國際上對於乏燃料後處理設施的安全分析主要採用確定論分析方法，我國已熱試成功的第一座動力堆乏燃料後處理中間試驗工廠的事故安全分析也是採用確定論的分析方法。
確定論分析指這樣的一套方法，它以縱深防禦概念為基礎，以確保基本安全功能為目標，針對一套確定的設計基準工況，採用一套保守的假設和分析方法，以滿足特定的驗收準則。
確定論分析方法假定事故已發生，按要求採取合理的或保守的假設，分析計算整個核設施系統的回響，直至得出核事故的放射性後果。這種事故後果預審分析，其做法是規定典型的假想核事故，對其引起事態演變過程進行分析來檢驗各項安全措施的有效性，重點是考慮設計基準事故。
基本介紹
- 中文名：後處理核安全評價技術
國際上對於乏燃料後處理設施的安全分析主要採用確定論分析方法，我國已熱試成功的第一座動力堆乏燃料後處理中間試驗工廠的事故安全分析也是採用確定論的分析方法。
確定論分析指這樣的一套方法，它以縱深防禦概念為基礎，以確保基本安全功能為目標，針對一套確定的設計基準工況，採用一套保守的假設和分析方法，以滿足特定的驗收準則。
確定論分析方法假定事故已發生，按要求採取合理的或保守的假設，分析計算整個核設施系統的回響，直至得出核事故的放射性後果。這種事故後果預審分析，其做法是規定典型的假想核事故，對其引起事態演變過程進行分析來檢驗各項安全措施的有效性，重點是考慮設計基準事故。
確定事故分析過程包括以下四個方面：
- 確定一組設計基準事故；
- 選擇特定事故下的單一故障；
- 確認分析所用的模型和參量都是保守的；
- 將最終結果與法定驗收準則相對照，確認安全系統的設計是充分的。
由於設計基準事故的選擇以及分析模型中有很大的不確定性，為了確保分析結果的包絡性，法規要求採用保守假定。因此在確定論事故分析中採用兩條基本假設，即單一故障假設和操縱員在事故後短期內不做任何干預的假設，並採用一套定量的驗收準則來判定確定論事故分析結果是否符合安全法規的要求。
確定論方法簡單易於掌握，廣泛套用於核電站設計、制定安全法規和安全審批的安全分析評價中。這一方法的不足之處在於事故分為“可信”與“不可信“不能反映真實情況，以致人們過分集中和研究不易發生的大事故，而忽視了一些更可能發生的小事故和運行瞬變事故。另一方面，單一”可信“事故後果不能反映核設施產生事故的確切危害程度，也無法與其他社會風險比較，反而會影響公眾的可接受性。
機率論分析方法適合安全分析的另一重要技術。機率安全分析，簡稱PSA，是上個世紀70年代後發展起來的一種系統工程方法，是確定論分析法的發展。它採用系統可靠性評價技術即故障樹、事件樹分析和機率風險評價技術，對複雜系統的各種可能事故的發生極其進程進行全面分析，從他們的發生機率以及造成的後果（潛在風險）綜合進行考慮。PSA方法認為核事故是個隨機事件，引起核事故的潛在因素很多，核設施的安全性應由全部潛在事故數學期望值表示。PSA方法與傳統確定論分析方法相比，不僅能確定從各種不同初因事件所造成的事故序列，還能夠系統地和現實地確定該事故的發生頻率和事故造成的後果，但PSA方法的數值結果也存在它的局限性和不確定性。
PSA方法的優點是：考察系統所有潛在事故並對系統軟硬體包括人進行量化，便於最佳化改進設計，最後對事故後果進行量化，給出便於與其他活動進行比較的風險，利於被公眾接受。因此，20實際80年代後PSA技術及其套用獲得迅速發展，成為美國、德國及法國等核工業大國核安全分析領域最熱門研究課題之一，也是為下一代更先進、安全、經濟的反應堆系統技術取得突破最有貢獻的研究成果之一。該技術已經廣泛套用於核電廠的安全研究與評價工作。其工作方法及流程見圖所示。
機率安全分析在後處理核安全的套用還很少，這是由於後處理廠不管是通用數據或者是特定數據的獲得都有很大難度。其體現在：一方面，類似工廠的數量較少，運行時間不長，很難有足夠的樣本空間來進行可信的數據分析，獲得特定數據；另一方面由於後處理廠技術的敏感性，並沒有很多公布的可以採用的通用資料庫。因此，在後處理廠的套用還需深入開展研究。我國也在積極開展這方面的研究，並取得了一定成就。
