一址多堆核电厂概率安全分析
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。
核能发电的国 家风险分析
核能发电的国家风险分析核能发电作为一种高效、低碳的能源供应方式，在全球范围内得到了广泛的应用。
然而，与任何技术一样，核能发电也伴随着一系列潜在的风险，这些风险可能对国家的经济、社会和环境产生重大影响。
本文将对核能发电的国家风险进行全面分析。
一、核事故风险核事故是核能发电面临的最严重风险之一。
尽管核电厂在设计、建设和运行过程中采取了多重安全措施，但仍存在发生事故的可能性。
例如，切尔诺贝利核事故和福岛核事故都给当地和周边国家带来了巨大的灾难。
核事故可能导致放射性物质泄漏，对人员健康和环境造成长期的危害。
放射性污染会影响土壤、水源和空气，导致农作物减产、生态系统破坏，甚至引发癌症等疾病的高发。
此外，核事故还会引发社会恐慌和公众信任危机，对国家的形象和旅游业等产业造成沉重打击。
二、核废料处理风险核能发电产生的核废料具有高度放射性和长半衰期，其处理和储存是一个长期而复杂的问题。
如果处理不当，核废料可能会泄漏到环境中，造成严重的污染。
目前，核废料的处理方法主要包括地质处置和临时储存。
然而，找到合适的地质处置场所并非易事，需要考虑地质结构的稳定性、水文条件等多种因素。
同时，临时储存设施也存在安全隐患，需要严格的监管和维护。
三、经济风险核能发电项目通常需要巨大的初始投资，建设一座核电站的成本高昂。
而且，核电站的运营和维护成本也相对较高。
如果在建设或运营过程中出现问题，可能会导致项目延期或超支，给国家带来沉重的经济负担。
此外，核能发电的成本还受到铀价格波动、安全监管要求提高等因素的影响。
如果铀资源供应出现问题，或者安全标准提高导致成本增加，核能发电的经济性可能会受到挑战。
四、能源供应安全风险核能发电依赖于铀等核燃料的供应。
如果国家过度依赖进口铀资源，那么在国际局势动荡或供应中断的情况下，可能会面临能源供应安全的问题。
同时，核电站的建设和运营需要高度专业化的技术和人才。
如果国家在这方面的能力不足，也可能会影响核电站的正常运行，进而威胁能源供应的稳定性。
对纵深防御的思考
对纵深防御的思考范育茂朱宏（环境保护部西南核与辐射安全监督站，成都，610041）摘要：日本福岛核事故是世界核电运行史上首个由于极端自然灾害导致多个反应堆堆芯损坏的严重事故，将对全球核能发展产生深刻的影响。
本文对作为核安全基本原则的纵深防御进行了梳理和讨论，概述了纵深防御的涵义及其发展，描述了其实施过程；在分析福岛核事故暴露出的问题和带来的挑战之基础上，对后福岛时代的纵深防御体系给出了几点初步思考。
关键词：福岛核事故纵深防御核安全设计基准1 引言2011年3月11日，日本东北地区发生里氏9.0级特大地震，加上随之而来的巨大海啸，导致福岛第一核电站(Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station)发生严重事故，成为世界核电五十多年运行历史上首个由于极端外部自然事件导致多个反应堆堆芯损坏的核电站。
福岛核事故反映出当前人类社会对极端自然灾害的认识还存在局限性，直接挑战了核能界对核事故风险的传统认识，人们不能再以福岛核事故前的思维来对待核安全问题了。
福岛核事故，正在促使各国重新审视现有的核安全监管框架，反思对核安全的本质认识，加紧研究很多过去未曾考虑或忽视的核安全议题，如一址多堆核电机组的相互影响、极端外部事件叠加导致的多机组严重事故预防与缓解、实体屏障发生共模失效的概率及应对措施等。
在此背景下，有必要对纵深防御(Defense-In-Depth)这一核安全的基本原则和根本理念进行重新梳理和讨论，总结经验、吸取教训，以“亡羊补牢”，真正确保后福岛时代的核安全“万无一失”。
本文即是对此议题的初步思考。
2 纵深防御2.1 涵义及其发展纵深防御是上世纪50年代逐步发展起来的一种核安全策略。
对于纵深防御的概念，迄今为止还没有一个权威的官方定义，但全世界核能界对之的理解和应用基本一致，都视之为核安全的基本原则，核心理念是依次设置一系列多层次的保护，以保持反应性控制、堆芯冷却和放射性包容三项基本安全功能，进而确保工作人员、公众和环境安全。
