以及加强对岗位责任的要求具有重要意义。
3.人的可靠性分析：通过量化评估与人员相关的因素，如人员的技能水平、经验、反应速度等，建立可靠性模型，预测人员在不同情况下的表现、反应和决策的能力。
这有助于确定人员培训和操作程序的重点，提高人员的应对能力和紧急处理能力。
三、人员相关性分析的作用1.风险评估和管理：通过分析人员相关性，能够确定影响核电厂运行安全的人为因素，并评估其对事故概率和事故影响的重要性。
这有助于确定风险的大小和分布，为风险管理提供参考，以便提出相应的控制和改进措施。
2.人员培训和考核改进：通过人员相关性分析，可以确定培训和考核的重点和方向。
可以通过改善培训内容和方法，提高人员的技术水平和操作能力，强化责任意识，减少人为失误的发生。
3.设备和系统设计优化：人员相关性分析能够揭示人员在特定操作条件下的行为和决策模式，为设备和系统的设计提供指导。
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。
安全大数据驱动的核电厂实时概率安全分析研究现状与发展前景
安全大数据驱动的核电厂实时概率安全分析研究现状与发展前
景
周涛涛;刘彩霞;王大林;张来斌
【期刊名称】《核科学与工程》
【年(卷),期】2024(44)1
【摘要】概率安全分析(PSA)是保障核电厂安全运行的关键方法之一,现有PSA方法多依靠有限的数据和专家经验开展静态的安全风险量化,难以精确反映核电厂运行阶段真实动态风险。
核电厂运行过程中已实时收集并存储了大量可用来记录和描述系统安全状态的安全大数据,其信息提取和PSA融合需求迫切,本文对安全大数据在核电厂安全保障中的地位进行介绍,并分析总结安全大数据驱动的核电厂实时概率安全分析研究现状和发展前景。
结果表明:安全大数据的应用有助于全面分析核电厂实时运行风险,将由安全大数据转换而来的安全信息与现有概率安全分析方法有机融合以实现准确可信的核电厂实时安全分析是未来重要方向。
【总页数】7页(P180-186)
【作者】周涛涛;刘彩霞;王大林;张来斌
【作者单位】中国石油大学(北京)安全与海洋工程学院;应急管理部油气生产安全与应急技术重点实验室;国家国防科技工业局核技术支持中心;国核电力规划设计研究院有限公司
【正文语种】中文
【中图分类】TL364.562
【相关文献】
1.核电厂内部火灾概率安全评价现状
2.核电厂地震概率安全分析研究现状及展望
3.核电厂电气设备间火灾概率安全分析研究
4.核电厂安全壳内操作平台火灾概率安全分析研究
5.基于贝叶斯估计的核电厂安全壳内压概率安全评估
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
PSA培训
2001-9-26
PRA介绍
10
三 PRA与确定论的关系（1/2）
确定论
分析对象 基本假设 模型与参数 分析程序 最终结果 设计基准事故 单一故障 无人干预 保守假定 机理性 满足量化验收准则
PRA
初因事件 无故障、单故障或多重故障 有人干预或人因差错 尽量真实地反映电厂实际 逻辑性 检查最终风险
2001-9-26 PRA介绍 12
四 PRA研究内容（1/4）
形成事件树
风险评价框图
收集初 始信息
外部事件分析*
事故序列定 量分析
物理过 程分析
放射性核素 的释放与输 运分析
在环境中 迁移和后 果分析
系统模式化
不确定性分析
形成结果和解释
人因分析和事故 处理规程分析
数据库
* 在分析中可以不包括
一级PRA研究 范围的结果
2001-9-26
PRA介绍
15
四 PRA研究内容（3/4）
一级PRA的主要内容
故障树 主逻辑图 初因事件 外部经验 事故规程 事故进展 事件树建立 与定性分析 人因 定量化 热工水力 可靠性数据 库 FMEA 特征数据
故障树分析
共因分析
大亚湾 M310
可靠性数据 库
人因分析 EPS900
2001-9-26 PRA介绍 16
– 评估电站改造的不同选择方案对CDF的影响为决策提供支持 – 评估不同维修方案对CDF的影响来评价哪个更合适 – 当安全重要设备发生故障时，为机组是否需要后撤及后撤到 何种状态提供决策支持
设备重要度的应用：FV、RAW和RRW分别从不同的角度 说明哪些设备对电站安全是最重要的，主要应用有
– 识别安全重要设备并依此来对设备进行分级 – 指导RCM (Reliability Centered Maintenance)应该对哪些设备 进行着重分析以提高其可靠性，同时为维修活动（计划或非 计划）提供了依据 – 确定实施RCM的重要领域，为电站的维修策略指明方向和 把握重点，从设备维修方面来提高电站的安全水平
核电厂数字化仪控系统动态概率安全分析方法
核电厂数字化仪控系统动态概率安全分析方法摘要：对于核电厂数字化仪控系统，传统的概率安全分析（PSA）方法采用事件树/故障树（ET/FT）方法，不能完整地解释其动态交互作用，可能造成忽略一些事故后果的状况。
