1、核電廠概率安全評價概述課件核電廠概率安全評價概述課件目 錄PSA的一般概念安全當局與業主的要求核電廠兩種安全分析方法的比較核電廠PSA的內容概述PSA分析軟件PSA研究的工程應用實踐AP1000 PSA簡介AP1000 技術消化吸收再創新PSA和其他專業的關系目 錄PSA的一般概念風險的概念衣、食、住、行中都存在風險，主要指的是存在死亡的風險、經濟損失的風險等。風險人們從事某項活動，在一定的時間內會給人類帶來的危害。 人員傷亡和經濟損失。 取決于兩方面：發生頻率（F），后果（C）。 R：危害/單位時間 F：事件數/單位時間 C：后果/事件 風險分兩類：個人風險和社會風險個人風險一定時間內發生了

2、某件確定事件而給個人帶來的 危害社會風險某一集體的人受到的危害風險的概念衣、食、住、行中都存在風險，主要指的是存在死亡的風風險的概念（續）對于核電廠，風險主要來自于放射性核素的釋放引起的高輻照危害。人員傷亡指早期死亡和晚期誘發癌癥死亡、遺傳疾病死亡等。經濟損失指人員拆離、電站關閉、周圍土地荒廢、放射性清除等等。核電廠的風險可用下列變量表示：人員死亡/堆年癌癥/堆年經濟損失/堆年。 風險的概念（續）對于核電廠，風險主要來自于放射性核素的釋放引PSA的定義 美國ASME中的定義： PSA是一種對與電廠運行和維修活動相關的風險的定性和定量的評價。該評價根據風險的發生頻率來度量，風險變量有堆芯損傷或放

3、射性物質釋放及其對公眾健康的影響（也稱之為概率風險評價，PRA）。 IAEA中的定義： PSA提供一種全面的、結構化的處理方法，識別出核電廠失效的情景，并對工作人員和公眾造成的風險作出數值估計。 PSA的定義 美國ASME中的定義： PSA是一PSA的定義（續） SNERDI對PSA的解讀： PSA是一種采用概率與統計方法來定量評估核電廠嚴重事故發生可能性及后果的技術。它通過對始發事件頻率、核電廠的設計特點、運行實踐經驗、運行歷史的影響、設備的可靠性、人因失誤、堆芯熔化物理過程、放射性遷移對環境和健康的影響等各種因素的考慮，對核電廠進行的綜合性的安全評價，它將給出度量核電廠安全水平的定量的數值

4、估計。 PSA的輸入：電廠設計、運行歷史與實踐、人員行為、部件可靠性、堆芯損壞的物理過程、安全殼行為以及環境狀況等方面盡可能現實的信息；PSA的基礎：概率論、布爾代數；PSA的工具：歸納與演繹（事件樹與故障樹）相綜合的邏輯推理；PSA的輸出：各種事故序列、各種放射性物質釋放和各種健康效應的概率與后果。 PSA的定義（續） SNERDI對PSA的解讀：PSA的歷史PSA是核電發展的必然產物，是核安全研究的必然產物。上世紀四十年代，已經有反應堆（沒核電廠），提出的問題是反應堆會不會爆炸；五十年代中期，開始設想是否能用概率方法來研究（像57年時，BNL（美國）提出的如放射性核素釋放，到底有多大危害）

5、；六十年代，英國為選核電廠廠址的需要，F.R.Farmer提出了一條曲線成為最早將概率引進核安全分析的人；Farmer曲線給出了一條各種事故引起的放射性釋放所允許的發生概率的限制曲線，這是PSA的一個根本點，不單只考慮后果，還要考慮概率； Farmer 曲線：風險衡量曲線，曲線左下方允許，右上方風險過大PSA的歷史PSA是核電發展的必然產物，是核安全研究的必然產PSA的歷史（續）PSA是核電發展的必然產物，是核安全研究的必然產物。PSA最早受到系統化關注始于美國的航天部（NASA）。1967年美國阿波羅（Apollo）飛船試驗失火，3 名宇航員不幸遇難之后，美國宇航局（NASA）組織開發了一套

