概率安全分析
安全系统工程课件：事故树分析(八)——概率重要度及临界重要度分析
程度下降了，这是因为它的发生概率小。而
基本事件x3的重要程度上升了，这不仅是因
为它的敏感度大，而且它本身的概率值也较
大。
2024年11月9日星期六12时27分10秒
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单击三此、处临编界辑重母要版度标分题析样式
利用概率重要度求结构重要度
在求结构重要度时，基本事件的状态设
为“0”和“1”两种状态，即发生概率为50%
)
q4q5
0.002
概率重要度系数
Iq
(3)
P(T q3
)
q1
q4
0.05
分别为：
Iq (4)
P(T ) q4
q3
q2q5
0.031
Iq
(5)
P(T ) q5
q1
q2q4
0.0108
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单击二此、处概编率辑重母要版度标分题析样式
这样就可以按概率重要度系数的大小排列 出各基本事件的概率重要度顺序为：
选用部件可靠性及改进系统的结构提供了依
据；
概率重要度系数是反映基本事件发生概
率的变化对顶上事件的发生概率影响的敏感
度，为降低基本事件发生概率对顶事件发生
概率的贡献大小提供了依据；
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单击三此、处临编界辑重母要版度标分题析样式
临界重要度系数则从敏感度和基本事件 的发生概率的大小双重角度反映对顶上事件 发生概率大小的影响。因此，关键重要度比 概率重要度和结构重要度更能准确地反映基 本事件对顶上事件的影响程度，为找出最佳 的事故诊断和确定安全防范措施的顺序提供 了依据。
。因此，当假定所有基本事件的发生概率均
《概率安全分析》课件
04
概率安全分析应用
在核能领域的应用
核能设施的风险评估
概率安全分析用于评估核能设施的运行风险，包括设备故障、人为 操作失误等，为设施的安全运行提供保障。
核事故后果预测
通过概率安全分析，可以对核事故的后果进行预测，包括放射性物 质释放、对环境和人类健康的影响等，为应急响应提供决策依据。
核能设施的优化设计
02
事件树分析的目的是识别系统在不同事件序列下的可能结果，评估它 们的概率和影响程度，从而优化系统的设计和操作。
03
事件树分析的步骤包括确定初始事件、建立事件树、分析和评估。
04
事件树分析广泛应用于核能、交通运输、电力等领域，用于提高系统 的应急响应和危机管理能力。
风险矩阵法
01 02 03 04
寿命分布与可靠性模型
产品寿命的统计分布是评估可靠性的基础，常见的寿命分布有指数 分布、正态分布、对数正态分布等。
维修性与可用性
维修性是指产品在出现故障后能够快速修复的能力，可用性则是指 产品在任何时刻都能够正常使用的程度。
系统安全基础
安全系统工程
系统安全工程是确保系统安全的 一套方法和技术，包括危险识别 、风险评估、安全控制等方面。
航空器概率安全分析流程
航空器概率安全分析的流程包括收集数据、建立模型、分析故障模式和概率、计算事故概 率和后果等步骤。
航空器概率安全分析应用
航空器概率安全分析的应用包括评估航空器的安全性能、确定航空器的维修和检查周期、 优化航空器的设计和运行等。
化工厂的概率安全分析案例
化工厂概率安全分析概述
化工厂的概率安全分析是一种评估化工厂在生产过程中发生事故风 险的评估方法。
初步危险分析（PHA）
天然气输送管道的安全性评估与优化
天然气输送管道的安全性评估与优化近年来，随着我国经济的快速发展和人口的不断增加，能源资源的需求也日益增长。
作为一种环保、高效、安全的清洁能源，天然气在我国的能源消费结构中占据着不可替代的重要地位。
而天然气输送管道作为天然气流通的“动脉”，其安全性评估和优化管理成为了必要的课题。
一、天然气输送管道的安全性评估天然气输送管道是一种高压、高危的系统，其安全性评估是保障国家能源安全和人民生命财产安全的重要一环。
常见的评估方法有概率安全分析、风险矩阵评估、事故树分析等。
其中，概率安全分析是一种针对系统整体的评估方法，通过对系统中各项指标的分析，得出系统发生事故的概率和后果。
其基本思想是将整个管道系统分解成各个独立的组成单元，并针对每个单元建立可靠性模型，最终得出整个系统的可靠性指标。
风险矩阵评估是一种常见的风险评估方法，适用于简单单元的安全评估。
通过对单元的故障率、维修时间和负载因子等指标进行分析，得出单元的风险等级，从而判断其是否需要进行维修和升级。