动态概率安全分析（动态PSA）方法，可弥补传统PSA方法的不足，补充和完善现有核电厂的可靠性与安全性评估技术体系。
文章主要分析了传统PSA方法用于数字化仪控系统的不足，对动态PSA方法的分类进行了介绍，并根据动态PSA需满足的11项条件进行了比较和分析，可作为选取合适动态PSA 方法，开展具体分析计算的理论基础。
关键词：核电厂；数字化仪控系统；动态概率；安全分析引言概率安全分析（ProbabilisticSafetyAnalysis，简称PSA）是以概率论为基础的风险量化评价方法。
与传统的确定论安全分析方法相比，概率安全分析方法可较现实地反映核电厂的实际状况，其分析对象不仅仅局限于设计基准工况，而是尽可能地考虑更广泛的事故谱，并对这些事件的进程进行全面分析，在此基础上对风险进行量化。
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。
基于fmea和psa方法在核电厂安全相关系统和设备周期性调整的研究
Research on Periodic Adjustment of Safety Related System and Equipment in Nuclear Power Plant Based on FMEA and PSA
筛选原则如下 ： （1）对于原日常执行的项目，保持其原周期不变，无须 进行周期延长论证。 （2）原换料周期为 1C 的项目，由于换料周期相对于原换
料周期延长了 0.5 a，因此，需要进行周期延长论证。 （3）依据项目的保守性和等效性原则，对原换料周期大
于 1C 的项目采取缩短或不变的方式，将试验周期调整至与长 燃料循环后换料大修时间相吻合，因此无须进行周期延长论 证。 2 故障模式及影响分析 2.1 定期试验的故障模式及影响分析
的流动。 4 构建完善的激励机制为培训效果评价提供保障
实施电力企业员工培训效果评价体系，应遵循相应物质基 础以及制度基础提供重要的保障。电力企业员工培训指导思 想通常就是激励为主的，所以需要落实好加强薪酬管理、加 强绩效管理的工作。其中，在薪酬管理期间，形成公平合理 的薪酬分配体系，确保薪酬体系具备科学性，而且合理的关 乎于员工切身利益。一般情况下，报酬高低可以将企业对优 秀员工认可程度进行充分的体现，而且报酬数量以及报酬的 形式，均可以对于优秀员工工作动机强度、工作持久性等进 行一定程度的影响。因此，需要采取公平、公正以及合理的 薪酬体系，使得员工受到公平待遇，可有效的降低企业优秀 员工流失率。另外，做好绩效考核管理工作，采取先进的绩 效评估体系。在人力资本管理不断发展的前提下，管理者需 高度重视绩效考核，评估期间，需要对员工的绩效不断的改进， 为提供更广阔的发展空间，达到双方共赢的目标。 5 结语
PSA分析技术在船用核动力装置定期安全审查中的应用研究
Ｓｃ［ｅｎｃｅ ａｎｄ Ｔｅｅｈｎｏｌｏｇｙ Ｉｎｎｏｖａｔｉｏｎ Ｈｅｒａｉｄ
ＤＯＩ：１０．１６６６０／ｊ．ｃｎｋｉ．１６７４—０９８Ｘ ．２０１６．０１．０ｌ８
工 程 技 术
Ｐ Ｓ Ａ分析技术在船用核动力 装置定期安全审查 中 的 应 用 研 究
叶博书 陆古兵 张 龙飞 朱利文 王飞 （海军工程大学 湖北武汉 ４３００３３）
及方法进 行评价，迷
编 并提 爻ＰＳＡ
专题评 审报 告 ‘ 仔存 的 险数 卜—一 择 始事 什，进 行 一 Nhomakorabea…
一
照 化＋ 并完成相
战 列进 和危害
应 的评价报 告
识别及 筛选
图 １船用核动力装置 Ｐｓ呻 ＰＳＡ－￣题评审的主要步骤
１ ８ 科技创新导报 Ｓｃｉｅｎｃｅ ａｎｄ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ Ｉｎｎｏｖａｔｉｏｎ Ｈｅｒａｌｄ
尚未有 ＰＳＡ规定要求 ，还处于方法应用研究过程中。该文针 价 ）。
叫确 ＰＳＡ的 ｆ＝＿』柄； Ｕ
范 ，Ｎ ￣４ＰＳＡ 号题 的 评 审 细 吡ｕ
建 ：审 查组织 ｆ【ｌ
队，党 成评 细 吡ｕ 的 审 盘 和批 准
×ｑ 数捌 避仃’ ｆ：价
使 嘲ＰＳＡ评价 Ｉ 具
蚪 参 数，对
键步骤，已经形成了比较成熟完整的基于ＰＳＡ核电厂规程及 安 全 分 析 和 研 究 、核 安 全 部 门 管 理 等几 方 面 。ＩＡＥＡ在 其
相 关 方法 制 度 。２００４年 ４月国 家 核 安全 局 已 经明 确 规 定 所 有 相 关 文 件 中 提 出了 在 核 电 站 的 ＰＳＲ中 建 议 应 用 ＰＳＡ。在 法
摘 要 ：概率 安全评价 （ＰＳＡ）是定期安全审查中 （ＰＳＲ）非常重要的一个安 全要素 。该文介绍了ＰＳＡ分析技术在核电厂定期安
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
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。
[1]。