6、評價“飛船計劃”安全方針的“安全準則”建議 。但是由于種種原因，NASA 在很長一段時間內放棄定量風險分析，轉而采用定性分析方法故障模式和影響分析（FMEA ）方法。直至1986年1月28日挑戰者號失事之后，NASA 才又開始定量的風險分析計劃，以支持其航天飛行的設計與運行；60至70年代，美國核電事業迅速且大規模發展，但也并非一帆風順。定量風險評價成為回應反核勢力的有利工具而誕生；PSA的歷史（續）PSA是核電發展的必然產物，是核安全研究的PSA的歷史（續）PSA是核電發展的必然產物，是核安全研究的必然產物。1972 年初，美國某科學家聯盟挑起一場關于LOCA事故的大爭論，認為在LOCA事故

7、時，堆芯不可能保持完好的幾何形狀；在對核電廠的安全問題進行全面研究得出分析結果之前，應該停止核電廠的運行；為了定量評價核電廠此前各項改進的效果以及核電廠運行的風險，同時也為了回應反核方的觀點，美國原子能委員會（USAEC）組織一個由Rasmussen（拉斯穆森，美國麻省理工學院教授，曾撰文批評反核方的觀點）擔綱的約60 人的研究小組開展核電廠安全研究；核電廠風險與社會活動風險的比較PSA的歷史（續）PSA是核電發展的必然產物，是核安全研究的PSA的歷史（續）PSA是核電發展的必然產物，是核安全研究的必然產物。1975年10月，發表了研究報告反應堆安全研究：美國核電廠事故風險的評價，即著名的WA

8、SH-1400 報告（又稱RSS或 拉斯穆森報告）引起了很大反響，這項研究的結果給出了一種對核電廠安全的全新認識,反核力量質疑其中的數據，但引入的方法是無懈可擊的； WASH-1400的研究成果有：核電廠堆芯損壞頻率比原來的估計要高，但后果比原來小得多；核電廠堆芯損壞的風險主要來自小LOCA事故和瞬態，而不是以前人們主要關心和設防的大LOCA事故；NPP的風險比社會活動的風險小得多；操縱員的行為有著非常重要的作用，人員失誤會加劇事故的嚴重性。 PSA的歷史（續）PSA是核電發展的必然產物，是核安全研究的PSA的歷史（續）PSA是核電發展的必然產物，是核安全研究的必然產物。WASH-1400肯定

9、了PSA是能夠描述電廠安全圖象的最完整的方法。1979年3月6日美國發生的三里島事故（世界核電史上的第一起嚴重事故，第二起是1986年4月26日前蘇聯的切爾諾貝利事故，第三起是2011年3月11日日本的福島事故）從反面證明了PSA的正確性和有效性。1979年初NRC曾說過不要用PSA來分析核電安全，三里島事故后遭到總統委員會的批評，從此開始支持PSA的發展。19811994年，美國相繼出版了故障樹手冊NUREG-0492、 PSA實施導則NUREG/CR-2300，（PRA Procedures Guide）;暫行可靠性評價計劃（IREP，NUREG/CR-2728）；發行NUREG-1150

10、及其系列報告NUREG/CR-4550、4551，對美國5座核電廠重新進行了嚴重事故風險評價；更新了基礎數據及分析方法；PSA的歷史（續）PSA是核電發展的必然產物，是核安全研究的PSA的歷史（續）PSA是核電發展的必然產物，是核安全研究的必然產物。開展逐個電廠評價其在嚴重事故下的防卸能力(即IPE（Individual Plant Examination(單個電廠檢查),IPEEE（關于外部事件的單個電廠檢查）,為較小規模的PSA計劃)；根據PSA分析結果，許多電廠自愿或在NRC要求下進行了必要的改造；1995年8月，NRC發布關于PSA應用的政策聲明，利用PSA技術進行風險導向型管理（Ri

11、sk-informed Regulation）；1998年頒布相應的管理導則（RG1.174、175、176、177等）和標準審查大綱（SRP）第19章。其中包括一般導則、在役檢查、分級質保、技術規格書的修改等四方面的核電廠Risk-informed決策中PSA的應用，目的是在不影響安全性的前提下，減少目前管理中不必要的保守性；PSA的歷史（續）PSA是核電發展的必然產物，是核安全研究的PSA的歷史（續）PSA是核電發展的必然產物，是核安全研究的必然產物。2002年，美國ASME正式頒布PSA標準 (ASME-RA-S-2002)；2008年，美國ASME與ANS聯合頒布PSA標準(ASME/