事故树分析是一种常见的事故分析方法。
将可能导致事故的基本因素分解成各种事件和事故场景，并在这些基础上建立一个逻辑模型，分析事件的关系和事故的发生机理，最终研究事故的根本原因和预防措施。
二、天然气输送管道的优化管理天然气输送管道的优化管理主要包括三个方面：设备管理、运维管理和安全管理。
设备管理是天然气输送管道的基础工作，其包括设备的采购、安装和运营维护等。
为了确保天然气输送管道的正常运行，需要对设备进行合理配置和按期保养，在设备发生故障时及时进行检修和更换，保证管道设备的性能和寿命。
运维管理是在设备管理和安全管理基础上进行的重要工作，主要包括管道的日常监测和运行管理等。
通过对管道的监测、检修和保养等工作，发现和解决管道问题，确保天然气处理设施的高效、安全运行。
安全管理是天然气输送管道管理的重要环节。
其包括事故预防、事故应急和事故处理等方面。
在事故预防方面，需要从多个方面考虑，如设备控制、安全控制和检修控制等。
核电站概率安全分析讲义
核電站概率安全分析講義目錄第1章概述1.1 風險的概念1.2 風險評價1.3 概率風險評價（PSA）技術的發展歷程1.4 PSA技術的展望1.5 思考題第2章數學知識2.1 概率論及數理統計2.2 布爾代數2.3 思考題第3章可靠性工程基礎3.1 可靠性基本概念3.2 失效過程的可靠性特徵量3.3 修復過程的可靠性特徵量3.4 生命全過程的可靠性特徵量3.5 思考題第4章核電站安全原理4.1 核反應爐的潛在風險及核安全的概念4.2 降低核反應爐潛在風險的措施4.3 核反應爐安全設施和安全功能4.4 核反應爐安全評價4.5 思考題第5章核電站概率安全分析5.1 核電站PSA概述5.2 初因事件分析5.3 核電站模型及事件樹分析5.4 系統模型及故障樹分析5.5 事故序列定量分析5.6 思考題第6章PSA分析中的其他問題6.1 PSA中的事件模型6.2 相關失效分析6.3人可靠性分析6.4 PSA分析軟體和數據庫6.5 PSA中的不確定性分析6.6 思考題第7章PSA發展趨勢及其應用7.1 PSA發展趨勢7.2 PSA研究成果7.3 PSA應用7.4 思考題前言核能的發展和和平利用是20世紀科技史上最傑出的成就之一。
人類今天已擁有大規模利用核能的能力，核電站的發展相當迅速，已被公認為一種經濟、安全、可靠、乾淨的能源。
到上世紀末，在全世界31個國家和地區已有438臺核電機組在運行，總裝機容量達到約351Gwe，約占發電總量的16%。
研究堆作為強大有效的中子源，其用途更加廣泛，可用來進行基礎研究，生產軍用、醫用和工業用等各種放射性同位素，或對生物、種子等多種物質進行輻照，或開展中子活化分析、中子照相及中子治癌等各種應用，已成為科研、工業、農業、醫學中重要的設施。
為了應對人口及經濟增長，人類對能源和電力需求提出了巨大挑戰，與化石能源相比，由於核能在世界能源平衡中具有的獨特優勢，許多有識之士預測核能將扮演越來越重要的角色，核能對於優化能源結構、促進能源多元化、提高能源安全和能源資源的合理利用以及保護環境具有不可替代的作用。
RiskA：可靠性_概率安全分析(PSA)软件
RiskA：可靠性/概率安全分析（PSA）软件核安全是核能发展的生命线，概率安全分析（PSA）在核电站设计与运行等阶段占有举足轻重的地位，为核监管当局强制要求。
三里岛、切尔诺贝利、福岛核事故更加引起了社会大众对核安全的广泛关注，同时也对核电站的安全运行提出了更高的要求。
我国目前所用核安全软件大多进口，难以满足国内核电站的发展需要。
FDS团队利用自身多学科交叉的人力与学科优势开展了一系列相关工作，自主研发了一系列可靠性与概率安全分析软件，主要包括：可靠性/概率安全分析软件RiskA、实时风险管理系统RiskAngel、秦山三核风险监测系统TQRM、可靠性数据库管理平台RiskBase等。
RiskA（© 2000-2014 FDS团队保留所有权利）是FDS 团队自主研发的大型可靠性/概率安全分析软件，自从2002年发布RiskA1.0以来，软件已经经历了若干次版本升级。
目前该软件系列的最新版本是RiskA4.0版，可时独立发布故障树分析工具RiskAT1.0，可同时发布单机版和网络版，更高级版本也正在同步研发与测试中。