核电站概率安全分析讲义-54页精选文档
核电站概率安全分析讲义-54页精选文档核电站概率安全分析讲义目录第1章概述1.1 风险的概念1.2 风险评价1.3 概率风险评价（PSA）技术的发展历程1.4 PSA技术的展望1.5 思考题第2章数学知识2.1 概率论及数理统计2.2 布尔代数2.3 思考题第3章可靠性工程基础3.1 可靠性基本概念3.2 失效过程的可靠性特征量3.3 修复过程的可靠性特征量3.4 生命全过程的可靠性特征量3.5 思考题第4章核电站安全原理4.1 核反应堆的潜在风险及核安全的概念4.2 降低核反应堆潜在风险的措施4.3 核反应堆安全设施和安全功能4.4 核反应堆安全评价4.5 思考题第5章核电站概率安全分析5.1 核电站PSA概述5.2 初因事件分析5.3 核电站模型及事件树分析5.4 系统模型及故障树分析5.5 事故序列定量分析5.6 思考题第6章PSA分析中的其它问题6.1 PSA中的事件模型6.2 相关失效分析6.3人可靠性分析6.4 PSA分析软件和数据库6.5 PSA中的不确定性分析6.6 思考题第7章PSA发展趋势及其应用7.1 PSA发展趋势7.2 PSA研究成果7.3 PSA应用7.4 思考题前言核能的发展和和平利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一。
人类今天已拥有大规模利用核能的能力，核电站的发展相当迅速，已被公认为一种经济、安全、可靠、干净的能源。
到上世纪末，在全世界31个国家和地区已有438台核电机组在运行，总装机容量达到约351Gwe，约占发电总量的16%。
研究堆作为强大有效的中子源，其用途更加广泛，可用来进行基础研究，生产军用、医用和工业用等各种放射性同位素，或对生物、种子等多种物质进行辐照，或开展中子活化分析、中子照相及中子治癌等各种应用，已成为科研、工业、农业、医学中重要的设施。
为了应对人口及经济增长，人类对能源和电力需求提出了巨大挑战，与化石能源相比，由于核能在世界能源平衡中具有的独特优势，许多有识之士预测核能将扮演越来越重要的角色，核能对于优化能源结构、促进能源多元化、提高能源安全和能源资源的合理利用以及保护环境具有不可替代的作用。
国家公务员(申论)模拟试卷901(题后含答案及解析)
国家公务员（申论）模拟试卷901(题后含答案及解析) 题型有：1.给定资料1．土木工程是建造各种工程的统称。
它既指建设的对象，即建造在地上、地下、水中的工程设施，也指应用的材料设备和进行的勘测、设计施工、保养、维修等专业技术。
作为一个重要的基础学科，土木工程为国民经济的发展和人民生活的改善提供了重要的物质技术基础，对众多产业的振兴发挥了促进作用。
自“可持续发展”概念提出后，可持续发展思想得到深化和拓展。
现代可持续发展的理论源于人们对环境问题的逐渐认识和热切关注，其产生背景是因为人类赖以生存和发展的环境和资源遭到越来越严重的破坏，人类已不同程度地尝到了破坏环境的苦果。
现代土木工程不断地为人类社会创造崭新的物质环境，成为人类社会现代文明的重要组成部分。
在土木工程的各项专业活动中，如建筑物、公路、铁路、桥梁、水利工程、机场等工程的设计、建设和使用，可持续发展思想的纳入将对促进入与自然的和谐，实现经济与人口、资源、环境协调发展发挥至关重要的作用。
2．核电站的修建，是对土木的一个高层次的考验，它们都是非常大的工程，建成后将提供给国家巨大的电能。
但也将成为战争上的靶子，因为一旦核电站被破坏，这将是无可预料的灭顶之灾。
所以，为了让其安全运行，这对土木工程提出了很高的要求。
核电站，光是为了不让核污染泄漏就需要做很多的工作，如采用先进的材料、工艺，严格地把握质量关。
与普通的建筑不同，光是核电站的墙就需要几百毫米甚至上千毫米的厚度，其中用以控制和使用的工作室更是需要新的建筑理念，发生事故要如何应对，怎么才能顶得住核辐射，这些都是新的课题，而对周围环境的保护更是重中之重。
核泄漏一旦发生将是毁灭性的灾难。
从切尔诺贝利事件到福岛核泄漏，它们都给核电站附近的环境造成了极大的影响。
