核電廠機率安全分析

核電廠機率安全分析（Probabilistic safety assessment for nuclear power plants）:機率安全分析方法起源於20世紀70年代。1975年美國拉斯莫森教授發表的研究報告《反應堆安全研究》（WASH-1400）是全世界公認的第一份完整的核電廠機率安全分析報告。該報告選取了薩利壓水堆和桃花谷沸水堆核電廠作為典型研究對象，利用事件樹和故障樹相結合的方法系統地研究了可能導致堆芯熔化的事故序列，完成了定量化計算並得到最終堆芯損壞頻率（CFD）風險值，由此形成了一套相對完整的核電廠機率安全分析技術。

機率安全分析（Probabilistic Safety Assessment，PSA）是一種系統工程方法。它採用系統可靠性評價技術（即故障樹和事件樹分析）和機率風險分析方法對複雜系統的各種可能事故的發生和發展過程進行全面分析。從它們的發生機率以及造成的後果綜合進行考慮。

機率安全分析的發展

美國在1975年發表了《反應堆安全研究》（WASH-1400）。自從這次具有里程碑意義的研究以來，在機率安全分析方法上已經有了實質性的發展，機率安全分析已經成為核電廠安全分析的一個標準化工具。1979年美國三里島核事故發生後，人們發現這種事故的整個發生髮展過程在WASH-1400中已有明確預測。從此以後，機率安全分析得到廣泛承認，許多工業已開發國家和一些開發中國家先後組織了專門小組來研究這一方法，並在各方面得到廣泛套用，以此分析設計中的薄弱環節、改進設計、診斷故障、指導運行、制定維修策略等，並逐步發展為進行安全評價和安全決策的重要工具。

我國的機率安全分析政策、法規和規範

國家核安全局作為我國的核安全監管機構一直致力於推動我國機率安全評價技術的發展和套用，從20世紀80年代中期就組織國內相關單位開展機率安全評價研究工作。我國政府在中華人民共和國《核安全公約》國家報告中明確表示“中國核行業主管部門、核安全監督部門都非常重視並努力推廣機率安全評價技術在核安全領域中的套用”。

國內一些核電廠已開始嘗試機率安全評價技術在電廠運行管理中的套用，比如在維修中採用風險評價來最佳化大修策略、在運行中採用風險監測器來實時監測核電廠風險等，同時國內的有關設計院也初步套用了機率安全評價技術來評價核電廠的設計方案。這些工作為機率安全分析在核領域中的進一步套用奠定了堅實的基礎。

2004年4月國家核安全局頒布HAF102《核動力廠設計安全規定》和HAF103《核動力廠運行安全規定》。《核動力廠設計安全規定》提出了必須在安全評價中採用確定論和機率論分析方法的要求；針對嚴重事故，結合機率論、確定論和工程判斷，確定嚴重事故重要事故序列的要求。《核動力廠運行安全規定》規定核動力廠營運單位必須收集和保存運行經驗的數據，以用作核動力廠老化管理、核動力廠剩餘壽期評價、機率安全評價和定期安全審查的輸入數據，必須考慮使用機率安全評價作為定期安全審查的輸入等要求。2006年6月國家核安全局批准發布核安全導則HAD102/17《核動力廠安全評價與驗證》，對機率安全評價的方法、範圍以及需要滿足的目標給出了明確的指導。

為積極、有序地推動機率安全分析技術在國核心安全領域中更深層次套用，2010年國家核安全局發布的《機率安全分析技術在核安全領域中的套用》制定以下技術政策：

（1）縱深防禦概念對保證核安全的重要作用已被大量實踐所證實，仍應繼續得到貫徹。但在某些條件下，縱深防禦的重點及其防禦層次可能有所調整，通過套用機率安全分析技術，可以為這種調整的合理性提供技術基礎；

（2）機率安全分析方法在核安全活動中套用的深度和範圍應與目前機率安全分析的質量、模型的詳細程度以及數據所能支持的程度相適應；

（3）機率安全分析通常採用現實的方法和假設。對於某些特定的套用，為簡化分析或為不可預見的工況提供一定的安全裕度，可採用保守的方法和假設；

（4）在使用機率安全分析技術時，應特別注意不確定性的評估和處理；

（5）機率安全分析的質量對於機率安全分析技術的套用是一個至關重要的因素。有關各方應致力於不斷提高機率安全分析的水平並逐步完善機率安全分析的質量，相應的模型和數據應可供公開審查。國家核安全局鼓勵核工業界持續改進機率安全分析方法和數據蒐集、評價，鼓勵信息共享、技術交流和同行評議，以此來共同推進機率安全分析技術的發展和套用；