12、ANS-RA-S-2008),整體規化美國的PSA標準，至2009年出版了功率運行工況下一級PSA及簡化二級PSA標準。1992年 1996年，IAEA陸續出版了安全序列從書：50-P-4、50-P-8、50-P-12（level 1,2,3 PSA實施導則）；2000年以后，IAEA陸續出版安全報告序列從書：IAEA-TECDOC-1135、1229、 No.25（對PSA的官方審評）等。PSA的歷史（續）PSA是核電發展的必然產物，是核安全研究的PSA的歷史（續）PSA是核電發展的必然產物，是核安全研究的必然產物。1984年，我國組建兩支PSA隊伍，分別以正在設計、建造中的秦山核電廠和大亞

13、灣核電站為對象開展的PSA研究；2000年4月，國家核安全局發布“政策聲明：新建壓水堆核電廠設計中的幾個重要安全問題”，明確指出：“作為確定論設計的輔助和補充，概率安全分析應該在核電廠的設計中得到應用。”；2002年5月，國家核安全局發布“新建核電廠設計中幾個重要安全問題的技術政策”的通知，文中提到了兩個定量概率安全目標（CDF10-5 1/堆年 、LERF10-6 1/堆年 )；2004年4月，國家核安全局發布新版“核電廠設計安全規定”（HAF102）和“核電廠運行安全規定”（HAF103）。明確提出“必須完成核電廠的概率安全分析”等要求，并提出了PSA應該達到的目的；PSA的歷史（續）PS

14、A是核電發展的必然產物，是核安全研究的PSA的歷史（續）PSA是核電發展的必然產物，是核安全研究的必然產物。2006年發布核安全導則核動力廠安全評價與驗證。對PSA的方法、范圍以及需要滿足的目標給出了明確的指導；2010年2月，國家核安全局發布“技術政策：概率安全分析技術在核安全領域中的應用（試行）”，指出：為了積極、有步驟地推動概率安全分析技術在國內核安全領域中更深層次應用，并為概率安全分析技術的全面推廣應用積累經驗，制定概率安全分析技術在核安全領域中應用的技術政策很有必要。國家核安全局希望本技術政策的實施將在優化資源配置、提高核動力廠安全水平以及核安全監管活動的效率等方面發揮重要作用，同時

15、也希望為未來相關核安全法規的修訂或制訂提供良好的基礎。概率安全分析方法提供了對核動力廠風險水平的深入了解，這些有關風險的深入了解應該在決策過程中得以適當的體現；PSA的歷史（續）PSA是核電發展的必然產物，是核安全研究的PSA的歷史（續）PSA是核電發展的必然產物，是核安全研究的必然產物。2011年7月，國家能源局發布行業標準：應用于核電廠的概率安全評價 第1部分：功率運行內部事件一級PSA；2012年1月，國家能源局發布行業標準：應用于核電廠的概率安全評價 第2部分：低功率和停堆工況內部事件一級PSA。PSA的歷史（續）PSA是核電發展的必然產物，是核安全研究的PSA的用途確認核電廠有一個平

16、衡的設計，沒有某個設施或始發事件對電廠總的風險有過大的貢獻；提供堆芯損傷頻率和大放射性釋放頻率的評價（包括劑量），以確認與安全目標的一致性；提供外部災害事件出現頻率和后果的評價；確認系統或運行程序的改進能夠降低嚴重事故的頻率和緩減它們的后果；核電廠運行指導和風險管理，等等。PSA的用途確認核電廠有一個平衡的設計，沒有某個設施或始發事目 錄PSA的一般概念安全當局與業主的要求核電廠兩種安全分析方法的比較核電廠PSA的內容概述PSA分析軟件PSA研究的工程應用實踐AP1000 PSA簡介AP1000 技術消化吸收再創新PSA和其他專業的關系目 錄PSA的一般概念安全當局與業主的要求美國核管會(NR

17、C)在其安全目標的政策聲明中提出：美國用戶要求文件（URD)要求：由于核電廠運行導致其周圍居民立即死亡的風險不超過所有可能導致其死亡的社會風險的千分之一； 由于核電廠運行導致其周圍居民患癌癥的風險不超過所有可能導致其患癌癥的社會風險的千分之一。堆芯損傷頻率(CDF)不超過10-5/堆年大量放射性釋放頻率(LRF)低于10-6/堆年。研究表明，核電廠的LRF低于10-6/堆年即可滿足NRC的兩個風險指標。安全當局與業主的要求美國核管會(NRC)在其安全目標的政策聲安全當局與業主的要求（續）美國NRC管理導則RG1.200，Rev2(2009.3)，風險導向型決策活動中確定PRA結果技術充分性的方