切尔诺贝利核电站方圆百里内寸草不生，原先富饶的黑土失去了原有的生机。
而福岛核电站将冷却水直接排放到海水中的做法，大大污染了环境，导致福岛周边海域放射性元素严重超标。
HAF101核动力厂厂址评价安全规定
HAF101核动力厂厂址评价安全规定提要：随着我国工业的进展，大量基础设施建设和能源需求的加添，核能成为了我国必要的一种可再生能源。
然而核能的使用也面临着极大的安全压力和挑战，HAF101核动力厂厂址的评价安全规定，成为了保证核电厂在设计、建设和运行过程中避开事故发生的关键性因素。
一、前言随着人们对能源消耗的快速增长，使用更为清洁、可再生的能源已经成为了当今社会的迫切需求。
核能是一种源源不断的能量来源，对环境污染削减的贡献也是不可忽视的。
在这种背景下，越来越多的国家开始建设核电站，进行核能利用。
但是，一旦核反应堆显现事故，其对环境及人员的危害是巨大的，从而核电站安全问题成为全球放射性安全和环境保护的首要问题。
针对HAF101核动力厂，本文重要探讨了厂址评价安全规定的紧要性、用地选择、地质环境、环境影响评价、应急预案五大方面的内容。
二、厂址评价安全规定的紧要性核电站是由一系列设备、建筑构成的系统性多而杂工程，安全是核电站建设、运营的首要问题。
厂址评价安全规定是为保证核电站在设计、建设和运行过程中避开事故的发生而订立的紧要规定。
核电站厂址的选择和环境影响评价是相互关联的。
HAF101核动力厂良好的厂址评价安全规定，将有助于从源头上确保核电站运营的安全性和稳定性。
三、用地选择核电站厂址应阔别城市人口密集区、地震地带、高风险气象祸害区、易受干扰的交通干线、地下水采纳区以及其他可能会危及厂址安全的区域等。
在确定核电站厂址时，需充分考虑水资源、电网接入、地形地貌、交通条件、气候等因素，对各类可能影响核电站安全的因素进行分析。
在HAF101核动力厂用地选择时，需要保证厂址选定的全部因素是可控的，以降低发生意外事件的概率。
四、地质环境核电站致命事件的原因重要是机械/电气故障和人为因素，但另一紧要原因是外部条件——地震、洪涝和气象事件等导致的厂址破坏和设备损坏。
为了克服这些问题，地质环境评价至关紧要。
在评价核电站的地质环境时，应考虑地下水、地形地貌、地震活动等因素，并进行合适的工程防灾与减灾设计。
核电厂厂址选择安全规定
核电厂厂址选择安全规定【发文字号】中华人民共和国国家核安全局令第1号【发布部门】国家核安全局【公布日期】1991.07.27【实施日期】1991.07.27【时效性】现行有效【效力级别】部门规章核电厂厂址选择安全规定（国家核安全局1991年7月27日发布国家核安全局令第1号）本规定自1991年7月27日起实施本规定由国家核安全局负责解释1 引言本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核电厂在厂址选择中在核安全方面应遵循的准则和程序。
本规定的范围包括与运行状态及事故状态（包括那些会导致需要采取应急措施的事故状态）有关的厂址的和厂址与核电厂相互影响的各种因素，以及对安全有重要影响的所有外部自然事件和人为事件。
本规定的目的是给出适用于运行状态及事故状态（包括那些会导致需要采取应急措施的事故状态）的准则和程序，以提出关于下述各项内容的基本要求：（1）规定许可证申请者必须提供的推荐厂址的资料范围；（2）评价推荐厂址，以保证能充分考虑到与厂址有关的自然现象及特征；（3）分析厂址区域的人口特点和在核电厂整个预计寿期内执行应急计划的能力；（4）确定与厂址有关的设计基准；（5）规定许可证申请者在厂址评价中的任务；（6）说明国家核安全部门在厂址评价中的任务。
本规定3.1条所列总准则用于：（1）选择若干推荐厂址，并评价它们是否适合于核电厂的建造和运行；（2）确定与厂址有关的安全要求；（3）针对某个特定核电厂的厂址，评价其可接受性。
本规定3.2至3.5条为用于下述三方面问题的具体准则：（1）厂址所在区域对核电厂的影响；（2）核电厂对厂址所在区域的影响；（3）人口因素的影响。
第4章和第5章为用于满足上述准则要求的安全评价程序。
核电厂厂址选择过程，通常包括对一个大的地区的调查和研究。
以选择一个或若干个候选厂址（厂址查勘），继而详细评价那些候选厂址。