RiskA主要包含如下主要功能：故障树和事件树的交互建模；快速进行故障树定性分析及定量计算；自动将序列和后果通过逻辑转换成相应的故障树，调用故障树化简求解模块对序列和后果进行定性及定量计算；对模型（包括故障树和事件树）的反复迭代求解，分析模型输入的不确定性对计算结果的不确定性的影响；基于模型的定性结果计算基本事件失效概率或参数值敏感度的高值和低值，以获悉单个变量变化对故障树和事件树定量结果的影响，指出减小系统失效概率或后果发生频率的最佳途径；提供多种重要度（如FV重要度、RAW致险价值重要度及RRW减险价值重要度等）指标的计算，可为选择关键风险部件和制定维修策略提供重要参考依据；提供报表模板自定义配置，报表输出等报表功能；用户权限及认证管理、模型数据的存储/导入/导出等管理功能。
概率安全评价报告的标准格式和内容
概率安全评价报告的标准格式和内容 （一级、内部事件）送审稿薛大知 编写 何旭洪 刘涛赵军闵苹钱永柏童节娟 校核 批准清华大学核能与新能源技术研究院2006-07概率安全评价报告的标准格式和内容 （一级、内部事件）送审稿2006-07前言本文件《概率安全评价报告的标准格式和内容（一级、内部事件） 》是受国家核安全局 的委托进行编制的。
目的是为编制和审评我国核动力厂的概率安全评价报告提供参考， 使报 告编制者和审评者都一致明确一份完整的概率安全评价报告应包括哪些资料， 并为这些资料 的提供建立统一的格式和内容要求以及技术要求。
利用此格式， 有助于保证所提供资料的完 整性，便于审评人员和其他读者查阅资料，以及缩短审查所需时间。
由于我们经验有限，难免考虑不周全。
不妥之处，敬请指正。
引言概率安全评价（以下称“PSA” ）作为传统的确定论安全分析的补充，其重要性和有效 性已经被广泛认可。
2004 年 4 月 18 日由国家核安全局批准发布的 “核动力厂设计安全规定” (HAF-102)中，在“5.9 安全分析”一节已经明确规定“…在分析中必须采用确定论和概率 论分析方法…” 。
PSA 报告已成为核动力厂许可证基础的一部分。
作为核动力厂执照基础的一份重要文件，PSA 报告的资料应及时、精确、完整，并以 易于理解的格式进行编制。
而在审查以往提交的若干核动力厂 PSA 报告的过程中，审评者 发现由于没有统一的规定和要求，各核动力厂提交的 PSA 报告不但形式各异，提交报告的 详细程度也各不相同。
审评工作的深入程度和有效性均不能很好地得到保证， 也不利于对核 动力厂的 PSA 报告做出业界内统一标准的评价。
制定本文件的目的制定核动力厂1PSA 报告的标准格式和内容（以下称“PSA 标准格式” ） ，目的是为编制 和审评我国核动力厂的 PSA 报告提供参考，使报告编制者和审评者都一致地明确：一份完 整的 PSA 报告须包括哪些资料，并为这些资料建立统一的格式和内容要求以及技术要求。
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
iaea 概率安全分析实施指南
iaea 概率安全分析实施指南一、iaea 概率安全分析实施指南概述近几年来，随着iaea 概率安全分析实施指南建设不断增加，给iaea 概率安全分析实施指南的经济发展带来了前所未有的机遇，iaea 概率安全分析实施指南投资越显重要。
伴随着iaea 概率安全分析实施指南数量增加和扩大，iaea 概率安全分析实施指南中存在的问题也日显突出，严重影响了iaea 概率安全分析实施指南正确的投资和发展，iaea 概率安全分析实施指南是否正确，直接决定了iaea 概率安全分析实施指南的经济效益。
（一）iaea 概率安全分析实施指南基本概念iaea 概率安全分析实施指南是选择和决定iaea 概率安全分析实施指南投资行动方案的过程，是对拟建iaea 概率安全分析实施指南的必要性和可行性进行技术经济论证，对不同iaea 概率安全分析实施指南方案进行技术经济比较选择及做出判断和决定的过程。
iaea 概率安全分析实施指南必在充分占有信息和经验的基础上，根据现实条件，借助于科学的理论和方法，从若干备选投资方案中，选择一个满意合理的方案而进行的分析判断工作。
对一个iaea 概率安全分析实施指南的科学决策，除进行宏观投资环境分析和微观iaea 概率安全分析实施指南经济评价分析外，还要专门分析iaea 概率安全分析实施指南风险，运用系统分析原理，综合考虑每个方案的优劣，最后做出决定。
而且，iaea 概率安全分析实施指南决策，是服务服从于总体经营战略的要求，和iaea 概率安全分析实施指南的技术开发战略、产品开发战略、市场营销战略以及人力资源战略密切相关。
iaea 概率安全分析实施指南的质量影响因素较多，主要取决于决策信息、正确的决策原则、科学的决策程序和优秀的决策者素质。
选择iaea 概率安全分析实施指南的主要依据是iaea 概率安全分析实施指南的可行性研究报告。