18、法（An Approach for Determining The Technical Adequacy of Probabilistic Risk Assessment Results for Risk-Informed Activities）所有美國核電廠必須滿足 RG 1.200的要求；PSA的范圍：內部事件一級、二級PSA，內部水淹、內部火災PSA，其它外部災害的篩選和保守分析，地震、強風、外部水淹等等；覆蓋所有始發事件和電廠運行模式安全當局與業主的要求（續）美國NRC管理導則RG1.200，安全當局與業主的要求（續）10 CFR 50.71(h)對新建核電廠的要求美國新建核電廠業主要

19、求在首次裝料前一年完成PSA, 以便滿足PSA標準要求, 并完成與風險導向型決策應用相關的分析。每個COL業主必須在首次裝料計劃日之前完成一級和二級PSA。該PSA必須包括在首次裝料計劃日之前一年發布的NRC認可的PSA標準中規定的始發事件和運行模式。每個COL業主必須按要求維護和升級PSA，PSA升級必須包括在要求升級前一年有效的NRC認可的PSA標準中規定的始發事件和運行模式。 在核電廠壽期內必須每四年升級一次。 每個COL業主，在提交更新執照的應用申請之日前，按要求完成所有運行模式和所有始發事件的PSA升級。 安全當局與業主的要求（續）10 CFR 50.71(h)對新安全當局與業主的要

20、求（續）IAEA關于核電廠設計的安全要求：NNSA關于核電廠設計的安全要求：1988年版核動力廠設計安全規定 (IAEA 50-C-D.Rev1），原則性的要求；2000年版核動力廠設計安全規定(NS-R-1:2000)，更明確、更系統的要求。2002年頒布新建核電廠設計中幾個重要安全問題的技術政策，6個方面，14條要求；2004年頒布核動力廠設計安全規定 HAF102（同 NS-R-1 ），新要求的核心是設計管理、嚴重事故與PSA；要求進行核電廠全面的安全評價，安全評價包括確定論安全分析和概率論安全分析兩種互補的技術。2010年頒布技術政策：概率安全分析技術在核安全領域中的應用。安全當局與業

21、主的要求（續）IAEA關于核電廠設計的安全要求：目 錄PSA的一般概念安全當局與業主的要求核電廠兩種安全分析方法的比較核電廠PSA的內容概述PSA分析軟件PSA研究的工程應用實踐AP1000 PSA簡介AP1000 技術消化吸收再創新PSA和其他專業的關系目 錄PSA的一般概念核電廠兩種安全分析方法的比較確定論方法假設DBA法概率論方法PSA（PRA）研究的是核電廠某一事故發生后出現的物理現象、事故的進展過程和導致的后果；研究的是核電廠會發生什么樣的事件，事件發生后會出現什么樣的事件序列，這些事件序列會導致怎樣的后果，這些后果各是由哪些基本事件組合導致的，發生概率有多大。vs核電廠兩種安全分析

22、方法的比較確定論方法假設DBA法概率論核電廠兩種安全分析方法的比較確定論方法假設DBA法基本思想是縱深防御，防御的對象是Design Base Accident。事故分為可信事故和不可信事故：可信事故根據經驗判斷，選擇事故進行分析。其中最危險的可信事故假設為主管道雙端斷裂大LOCA。不可信事故設計中不考慮。根據DBA的要求來設計安全設施。設計準則是單一故障準則。做法是經過大量的分析計算來證明在DBA下，在安全系統發生單一故障的情況下，電廠還是安全的。評價標準是核電廠周圍公眾所受的劑量（有一個限值）。 核電廠兩種安全分析方法的比較確定論方法假設DBA法基本思核電廠兩種安全分析方法的比較概率論方法

23、PSA（PRA）事故是一個隨機變量，事故沒有可信與不可信之分，它分析的是事故譜；系統中的故障不會僅僅是單一的，多個部件同時故障的情況也可能存在；認為核電廠是有風險的，用風險來度量。結論是NPP的風險比其它社會活動的風險低，所以是可接受的。目前兩種方法的關系：核電廠的安全分析報告必須兩種方法同時包括（15章和19章）核電廠兩種安全分析方法的比較概率論方法PSA（PRA）事目 錄PSA的一般概念安全當局與業主的要求核電廠兩種安全分析方法的比較核電廠PSA的內容概述PSA分析軟件PSA研究的工程應用實踐AP1000 PSA簡介AP1000 技術消化吸收再創新PSA和其他專業的關系目 錄PSA的一般概