本规定主要考虑厂址的详细评价。
本规定的宗旨是评价那些与厂址有关的而且必须考虑的因素，以保证核电厂在整个寿期内与厂址的综合影响不致构成不能接受的风险。
核电厂选址,技术分析,安全生产全面分析可行性研究报告.pdf
第一章 总体设计1.1 概述1.1.1 前言核电厂的总体设计与其它工业项目如火电厂设计一样，在整个设计过程中占有十分重要的地位。
但是，由于核电厂具有采用铀裂变的原理，将核能转化为电能的特点，如果核电厂发生事故没有得到有效的控制，它对人类和周围环境将造成严重的危害和后果。
为了确保核电厂的长期可靠安全运行，核电厂的设计采用了比其它工业项目更严格的全面的安全设计措施。
如设置了包容和限制放射性物质外逸的三大实体屏障；设置多重的，多样性的安全保护系统和设施；针对各种假设始发事件发生而采取各种设计措施和规范人员行为，以防止核电厂事故的发生，并在一旦发生事故时减轻其后果，以保持为防止放射性物质外逸而设置的屏蔽完整无损，或尽量减轻屏障失效的后果；为监视放射性废物对环境的排放符合国家规定要求，设置了完善的废物处理系统和监督控制系统等等。
因此核电厂设计从厂址选择开始，到建成投产及核电厂整个运行寿期内，都把核电厂的安全可靠运行作为主要设计目标，为此核电厂的工艺系统比一般常规火电厂的工艺系统更为复杂，为核电厂配套的辅助设施和构筑物也比一般工业项目来得多，设计要考虑的问题比常规火电厂更为严谨和复杂。
因此要保质保量完成核电厂的设计任务，必须对核电厂设计总体技术问题作出具体规定和要求，必须做好总体设计工作，以指导各专业开展设计工作。
这样才能确保各专业、各个厂房的工艺协调性与设计质量，确保核电厂的顺利建造及投产后的安全可靠运行。
国际原子能机构（IAEA）颁布的“核动力厂安全：设计”（编号：NS－R－1）及我国核安全局颁布的“核电厂设计安全规定”（编号：HAF102）中都明确规定“设计单位必须保证核动力厂设计满足营运单位的要求，包括用户的标准化要求；保证设计考虑了安全方面的最新进展；保证设计与设计规格书和安全分析一致；保证设计满足国家有关监管要求；保证设计满足有效的质量保证大纲的各项要求；并保证正确地考虑了任何设计变更的安全性。
国家核安全局关于认可《核电厂选址假想事故源项分析准则》等5项能源行业核电标准的复函
国家核安全局关于认可《核电厂选址假想事故源项分析准则》等5项能源行业核电标准的复函
文章属性
•【制定机关】国家核安全局
•【公布日期】2016.08.30
•【文号】国核安函[2016]95号
•【施行日期】2016.08.30
•【效力等级】部门规范性文件
•【时效性】现行有效
•【主题分类】核与辐射安全管理
正文
关于认可《核电厂选址假想事故源项分析准则》等5项能源
行业核电标准的复函
国核安函[2016]95号国家能源局：
你局《关于下达2014年第一批能源领域行业标准制（修）订计划的通知》（国能科技〔2014〕298号）收悉。
根据《国家能源局国家核安全局关于印发与核安全相关的能源行业核电标准管理和认可实施暂行办法的通知》（国能科技〔2012〕226号）和相关程序要求，我局对《核电厂选址假想事故源项分析准则》《核电厂应急柴油发电机压缩空气启动系统设计准则》《应用于核电厂的一级概率安全评价第1部分：总体要求》《应用于核电厂的一级概率安全评价第6部分：功率运行其他外部事件筛选和保守分析》《应用于核电厂的一级概率安全评价第7部分：功率运行强风》5项标准进行了审查，认为上述标准的报批稿（见附件1—5）与我国现行的核安全法规要求一致，现予认可。
特此函复。
附件：1.核电厂选址假想事故源项分析准则(报批稿）
2.核电厂应急柴油发电机压缩空气启动系统设计准则(报批稿）
3.应用于核电厂的一级概率安全评价第1部分：总体要求(报批稿）
4.应用于核电厂的一级概率安全评价第6部分:功率运行其他外部事件筛选和保守分析(报批稿）
5.应用于核电厂的一级概率安全评价第7部分：功率运行强风(报批稿）
国家核安全局
2016年8月30日。
核电厂厂址选择安全规定
核电厂厂址选择安全规定核电厂是一种集电力发电、核燃料生产、放射性废物处理等多项技术于一身的高端科技工程，其建设要素浩繁，其中包括地理、地质、水文、气象等方面。