iaea 概率安全分析实施指南的可行性研究不仅是iaea 概率安全分析实施指南本身的一个工作环节，也是做出正确iaea 概率安全分析实施指南、进行iaea 概率安全分析实施指南设计和筹措资金的重要依据。
iaea 概率安全分析实施指南
iaea 概率安全分析实施指南下载提示：该文档是本店铺精心编制而成的，希望大家下载后，能够帮助大家解决实际问题。
文档下载后可定制修改，请根据实际需要进行调整和使用，谢谢!本店铺为大家提供各种类型的实用资料，如教育随笔、日记赏析、句子摘抄、古诗大全、经典美文、话题作文、工作总结、词语解析、文案摘录、其他资料等等，想了解不同资料格式和写法，敬请关注!Download tips: This document is carefully compiled by this editor. I hope that after you download it, it can help you solve practical problems. The document can be customized and modified after downloading, please adjust and use it according to actual needs, thank you! In addition, this shop provides you with various types of practical materials, such as educational essays, diary appreciation, sentence excerpts, ancient poems, classic articles, topic composition, work summary, word parsing, copy excerpts, other materials and so on, want to know different data formats and writing methods, please pay attention!IAEA概率安全分析实施指南引言国际原子能机构（IAEA）是联合国系统中负责促进和监督核能利用安全和和平应用的专门机构。
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。
安全风险评估的三种方法
安全风险评估的三种方法一、前言随着互联网技术的飞速发展，网络安全问题也越来越引起人们的关注。
在网络安全领域中，安全风险评估是非常重要的一环。
只有对系统进行全面、准确的安全风险评估，才能更好地保护系统的安全性。
本文将介绍三种常用的安全风险评估方法。
二、基础知识在进行安全风险评估之前，需要了解一些基础知识：1. 安全威胁：指可能导致系统受到攻击或损失的威胁因素。
2. 安全漏洞：指系统中存在的未被修复的漏洞。
3. 安全弱点：指可能被攻击者利用的系统缺陷。
4. 安全控制：指采取措施来防范和应对安全威胁、漏洞和弱点。
三、定性分析法定性分析法是通过对系统进行分析和判断，确定其存在哪些潜在威胁和漏洞，并对其进行分类和描述。
根据描述结果，可以为系统提供相应的安全控制措施。
1. 初步评估首先需要收集相关信息，包括系统的功能、技术架构、数据流程等。
然后进行初步评估，确定系统的安全需求和安全目标。
2. 威胁建模在威胁建模中，需要对系统进行分析和建模，确定其存在哪些潜在威胁和漏洞，并对其进行分类和描述。
威胁建模的目的是为了找出可能影响系统安全的因素。
3. 安全控制在确定了系统存在的潜在威胁和漏洞之后，需要采取相应的安全控制措施来防范和应对这些问题。
四、定量分析法定量分析法是通过数学方法来评估系统受到攻击或损失的可能性以及造成的损失程度。
这种方法可以为系统提供更加精确和可靠的安全控制措施。
1. 概率分析概率分析是通过对系统发生攻击或损失的概率进行分析来评估系统安全风险。
在进行概率分析时，需要考虑到各种因素，如攻击者数量、攻击方式、攻击频率等。
2. 影响分析影响分析是通过对系统被攻击或受到损失时所造成的影响进行分析来评估系统安全风险。
在进行影响分析时，需要考虑到各种因素，如数据丢失、服务中断、用户流失等。
3. 风险评估在完成概率分析和影响分析之后，可以通过风险评估来确定系统的安全风险等级。
根据风险等级，可以为系统提供相应的安全控制措施。
概率安全分析中不确定性的识别和评估
概率安全分析中不确定性的识别和评估摘要:概率安全分析作为系统化的安全分析方法,在核电厂安全分析和风险管理中发挥着重要的作用。
由于该分析方法中诸多因素的复杂性,使得概率安全分析的结果存在较大的不确定性,需要对这些不确定性进行识别和评估,以确信相关风险的可接受性。