24、念核電廠PSA的內容概述PSA的三個層次：一級PSA 事故頻率分析二級PSA - 事故進程和安全殼響應分析、源項分析三級PSA 廠外后果分析、風險綜合不確定性分析貫穿整個一、二、三級PSA過程。按電廠運行狀態，分：功率運行、低功率及停堆工況PSA；按始發事件性質，各級PSA又可分為：內部事件與外部事件PSA。針對各級PSA核電廠PSA的內容概述PSA的三個層次：一級PSA 事故核電廠PSA的內容概述（續）PSA范圍123PSA 等級運行模式停 堆低功率正常運行始發事件外部災害內部災害內部事件核電廠PSA的內容概述（續）PSA范圍123PSA 等級運行核電廠PSA的內容概述（續）PSA項目管理和

25、組織確定PSA目標確定PSA范圍、選擇分析方法和分析程序項目管理工作隊成員的選擇和組建工作隊人員培訓經費和進度計劃質量保證大綱的建立和同行專家對話式審查完成PSA所需要的資源（以人力、計算機時間、日歷時間等表示）在很大程度上取決于PSA的范圍和PSA工作隊可用的專業人員。對于一個給定范圍的PSA，即使有“無限制的”人力資源，但由于某些任務必須按先后次序進行，因而在所需時間上也有一個下限值。核電廠PSA的內容概述（續）PSA項目管理和組織確定PSA目核電廠PSA的內容概述（續）IAEA No. 50-P-4 的一級PSA所需時間上、下限及所需人員估計 核電廠PSA的內容概述（續）IAEA No.

26、 50-P-4 PSA的工作內容一、二、三級PSA關系PSA的工作內容一、二、三級PSA關系PSA的工作內容（續）PSA模型PSA的工作內容（續）PSA模型一級PSA的主要內容一級PSA ：堆芯損壞事故頻率分析核電廠可能發生的始發事件始發事件發生后引起堆芯損壞的事故序列堆芯損壞事故序列的原因堆芯損壞事故序列的發生頻率始發事件分析；事故序列分析；成功準則；系統分析；人員可靠性分析；數據分析；相關性分析；事故序列定量化；不確定性和敏感性分析；等一級PSA的主要內容一級PSA ：堆芯損壞事故頻率分析核電廠二級PSA的主要內容二級PSA ：事故進程與安全殼響應分析、源項分析電廠損傷狀態分析（1/2級P

27、SA的接口分析）嚴重事故典型序列分析（嚴重事故現象學研究）安全殼失效模式及概率分布分析事故進程事件樹（安全殼事件樹）分析源項分析（放射性物質在安全殼內的遷移及向環境的釋放）不確定性和敏感性分析；等二級PSA的主要內容二級PSA ：事故進程與安全殼響應分析、二級PSA的主要內容三級PSA ：廠外后果分析與風險綜合源項歸并分析（2/3級PSA的接口分析）嚴重事故后果分析（MACCS程序）對電廠附近居民的個人早期傷亡風險晚期健康影響（潛伏癌癥）公眾所受到的總劑量經濟后果風險綜合（PRAMIAS程序）。二級PSA的主要內容三級PSA ：廠外后果分析與風險綜合源項目 錄PSA的一般概念安全當局與業主的要

28、求核電廠兩種安全分析方法的比較核電廠PSA的內容概述PSA分析軟件PSA研究的工程應用實踐AP1000 PSA簡介AP1000 技術消化吸收再創新PSA和其他專業的關系目 錄PSA的一般概念PSA分析軟件PSA分析軟件系統骨干程序RALLY， 一級PSA分析RISKSPECTRUM，一級PSA、Living PSA分析； EVENTRE， 二級PSA事件樹分析；PSTEVNT， 二級PSA序列歸并； XSOR， 二級PSA源項分析；PARTITION， 二級PSA源項歸并；MACCS， 三級PSA后果分析；PRAMIS， 三級PSA風險綜合；LHS， PSA不確定性分析。PSA分析軟件PSA分