核电厂厂址选择关系到整个项目的安全稳定和社会环境的可持续进展，因此，厂址选择是核电厂建设中极为紧要的一环。
下面，笔者将重点介绍核电厂厂址选择安全规定。
1.安全性原则核电厂厂址选择安全原则包括两个方面，一方面是充足安全距离要求，另一方面是考虑存在风险的可能性。
核电厂是一种大型的工业设施，必需尽可能阔别人口密集区域。
因此，选择核电厂厂址时必需考虑基础设施的分布、河流、湖泊、居民区、工业区等公共设施及相关配套设施的评估。
同时，还要考虑工业生产过程的安全性、人员和设备的安全和健康保障等方面。
2.地质环境标准核电站建设必须用到最早进的技术和方法，只有选择精准的地质环境，才能保证对人类和自然环境的影响最小化。
在核电厂厂址选择时，必需评估地形、地质结构、地下水等因素。
选择安全的地质环境是保障核电站安全的前提，完善的地质勘探和环境评估是紧要的先决条件。
3.气象条件评价核电站是一种特别的工业设施，其建设也需要关注气象条件评价。
依据当地的气候特点，评估规定的风速、风向等参数，确认相应的防护设施、建筑结构和办公设施等。
为了确保这些设施能够在恶劣的气象条件下安全应对，必需进行强风、暴雨、洪涝等跨越一段时间风险的有效评估。
4.地震防范核电站的建设必需考虑当地地震祸害的风险情况。
在核电厂厂址选择时，需进行地震安全性评估，确认建立在该选择位置上的核电站是否符合地震安全性要求，并进行相应的风险评估、祸害模拟模型、震源参数的确定，采集分裂带、低密度区域、构造特征的资料以及地震波传播的特征参数，以便选择合适的基址并施行防震措施。
5.水文地质条件评估核电站建设需要考虑当地的水文资源、地下水循环和水质情形情况。
必需合理选择水源，并对相近的水体污染源进行评估，保证生产过程不会对环境污染，确保水源安全性和稳定性，以及使核电站不受罕见的自然祸害的影响。
核电厂选址中飞机坠毁的概率评价问题
核电厂选址中飞机坠毁的概率评价问题李勇;李文辉;张凌燕【摘要】结合核电厂前期选址工作中的经验,通过具体案例,从概率评价的计算方法到参数的选取,对飞机坠毁的概率评价问题进行了讨论.结论指出,从目前到2020年,典型核电厂址区域内坠机概率的量级介于1019和10-8之间,小于筛选概率水平10-7,厂址区域内坠机事件不构成厂址成立的颠覆因素.【期刊名称】《核安全》【年(卷),期】2010(000)003【总页数】3页(P33-35)【关键词】核电厂;飞机坠毁;概率评价【作者】李勇;李文辉;张凌燕【作者单位】深圳中广核工程设计有限公司,深圳,518049;深圳中广核工程设计有限公司,深圳,518049;深圳中广核工程设计有限公司,深圳,518049【正文语种】中文伴随我国经济建设的快速发展以及能源需求和环境保护压力的日益增大，从可持续发展的战略考虑，积极发展核电已成为共识。
国家《核电发展中长期规划 (2005～2020年)》的颁布更是在我国掀起了一股核电建设的高潮，到目前为止已有二十余个省份先后开展了核电厂选址工作。
安全是核电厂选址工作首先关注的问题，笔者结合在核电厂选址工作中的经验，就飞机坠毁的概率评价问题展开讨论。
国家核安全局颁布的《核电厂厂址选择安全规定》中明确要求，必须评价飞机在厂址上坠毁的可能性，并在评价时尽可能地考虑未来空中运输和飞机的特性。
《核电厂厂址选择的外部人为事件》 (HAD101/04)指出，在厂址查勘阶段，必须考虑飞机坠毁，可采用筛选距离值法和筛选概率水平法。
同时指出，对于在核电厂4km 范围内经过的航线或起落通道需考虑其造成飞机坠毁的潜在危险。
在筛选概率水平法中，如果所有各类飞机相互影响事件的发生概率小于筛选概率水平，则不必作详细评价。
文献［1，2］给出的筛选概率水平值均为10－7次/年。
某核电厂厂址区域民用飞机坠机概率评价报告中采用以下两种方法计算坠机概率：(1)考虑厂址区域上空坠机的坠机概率算法;(2)考虑坠机点在厂址区域内的坠机概率算法。
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。
对纵深防御的思考
对纵深防御的思考范育茂朱宏（环境保护部西南核与辐射安全监督站，成都，610041）摘要：日本福岛核事故是世界核电运行史上首个由于极端自然灾害导致多个反应堆堆芯损坏的严重事故，将对全球核能发展产生深刻的影响。