概率安全分析中的不定性分为三类:参数不确定性、建模不确定性和完备不确定性,本文对这些不确定性进行了研究,给出了三类不确定性的识别和评估方法,并结合实际的工作对特定模型进行了较为完整的不确定性分析。
关键词:概率安全不确定性识别和评估概率安全分析标准ASME/ANS PRA标准中明确要求对概率安全分析中的不确定性进行识别和评估。
美国核管会(NRC)和美国电力研究院(EPRI)在发布的报告中将概率安全分析中的不确定性归纳为三类:参数不确定性、建模不确定性和完备不确定性。
这些不确定性的来源不同,处理方式也不同。
合理的处理这些不确定性,对于概率安全分析结果的可信性具有重要意义,为概率安全分析在核电厂设计和运行中的应用奠定基础。
1 参数不确定性的识别和评估参数不确定性主要分为两个方面:基本事件的不确定性和风险计算的不确定性。
基本事件的不确定性主要包括始发事件、人误事件和设备可靠性数据等的不确定性。
在始发事件分析、人误分析以及设备可靠性数据分析时,一般都会给出不确定性分析结果,它们的不确定性处理归入到相应的分析中。
风险计算的不确定性来源于认知相关性。
割集中的所有事件如果独立,则输出的点估计值即为均值。
但通常情况并非如此,对于割集中相似的设备,它们之间存在某些联系,导致点估计值与考虑了这种联系的均值是不同的,有时还区别较大。
一般把这种联系称作认知相关性。
由于认知相关性的普遍存在,在风险计算中需要处理这种不确定性。
ASME/ANS PRA标准对风险计算的不确定性给出了不同的能力类别。
满足能力类别I的方法是计算点估计值,通过设定案例计算不确定度;满足能力类别II和III的方法是计算点估计值,确定并建立认知相关组,传递不确定性,最终给出均值和概率分布,不同的是能力类别II 只对重要的认知相关组进行分析。
火灾事故概率分析
火灾事故概率分析引言火灾是一种常见的灾害，发生火灾会给人们的生命和财产带来巨大损失。
因此，对火灾事故进行概率分析，有助于我们了解火灾事故发生的可能性，从而采取有效的预防和控制措施，降低火灾事故的发生概率，保障人们的生命财产安全。
本文将对火灾事故进行概率分析，探讨火灾事故发生的可能性、影响因素以及预防控制措施。
一、火灾事故发生的可能性火灾事故的发生可能性受到多种因素的影响，包括人为因素、环境因素和自然因素等。
首先，人为因素是导致火灾事故发生的主要原因之一。
比如，一些人因疏忽大意或者不慎火种，导致火灾发生。
其次，环境因素也会对火灾的发生可能性产生影响。
气候变化、气温骤升、风力加大等都会增加火灾发生的可能性。
最后，自然因素也会对火灾的发生可能性产生影响。
例如，闪电引发的山林火灾、地震引发的建筑火灾等情况，都是自然因素导致火灾发生的原因之一。
火灾事故的发生可能性还与建筑物的结构和设备有关。
一些老旧的建筑物可能没有进行必要的防火措施和设备更新，从而增加了火灾发生的风险。
而一些高风险场所，如化工厂、仓库等，也容易发生火灾事故。
因此，我们需要对这些高风险场所进行评估，采取必要的预防措施，降低火灾事故发生的可能性。
二、火灾事故发生的影响因素火灾事故发生的影响因素主要包括火灾的起因、火灾的蔓延情况以及火灾的治理情况等。
首先，火灾的起因对火灾事故的影响非常重要。
一些火灾是由于电路故障、燃气泄漏等原因引发的，而一些火灾是由于人为因素引发的。
其次，火灾的蔓延情况也对火灾事故的影响产生重要作用。
如果火灾蔓延迅速，那么火灾损失将会更加严重。
最后，火灾的治理情况也会对火灾事故的影响产生重要作用。
如果能够及时有效地进行火灾的扑救和救援，那么将能够降低火灾事故的影响。
火灾事故发生的影响因素还包括火灾的时段和区域。
一般而言，火灾在夜间和寒冷季节的发生可能性更高。
在城市的繁华商业区、交通枢纽等地区，火灾事故的发生可能性也会更高。
因此，我们需要重点关注这些高风险时段和区域，采取必要的预防控制措施，及时进行火灾应急处理。
概率安全分析的发展及应用展望
进行 具 体核 电厂状 态 评价 ，并在 此 基础 上 有针 对性 地 开展 对具 体 电厂 的监 督管 理工 作 ，提高
了对 核 电厂监 督管理 的针对性 和效 率 。
１７ 年 １ 月 美 国 原 子 能 委 员 会 （ Ｓ Ｅ ） ９５ ０ Ｕ Ａ Ｃ
安 全相 关 但风 险 重要 度 低 、非 安 全相 关 但 风 险
风 险指 引管 理 ，优 化 了核 电厂维 修 、定 期试 验 和检 查 等并 取得 显 著 的利 益 回报 ；另一 方 面在
Ｐ Ａ的应 用 和 发展 使得 风 险管 理 的 概 念 深 Ｓ