（6）在國內機率安全分析相關的法規和標準尚不完善時，核工業界可以對國際上成熟的法規和標準提出擬採用的建議，在獲得國家核安全局同意後，可在有關的工作中加以參照；

（7）國內現有的以及翻版加改進的核動力廠主要是依據確定論安全要求設計的，機率安全分析技術套用的重點在於識別核動力廠的薄弱環節、加強核安全決策的科學性、更有效地利用核安全監管資源和減輕營運單位不必要的負擔；

（8）對於某些新型的反應堆，例如採用了非能動安全系統的反應堆，現有的某些具體安全要求可能對其並不完全適用。在滿足總的安全目標的前提下，支持在確定這些新型反應堆的具體安全要求時更多地套用機率安全分析技術，必要時可對現有的某些具體安全要求進行適當調整。

基本思想

機率安全分析方法套用機率風險理論對核電廠安全性進行評價，認為核電廠事故是個隨機事件，引起核電廠事故的潛在因素很多，核電廠的安全性應由全部潛在事故的數學期望值表示。

對核電廠這樣複雜的系統作系統的分析思考，以嚴格的數理邏輯推理和機率論為理論基礎，提供一種綜合的結構化的處理方法，找出可信的事故序列，評價相應的發生機率和描繪造成的後果。

機率安全分析的三個等級

機率安全分析包括的內容很廣，它可以是單個部件或系統的可靠性分析，也可以是對整個核電廠進行總的風險評價。但是，用機率論的方法對一座核電廠的安全性進行全面評價，這是個既複雜又龐大的計畫，需要相當多的人力和物力。為此，核電廠的PSA可劃分成幾種不同的範圍，人們可以根據對核電廠進行機率安全評價的目的，以及具備的人力和物力，選擇其中一部分內容進行分析，在國際的實踐中已經形成了三個級別的PSA：

一級PSA：系統分析。對核電廠運行系統和安全系統進行可靠性分析，確定造成堆芯損壞的事故系列，並做出定量化分析，求出各事故序列的發生頻率，給出反應堆每運行年發生堆芯損壞的機率。該級分析可以幫助分析核電廠設計中的薄弱環節，指出防止堆芯損壞的途徑。

二級PSA：一級PSA結果加上安全殼回響的評價。分析堆芯熔化物理過程和安全殼回響特性，包括分析安全殼在堆芯損壞事故下所受的載荷，安全殼失效模式，熔融物質與混凝土的相互作用，放射性物質在安全殼內釋放和遷移。結合一級PSA結果確定放射性從安全殼釋放的頻率。該級分析可以對各種堆芯損壞事故序列造成放射性釋放的嚴重性作出分析，找出設計上的弱點，並對減緩堆芯損壞後事故後果的途徑和事故處理提出具體意見。

三級PSA：二級PSA結果加上廠外後果的評價。分析放射性物質在環境中的遷移，求出核電廠廠外不同距離處放射性濃度隨時間的變化。結合第二級分析的結果按公眾風險的概念確定放射性事故造成的廠外後果。三級機率安全分析能夠對後果減緩措施的相對重要性作出分析，也能對應急回響計畫的制定提供支持。

核電廠機率安全分析的程式

PSA所研究的內容和分析設計的要素可以用圖P1加以說明。該圖說明了核電廠PSA分析的全部內容和進行的程式。

初始信息的收集

所需信息與分析的範圍有關，可以分為以下3類：

（1）電廠設計、廠址和運行的信息；

（2）一般性數據和電廠具體數據；

（3）關於PSA方法的檔案報告。

系統分析

（1）形成事件樹。該項任務就是要分析由始發事件與各系統成功或失效的組合而形成的各種事故序列，包括：確定所要分析的各類始發事件，說明回響始發事件所涉及的系統或採取的行動。最後，對每一始發事件或者具有同一事件樹結構的一類始發事件，形成各自的事件樹。

（2）系統建模。這項任務是對PSA中所涉及的電廠系統進行可靠性分析。

（3）人因可靠性和規程的分析。

（4）資料庫的形成。事故序列定量分析需要有部件的資料庫。PSA中所使用的數據可以有兩個來源：現有的通用的數據；電廠運行所累積的特有數據。

（5）事故序列定量分析。該項任務是根據始發事件的發生頻率和相應各電廠系統失效機率或人因可靠性，利用電腦程式算出事件樹中各事故序列的發生頻率。

安全殼分析

安全殼分析由兩項分析任務組成。

（1）物理過程分析。堆芯熔化事故將會引起堆芯、壓力容器、反應堆冷卻劑系統和安全殼內許多物理過程。已經發展了一些電腦程式來分析這些物理過程。其計算結果可幫助人們了解與事故序列有關的各物理現象和預計安全殼是否失效。對每個所討論的事故序列建立安全殼事件樹，如果預計安全殼會失效，則要分析何時發生失效，何處發生失效以及釋放出的能量。