本文对作为核安全基本原则的纵深防御进行了梳理和讨论，概述了纵深防御的涵义及其发展，描述了其实施过程；在分析福岛核事故暴露出的问题和带来的挑战之基础上，对后福岛时代的纵深防御体系给出了几点初步思考。
关键词：福岛核事故纵深防御核安全设计基准1 引言2011年3月11日，日本东北地区发生里氏9.0级特大地震，加上随之而来的巨大海啸，导致福岛第一核电站(Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station)发生严重事故，成为世界核电五十多年运行历史上首个由于极端外部自然事件导致多个反应堆堆芯损坏的核电站。
福岛核事故反映出当前人类社会对极端自然灾害的认识还存在局限性，直接挑战了核能界对核事故风险的传统认识，人们不能再以福岛核事故前的思维来对待核安全问题了。
福岛核事故，正在促使各国重新审视现有的核安全监管框架，反思对核安全的本质认识，加紧研究很多过去未曾考虑或忽视的核安全议题，如一址多堆核电机组的相互影响、极端外部事件叠加导致的多机组严重事故预防与缓解、实体屏障发生共模失效的概率及应对措施等。
在此背景下，有必要对纵深防御(Defense-In-Depth)这一核安全的基本原则和根本理念进行重新梳理和讨论，总结经验、吸取教训，以“亡羊补牢”，真正确保后福岛时代的核安全“万无一失”。
本文即是对此议题的初步思考。
2 纵深防御2.1 涵义及其发展纵深防御是上世纪50年代逐步发展起来的一种核安全策略。
对于纵深防御的概念，迄今为止还没有一个权威的官方定义，但全世界核能界对之的理解和应用基本一致，都视之为核安全的基本原则，核心理念是依次设置一系列多层次的保护，以保持反应性控制、堆芯冷却和放射性包容三项基本安全功能，进而确保工作人员、公众和环境安全。
核电厂安全分析报告的格式和内容
国际原子能机构安全标准
通过国际标准实现安全 虽然安全是国家的责任，但是国际安全标准和安全方案可以促进协调
一致，有助于确保核和辐射相关技术的安全使用，并有利于国际技术合作 和贸易。
安全标准也为各国履行其国际义务提供支持。一项一般的国际义务是 一国不得从事可对另一国造成损害的活动。在国际安全相关公约中为缔约 国规定了更具体的义务。经国际商定的原子能机构安全标准为各国表明其 本国正在履行这些义务提供了依据。
国际原子能机构 安全标准
保护人类与环境
号
国际原子能机构安全相关出版物
国际原子能机构（原子能机构）安全标准
根据原子能机构《规约》第三条的规定，原子能机构受权制定或采取旨在保护 健康及尽量减少对生命与财产的危险的安全标准，并规定适用这些标准。
下述国家是国际原子能机构的成员国：
阿富汗 阿尔巴尼亚 阿尔及利亚 安哥拉 阿根廷 亚美尼亚 澳大利亚 奥地利 阿塞拜疆 孟加拉国 白俄罗斯 比利时 贝宁 玻利维亚 波斯尼亚和黑塞哥维那 博茨瓦纳 巴西 保加利亚 布基纳法索 喀麦隆 加拿大 中非共和国 乍得 智利 中国 哥伦比亚 哥斯达黎加 科特迪瓦 克罗地亚 古巴 塞浦路斯 捷克共和国 刚果民主共和国 丹麦 多米尼加共和国 厄瓜多尔 埃及 萨尔瓦多 厄立特里亚 爱沙尼亚 埃塞俄比亚 芬兰 法国 加蓬 格鲁吉亚 德国 加纳
核电厂安全分析报告的 格式和内容
安全导则
国际原子能机构 维也纳·2006 年
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概率安全评价法
形 事 树 成 件
收 原 信 集 始 息
外 事 分 部 件 析
事 序 故 列 定 分 量 析
物 过 理 程 析 分
放 性 素 射 核 的 放 输 释 与 运 分 的 析
放 性 环 中 射 在 境 迁 和 果 析 移 后 分
系 建 统 模
不
确
定
性
分
析
人 可 性 员 靠 和 作 程 操 规 的 析 分
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。
内部初始事件和危害