安 入 人 心 ，并 促 使 一 些 国 家 的 核 安 全 监 管 当 局
全嘶 核 安 全 法 规 进 行 了修 订 ，但 这 些 法 规 修 订 对
指 引 和 技 术 中 立 的 法 规 体 系 。在 新 的 法 规 体 系构 架 中 ，概 率论 方 法 从 幕 后 全 面 走 到 前 台 ，
如果 新 法 规 得 以 实 施 ，必会 对 核 安 全 监 管 领 域产 生 重大 而 深远 的影 响 。
本 文 介 绍 了Ｐ Ａ技术 在 国 际及 国 内发 展 和 Ｓ
引管理 （ ｉ ｆｒ ｄＲ ｇ ｌｔ ｎ Ｒ ｓ Ｉ ｏｍｅ ｅｕａｉ ）规定 ，同 时 ｋｎ ｏ
对公 众健 康 与安 全 的潜 在影 响 等进 行 的综 合 分
析提供 了一种有效 的手段 。
掇 № 柏
也正 着 手修 订美 国联邦 法 规 中有 关 的 内容 。一 方 面通 过工 业 实践 ，美 国已 有多 个 电 厂实 现 了
展 以来 数 十 年 的 研 究成 果 ，对 以后 的Ｐ ＡＩ 作 Ｓ
概率分析在煤矿安全生产方面的应用
１ ． 概 率 分析 ２
某 矿 在过 去 的２ 年 中 ，发 生重 大 ０ 人 身 伤亡 事故 为３ 人次 ， ３ 在册 人 数９ ３ ９
工 人 下矿 并作 业 一 个班 ，出现 重 大人 身伤 亡事 故 的频 率 为 ：
ｑ ３ ／（ ９ × ６ × ０） ００ ０ ０ ３ ＝ ３ ９ ３ ２ ５ ２ ＝ ．０ ０ ６
Ｐ＝１ Ｏ．ｏｏ ０６３ ０． ９ ９３ 一 ０ Ｏ ＝ ９９ ９ ７
统 工 程 。 因此 ， 为实 现这 一 目标 ， 可 下井 作业 一 个班 对
地 了解 和掌握 ，以便 对 不 安全 因素实
施 控 制 和预 防 ： 俗 话 说 ：一 万 不 怕 ， 怕 万 一 ” “ 只 这
根据 以上计 算 该 怎样评 价 该矿 的
可 能 发 生 事故 ” 予 疏 忽 ， 正 是 “ 而 这 违 在 １０ 人 的情 况 ，实 现全 年 无重 大 人 ５０ 章作 业 ” 以制止 的原 因 ， 正是 安 全 身 伤亡 事故 的频率 是 ： 难 也 生 产 的大 敌 。
一
ｑ ＝Ｐ 。 。。
＝
＝ ９ ９ ７ ０． ９９ ９３ ９
作 业 ” 的危 害还 在 于 它并 不一 定 导致 正是 一 种大 量 的重 复 的 ，每 日每 时进
事故 ，甚至 在 多数 情况 下 并不 导致 事 行着 的事 件 ， 因此 ， 不 能忽 视 任何 即 就 故 ， 就 是 因 为某 些 “ 章作 业 ” 生 使是 出现 概率 非 常小 的情 况 。 这 违 发 事故 的概率 非 常少 ， 一些 人 视 为“ 让 不 如 果该 矿 满 足 于现 况 ，若 工人 数
低 到零 。 “ 钩 ” 而 挂 重 大 人 身伤 亡 事 故 ， 常 是 由 于 正 是 一 种 重 复 工 常 若 干 各 自独 立 的 原 因 造 成 的 ， 就煤 矿 作 事 件 ， 因此 ， 就
核事故安全分析基本概念
HAD102/17“在安全分析中可能没有明确论及如何评价该方面要求的正确实施，但是它是安全评价的一个相关部分。
对于某些方面，没有明确的验收准则可供使用，因此对其符合安全要求的评价在很大程度上就只能依赖于良好的工程判断。
”安全分析的框架是：目的、内容、方法（确定论和概率论相结合）、验收准则、敏感性和不确定性分析。
安全分析的起始点是需要涉及的假设始发事件组，包括设备故障、人员差错、人为事件以及自然事件，可以分为内部假设始发事件和外部假设始发事件两大类。
确定论安全分析中应包括：正常运行、预计运行事件和设计基准事故、超设计基准事故和严重事故。
预计运行事件和设计基准事故的划分是基于事件的发生频率，预计运行事件是比核动力厂正常运行的操作更为复杂的事件，可能会影响反应堆安全。
预计这些事件至少会在整个核动力厂寿期内发生一次。
一般来说，预计运行事件的发生频率大于每堆年10^-2。
设计基准事故的发生频率低于预计运行事件的发生频率，在核动力厂寿期内预计不会发生，但是，根据纵深防御原则，在设计中仍要考虑。
设计基准事故的发生频率介于每堆年10^-2到10^-5之间。
超设计基准事故比设计基准事故更为严重。
所谓严重事故是由于多项故障和/或运行人员差错，安全系统一个或多个安全功能未执行，导致堆芯严重损坏，危及防止放射性物质从核动力厂释放的其余屏障的完整性。
文中给出了导致预计运行事件的假设始发事件和导致设计基准事故的假设始发事件、严重事故相关的列表、分析方法、假设、目标、验收准则。
概率安全分析通常分为三个级别：（1）一级概率安全分析：确定导致堆芯损坏的事件序列，预计堆芯损坏频度。