（2）放射性核素釋放和輸運的分析。對每一種可能造成安全殼破裂的堆芯熔化事故，必須估計釋放到環境中去的放射性核素總量。利用計算模型分析事故期間從反應堆燃料釋放出的放射性核素總量，並估計安全殼失效之前放射性核素在安全殼內的輸運和沉積。該分析的結果是預計每個事故序列下安全殼失效時釋放到環境中去的放射性核素總量。

放射性在環境中的遷移和後果評價

根據安全殼分析提供的從安全殼釋放出來的源項，利用廠址處具體的氣象數據和局部地形信息，分析放射性核素在環境中的輸運和彌散，計算核電廠周圍居民受到的放射性劑量和造成的健康效應。最後給出核電廠放射性釋放造成的各種後果：早期死亡、晚期癌症死亡和財產損失。

外部事件的分析

在PSA分析中通常不包括外部事件。外部事件包括有火災、地震和水淹。這項任務利用電廠系統分析中建立起的模式，可以從外部事件的觀點獨立地對模式進行分析，或者是對模型加以修正，以明確反映外部事件的影響。為了描繪所分析的外部事件序列，要建立一些附加的事件樹。

不確定性分析

不管分析的範圍如何，不確定性分析都是PSA中的一個必要的組成部分。在PSA分析的每一步都有不確定性問題，有些不確定性可能還很大，不管是定性還是定量分析，都要考慮資料庫的不確定性、模型化時假設的不確定性以及分析的完整性。

核電廠機率安全評價的內容和程式

PSA套用展望

現在，PSA作為一項重要的必不可少的安全分析與評價技術，其在核電廠安全管理與監管中的套用越來越廣泛，取得的成效越來越大，因此越來越受到各國核監管當局以及核電業界的重視，發展前景廣闊。

自1995年NRC頒布PSA套用的政策聲明以來，美國核安全監督和核電廠安全決策更加有效、監督部門和電廠的資源得到更合理的利用、不合理的負擔得到減輕。儘管PSA已經為美國核電廠提升其安全水平和經濟效益做出了顯著貢獻，但NRC和工業界並不因此而滿足，而是要進一步推廣風險指引型理念，實施更多的PSA套用。基於這種共識，2000年10月，NRC攜手工業界共同制定了全面而且詳細的風險指引型安全管理實施計畫（RIRIP）。這個計畫每半年更新一次，新的計畫中總結過去半年的研究成果和計畫的落實情況，同時明確未來半年的具體活動。RIRIP幾乎囊括了所有正在進行的風險指引型研究以及相關的支持性研究，2005年10月更新版共有37項專題。可以預見，風險指引型方法在美國核電廠將會得到更加廣泛的套用。

IAEA對PSA套用也相當重視，在2000年頒布的《核動力廠安全：設計安全要求》中明確提出“安全評價過程包括確定論安全分析和機率安全評價這兩種互為補充的技術”。在2001年頒布的安全導則《核動力廠安全評價與驗證》中給出了大量的關於PSA的技術指導。IAEA的技術報告《核動力廠PSA的套用》就指出“綜合了確定論的工程原理和機率論技術兩方面優勢的風險指引型安全管理是核電廠恰當的決策管理方法”，同時IAEA也指出“並不是所有的國家都建立了風險指引型的管理體系，部分國家的管理體系甚至與風險指引型的管理還存在相當大的差距，說明這些國家的核安全監管部門和和核工業界還需要做大量的工作，以達成共識一起建立風險指引型的管理體系”。2005年IAEA技術報告《核設施的風險指引型管理：現狀概述》中指出了與RG1.174類似的綜合決策過程。從這些新的法規、導則和技術報告可以看出IAEA正在積極推動PSA技術和風險指引型方法套用於核電廠設計與運行。

國內PSA套用工作起步較晚，相關的法規尚未完善。目前PSA相關工作的依據檔案主要參照美國的相關檔案。1995年的PSA技術套用的政策聲明和1998年一系列的管理導則，是風險指引型方法套用的重要參考。新版的《核動力廠設計安全規定》（HAF102）明確規定了“必須對核動力廠設計進行安全分析，在分析中必須採用確定論和機率論分析方法”，並已頒布PSA套用的政策聲明。有理由相信，隨著監管部門推動PSA套用的力度不斷加大，我國PSA套用將進入一個新的發展階段。這是當前核電事業蓬勃發展的需要，也是核電可持續發展的需要。