• 初始事件分为内部初始事件和危害 ( 内部的和 外部的)两大类。 • 内部初始事件包括核电厂硬件失效和由人误或 计算机软件缺陷造成核电厂硬件的错误运行。 • 外部危害 ( 也可叫作外部事件 ) 是指若干个系统 造成共同的极端环境条件的事件。外部危害包 括地震、洪水、大风和飞机坠落。 • 内部危害包括内部水淹、火灾和飞射物撞击。 丧失厂外电源也可归入外部危害，但一般将它 归为内部初始事件考虑。
形 数 库 成 据
形成结 果和解释
一 P SA研 级 究 结 的 果
二 P SA研 级 究 结 的 果
三 P SA研 级 究 结 的 果
图7-1
核电厂概率安全评价的程序
初始信息的收集
• 电厂设计、厂址和运行的信息。 • 一般性数据和电厂具体数据。 • 关于PSA方法的文件报告。
中国某快堆核电厂厂址分析
厂址 ５ Ｏ年超 越 概率 求 场地 填挖平衡 ， 暂定场 坪标高 １ ７ １ ｍ。厂址 位置 靠近 用 电负荷 建筑抗震设计规范 和本 阶段地 震地 质资 料 ， １ ０ ％的地震 动峰值加速度为 ０ ． ０ ５ ｇ ， 相应 的地震基本烈度为 ６度。 中心及 附近 区县 ， 电力 系统 进 出线方便 ， 厂址 范 围地 基稳 定性 良 Ｌ － ２高 值 为 好， 无断裂发 育 ， 地基承载 力高 ， 地震 烈度较低 ， 取排水方 便 ， 能满 按照 确 定 性 方 法 和概 率 论 方法 初 步计 算 得 到 的 Ｓ 足 ４台机组 建设场地要求 。以下从 几个 方面进行详细分析 。
中 国 某 快 堆 核 电 厂 厂 址 分 析
郝 志 勤
（ 中国原子能科学研究院 ， 北京 １ ０ ２ ４ １ ３ ）
摘
要： 从交通 运输 、 地 质条件 、 自然环境等 方面入 手 ， 对 中国某快堆 核 电厂 厂址 进行 了分 析 ， 指 出该 厂址 交通方 便、 地 震活 动微
弱、 边坡稳定 、 取排水便利 ， 各方面条件均满足 中国某快堆 ４台 ８ ０ ０ ＭＷ 快 中子反应堆 核 电机组建设场地 的要求。
类型为层状结构 。 主厂 区微风化岩石地基 承载力特征值 为 ２ ． ０ ＭＰ ａ 一 ４ ． ０ ＭＰ ａ ，
中等风化岩石地基承载力特 征值 为 １ ． ０ ＭＰ ａ ～１ ． ２ ＭＰ ａ ， 地基承载
１ ． ３
力高 ， 可满足核岛及常规岛对地基强度 的要求 ， 有足 够安全 裕度 ， 该核 电厂厂址 坐落于该省某江干 流河道边 ， 沿该 河 向上可 直 作为主厂房地基是适 宜的。 达该厂址 ， 水 运航 道线 路总 长 １ ９ ２ ． ７ ｋ ｍ， 航 道 等级 不 低 于 Ⅳ级 。 边坡稳定性评 价。厂址 区 自然边 坡稳 定 ， 厂址 厂坪 开挖 后 ，
多堆核电场址概率风险评价中的始发事件分析
率 风 险评 价从 单 个 反 应 堆 推 广 至 整 个 场 址 ， 本 文在定义场 址风 险的基础 上 ， 针对始发 事件展 开分析 ， 给 出其 分 类 及 识 别 方 法 建 议 。 分析 表 明 ， 多 堆 场 址 的始 发 事 件 可 归 入 ２ 类 单堆始发事件 ， 以 及 ３类 多 堆 始 发 事 件 。此 结 果 是 开展 多堆 场址 概 率 风 险 评 价 的第 １步 ， 具 有 重要 价值 。
第５ １ 卷第 ８ 期
２ ０ １ ７ 年８ 月
原
子
能
科
学
技
术
Ｖｏ １ ． ５ １ ， Ｎｏ ． ８
Ａｕ ｇ． ２ ０ １ ７
Ａｔ ｏｍｉ ｃ Ｅｎｅ ｒ ｇｙ Ｓｃ ｉ ｅ ｎｃ ｅ ａ ｎ ｄ Ｔｅ ｃ 场 址 概 率 风 险评 价 中的始 发 事 件 分 析
Ａｂ ｓ ｔ ｒ ａ ｃ ｔ ： Ａｓ ｆ ｏ ｒ ｍｏ ｓ ｔ ｏ ｆ ｔ ｈ ｅ ｎ ｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｐ ｏ ｗｅ ｒ ｐ ｌ ａ ｎ ｔ ｓ ｗｏ ｒ ｌ ｄ ｗｉ ｄ ｅ ，ｂ ｏ ｔ ｈ ｔ ｈ ｅ ｐ ｒ ｏ ｂ ａ ｂ ｉ ｌ ｉ ｓ ｔ ｉ ｃ ｒ ｉ ｓ ｋ ａ ｓ ｓ ｅ ｓ ｓ ｍｅ ｎ ｔ ｓ（ Ｐ ＲＡ）ａ ｎ ｄ ｔ ｈ ｅ ｓ ａ ｆ ｅ ｔ ｙ ｇ ｏ ａ ｌ ｓ ａ ｒ ｅ ｆ ｒ ｏ ｍ ａ ｓ ｉ ｎ ｇ ｌ ｅ ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ ｕ ｎ ｉ ｔ ｂ ａ ｓ ｉ ｓ ．Ｉ ｎ ｆ ａ ｃ ｔ ，ｔ ｈ ｅ