（2）二级概率安全分析：确定放射性物质从核动力厂释放的可能途径，并且预估其释放量和发生频度。
（3）三级概率安全分析：评估对公众健康的影响和其他社会风险。
评估安全风险概率
评估安全风险概率
评估安全风险概率是指对一项活动或行为产生的安全威胁的概率进行估计和测量。
评估安全风险概率的目的是帮助组织或个人理解和量化可能发生的安全事故的可能性，以便制定相应的措施来降低风险。
评估安全风险概率的过程通常包括以下步骤：
1. 识别潜在的威胁和漏洞：通过调查和分析相关的安全资料、经验和案例，确定可能对活动或行为构成安全威胁的因素。
2. 确定风险事件的可能性：结合已有的数据、统计分析和专业知识，评估每种潜在威胁发生的可能性，通常使用概率来表示。
3. 进行风险分析：将威胁的概率与潜在的影响或后果进行对比分析，确定风险的等级和优先级。
4. 制定风险管理计划：基于评估结果，制定相应的风险管理措施和计划，包括风险预防、事故应急响应和事后救援等。
评估安全风险概率的准确性和可靠性取决于所依赖的数据、信息来源和评估方法的质量。
常用的评估方法包括定量和定性分析，分别使用概率统计和专家判断来量化风险概率。
需要注意的是，评估安全风险概率只是风险管理过程中的一部分，还需要综合考虑其他因素，如风险的严重程度、成本效益等，才能制定出全面有效的风险管理策略。
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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
• SGTR事件运行规程：SGTR事故后的应急规程是A3规程
• • • • • • • •
SGTR始发事件发生后需要保证的安全功能有： 1．紧急停堆(RPS) 2．辅助给水和主给水系统的投入(AFW/MFW) 3．隔离事故蒸汽发生器（FSGIS） 4．用完好的蒸汽发生器进行降温 5．高压安注(HPI) 6．冲排冷却（Feed&Bleed） 7．余热去除（RHR）
• 设计和程序适用性确定是一种比较成熟的 PSA应用。早期执行PSA的主要目的是计算 堆芯损坏概率和确定决定整体风险的事故 序列。PSA在这方面的具体应用如下： • ·评估设计特点； • ·与安全目标作比较； • ·设计变更/修改； • ·程序的评价/改进。
随着电厂日益认识到PSA在优化运行活动方面 的应用不仅能方便运行和增加安全，而且能降低 费用，这种应用日趋广泛。这种应用需要对整个 PSA进行快速的重复计算，因而需要使用个人计算 机和PSA软件。大部分这类应用是基于所确定的设 备（活动）的重要性，但是对每一具体应用而言， 它都有一些明显的特征。最普通的这类应用包括： • ·维修优化； • ·配置控制； • ·技术规格书的改进。 •
• • • • •
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 5. 操纵员培训和经验：SGTR培训水平良好，经验 良好 • 6. 人员恢复的可能性：值长和STA，假定与操纵 员的相关性中等，根据表格20－21Item3（b）， 每一个恢复因子为0.19，取0.2 • • • • •
• 事件树分析步骤
• • • • • 1 2 3 4 5 建立分析的边界条件 定义始发事件所要求的安全功能 确定成功准则 建立事件树 逻辑简化
事件树分析方法
• 举例
故障树分析
• 什么是故障树 •一种图形化的、演绎的静态分析方法， 分析系统是如何失效的； •从不期望的事件开始，分析可能造成 “顶事件”的各种因素，按逻辑关系从上 至下分析，直至找到导致顶事件发生的最 终原因 •显式构模表达多重故障 •用于评估系统的不可用度
• 找出SGTR始发事件发生后，7个功能题头中需要实现的人员动作。这 个步骤原则上有事件树分析人员和HRA分析人员共同完成。 • SGTR事件树各个题头中有多少个操纵员动作需要完成，在不同的电站 由于规程、自动化程度等差异，是不同的。
• • • • • • • • • • • •
破损SG隔离的相关规程（假定）： A3规程第2步： 识别破管蒸汽发生器 ·失控上升 ---或---· 主蒸汽管道N-16仪放射性高 ---或---· 蒸汽发生器排污水放射性高 ---或---· 蒸汽发生器取样放射性高 ---或---· 抽气器排汽放射性高
– 编码的简洁明了和易读性
• 编码应能很好地表达所要求的内容，并尽可能多地直接反映出 所包含完成的，一定 是多个人努力的结果 • 将多个人完成的多个模型链接成一个完整 的、可计算的模型，是模型链接的主要内 容 • 由专人完成，需要对软件的使用很熟悉
• 数据输入
人因分析
• 始发事件前HRA－－分析始发事件发生前人 员动作（类型A）的可靠性。 • 始发事件前人员动作：电站正常运行期间 发生的、会影响部件或系统安全功能的人 员行动
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
概率安全分析
主要内容
• • • • • • • 概述 基本分析方法 事件树分析方法 故障树分析方法 人因分析 数据及定量化 应用前景
概述
• 一、背景
• 概率安全评价（PSA）又称概率风险分析（PRA）是一种系 统的工程安全评价技术。 • 20世纪70年代初，PRA技术逐渐成熟，并在航空与航天部 门应用成功； • 1975年，PSA首次应用于轻水反应堆安全分析，WASH-1400 报告（RSS）； • 1979年3月，三里岛核电厂2号机组发生的事故证实了《反 应堆安全研究》的预言。
始发事件
• 三、 电厂安全功能及前沿系统
• 控制反应性（RPR、HHSI） • 排出堆芯衰变热和储存热（ARE和GCTc、ASG和 GCTc、HHSI、安注箱和LLSI、RRA、PTR） • 保持反应堆冷却剂压力边界完整性（稳压器安全 阀、RRA安全阀、主泵密封水注入） • 保持反应堆冷却剂总量（HHSI、低压安注系统、 Accumulator） • 保护安全壳完整性（EAS）
• 只有转移门或待发展事件编码相同，才利于查找
• 收集事件序列分析人员提供的事件树题头和后果，由专人 汇总各题头的成功准则，确定各题头和后果的编码 • 由模型链接者负责将所有题头事件（包括始发事件）和后 果输入到模型中，并将模型分发给事件序列分析人员 • 事件序列分析人员建立各自的事件树，并选择各题头（包 括始发事件）的输入，确定事件序列的后果 • 若有需要增加的题头和后果，一定不能擅自增加，要通过 模型链接者和编码制定者 • 采用故障树整合类似的方法，将事件树整合到一个模型中
始发事件
• 2.2 确定始发事件清单的方法
• • • • 工程评价 参考现有清单 演绎分析 运行经验反馈
始发事件
• 2.3 始发事件清单
• • • • • • • 大LOCA 中LOCA 小LOCA V-LOCA 压力容器破裂 丧失热阱 丧失给水
始发事件
• • • • • • • • • • 丧失电源 给水管道破口 蒸汽管破口 一回路瞬态 二回路瞬态 硼误稀释 丧失直流电源 丧失压缩空气 SGTR 蒸汽管道破裂叠加SGTR
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。
事件树分析方法
故障树分析
• • • • • • • • 故障树分析的步骤 (1)、建树前的准备 熟悉系统 (2)、选取顶事件 定义系统任务、边界、功能范围 系统的简化流程图 系统和部件的初始/分析状态 系统和部件的成功准则
故障树分析
• (3)、失效模式与效应分析 FMEA • (4)、从顶事件开始，由上至下寻找可能导 致该事件发生的直接原因，直至分析到已 探明发生原因的故障（即基本事件），形 成故障树。
故障树分析
故障树分析
故障树分析
故障树分析
人因分析
• （1）类型A：始发事件前的人员动作，影 响系统或部件的不可用性； • （2）类型B：引起始发事件的人员动作； • （3）类型C：响应始发事件而进行的人员 动作。
人因分析
• A 类人员可靠性分析——ASEP • C类人员可靠性分析——THERP+HCR
– 由数据分析人员根据编码系统，将设备失效参数、共因失效参数 统一输入到一个新建模型中，并分发给其他分析人员 – 在后续的构建模型过程中，若有增加失效参数的需要，必须通过 数据分析人员和编码制定者讨论后，确定新增加参数的编码和取 值
• 系统分析人员在分发的包括有失效参数的模型上建立各自 的故障树
– 一定要严格按照编码系统确定基本事件的编码 – 系统间共用部分，需要相关分析人员讨论，确定各自的分析边界 – 需要调用其它故障树的，以转移门或待发展事件表示，不同的人 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
• 识别出事故的蒸汽发生器后需要将其隔离，其目的是避免 事故蒸汽发生器被充满水，导致事故蒸汽发生器的大气排 放阀或主蒸汽安全阀带水向环境排放。 • 为了进可能快地减少直至终止一二回路的泄漏，必须通过 一回路的降温、降压来实现，然后将机组带到余热去除系 统投入，并最终将机组带到冷停堆工况以便维修事故蒸汽 发生器