多堆核电场址概率风险评价中的始发事件分析
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多堆核电场址概率风险评价中的始发事件分析
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发生频率定量化 方法适用，需要提出部分新的数据采集要求
现有PSA方法体系用于评价整体风险的适用性
事故序列分析(AS)
事故序列推演方法
事件树方法基本适用
只影响单堆的始发事件的事件树 可同时影响多堆的始发事件的事件树
一号机不发生CD NO-CD1 二号机不发生CD NO-CD2 1 2 3 4 5 NO CD ONE CD ONE CD NO-CD2 NO-CD1
开展多堆厂址风险评价的实例研究
现有安全目标及其导出值的适用性
问题3：群堆厂址上各堆的安全水平应该到什么程度？
我们的初步回答是“还有待研究”
厂址CDF和厂址LERF的可行性 无论哪种方案，掌握评价整体风险的技术，看来是 必要的。
现有PSA方法体系用于评价整体风险的适用性
反对厂址CDF的一些主要理由
建立CDF的初衷包括（1）限制一个国家内所有反应
PSA技术要素：
始发事件分析(IE)
事故序列分析(AS)
成功准则(SC) 系统分析(SY) 人员可靠性分析(HR) 数据分析(DA) 定量化(QU)
现有PSA方法体系用于评价整体风险的适用性
始发事件分析（IE）
识别 归组
方法适用 原则适用，组别有不同
只影响单堆的
可同时影响多堆的（共用系统、设备；丧失场外电；几乎所
2012核能概率安全分析（PSA）研讨会
一址多堆核电厂概率安全分析 的若干问题
清华大学核能与新能源技术研究院 童节娟 刘涛 赵军 2012年11月
内容
现有安全目标及其导出值对于一址多堆核 电厂的适用性
现有概率安全评价方法体系对一址多堆核 电厂的适用性
现有安全目标及其导出值的适用性
安全目标（safety goal） How safe is safe enough 美国核管会的两个千分之一 与堆型无关，对所有堆都一视同仁 安全目标的导出值（subsidiary） 为了方便安全目标的评价和使用而导出的间接指标 堆芯损伤频率（CDF）和早期大量释放频率（LERF） 把对紧邻和邻近人口带来的附加风险，转为对反应 堆设施事故预防能力和缓解能力的要求 与堆型特点有关，应该可以不同 各种非水堆、先进堆
运行所导致的癌症死亡风险不应该超过其他原因所导致癌
症死亡风险总和的千分之一。
现有安全目标及其导出值的适用性
问题2：安全目标导出值是否适用，即CDF<1E-4和
LERF<1E-5是否依然适用？
不幸的是，CDF<1E-4和LERF<1E-5的导出过程， 其基础是一址一堆
因此，我们初步认为：不一定完全适用；多堆厂址中 的每个堆很可能需要有更高的安全水平要求；但在某 些情况下群堆可能拥有更大的事故缓解能力。
现有安全目标及 我们初步的观点认为：应该还是适用的
（1）对紧邻（1英里）核电厂的个人来说，由于反应堆事故所
导致立即死亡的风险不应该超过美国社会成员所面对的其
他事故所导致的立即死亡风险总和的千分之一。 （2）对核电厂邻近区域（10英里）的人口来说，由于核电厂
堆在寿期内发生事故的可能性；（2）作为一种纵深 防御手段，平衡设计的预防和缓解。厂址CDF离这个 初衷比较远
与反应堆设计应独立于厂址的观点相矛盾 使用与厂址无关的通用CDF限值，任何一个厂址周围 的人口看到某个厂址发生事故的概率都降低到可接受
水平，因此没有必要再限制厂址的CDF
现有PSA方法体系用于评价整体风险的适用性
影响多机组的始发事件 不发生多机组共因 IE NO-CCF
BOTH CD NO-CD1-NO-CD2 BOTH CD NO-CCF
现有PSA方法体系用于评价整体风险的适用性
现有PSA方法体系用于评价多堆厂址的整体风险
结束语
建议国内同行继续共同探讨
CDF和LERF指标的用途
公众可接受性对多堆厂址风险指标的影响