29、析軟件系統骨干程序RALLY， PSA分析軟件（續）PSA分析軟件系統接口程序STRAUSL2，用于一二級接口MASTERK， CHAFRQ， APET與源項及后果分析接口 上述一二三級PSA骨干程序均系國外引進，其中RALLY來自德國GRS，用于德國風險評價，比較早，現由RISK SPECTRUM 代替，該程序系我院購買于瑞士SCANDPOWER公司的商用程序；其余主干程序通過IAEA技術合作項目得到，都是用于NUREG1150分析中的程序。我院研發了不確定性分析程序LHS，使程序系統具有不確定新分析功能，用EVNTRE /LHS進行了美國SURRY核電廠的Fast-SBO的APET分析，進

30、行程序的工程例題驗證，計算結果與SURRY很好吻合。一二三級PSA分析軟件系統實現配套PSA分析軟件（續）PSA分析軟件系統接口程序STRAUSPSA軟件系統流程PSA軟件系統流程目 錄PSA的一般概念安全當局與業主的要求核電廠兩種安全分析方法的比較核電廠PSA的內容概述PSA分析軟件PSA研究的工程應用實踐AP1000 PSA簡介AP1000 技術消化吸收再創新PSA和其他專業的關系目 錄PSA的一般概念PSA研究的工程應用實踐上海核工院PSA研究始于1984年；QS1：可靠性分析為主，學習方法，開始應用；C1：一二三PSA研究，一級PSA部分應用，二三PSA設計后評價；新設計核電廠(C2、

31、CNP1000、C3/C4、AP1000等)PSA：秦山及恰希瑪一期PSA：PSA：作為設計手段，全面參與設計迭代，用于系統設計改進和概率安全目標的確認，提交安全當局取證審查；PSA研究的工程應用實踐上海核工院PSA研究始于1984年；PSA研究的工程應用實踐（續）輔助給水系統是核電廠兩個有定量可靠性指標要求的系統之一；美國核管會（NRC）規定：應根據NUREG0611和NUREG0635提供的方法與數據確定AFWS的功能需求不可用度，其可接受值為1.010-4 - 1.010-5。我院參照美國NRC規定的方法與數據分析了在下列三種工況下AFWS的不可用度：失去主給水（LMFW）；失去外電源（

32、LOOP）；失去所有交流電源（LOAC）經過多方案比較分析，對AFWS系統進行優化，最終使得AFWS系統的設計滿足要求。秦山一期PSA應用輔助給水系統改進PSA研究的工程應用實踐（續）輔助給水系統是核電廠兩個有定量 核電廠 方案 特點 系 統不可用 度 LMFW LOOP LOAC 卡托巴 4.610-5 2.810-4 8.110-2 原設計(84年) 柴油機泵手動投入，兩臺電動泵、一臺柴油機泵出口由橋管相連 1.410-3 5.410-3 1.0 改進方案一 柴油機泵自動投入 1.310-4 2.910-4 4.710-2 秦山 改進方案二 在改進方案一基礎上，去掉手動閥V11A,B;二臺

33、閥V05A,B合成一臺閥 V05 10-5 10-5 10-2 改進方案三 在改進方案二的基礎上，柴油機泵出口通過自己的一套管道閥門分兩路接到兩臺蒸汽發生器上 10-5 10-5 10-2 現設計 采納了可靠性分析提出的建議 1.410-5 7.610-5 2.510-2 PSA研究的工程應用實踐（續）秦山一期PSA應用輔助給水系統改進 核電廠 方案 特點 PSA研究的工程應用實踐（續）恰希瑪一期（ C-1 ） PSAC-1 PSA分析采用90年代國際先進方法：NUREG1150方法和相關計算機程序 ；完成內部事件滿功率工況一級PSA分析；CDF3.5x10-5/堆年（點估計）；比較：SURR

34、Y， 4.5x10-5/堆年（NUREG1150）；應用舉例：余熱排出系統設計改進：顯著降低ISLOCA風險；C-1電廠一級PSA工作PSA研究的工程應用實踐（續）恰希瑪一期（ C-1 ） PSPSA研究的工程應用實踐（續）恰希瑪一期（ C-1 ） PSAC-1 PSA分析采用90年代國際先進方法：NUREG1150方法和相關計算機程序 ；電廠損傷狀態（ PDS ）分析：31個PDS；事故進程及安全殼響應分析：建立了PC電廠事故進程事件樹（APET），共54個頂事件，193種情況，454條分支，4.5萬條事故序列；用EVNTRE程序進行序列定性定量分析；源項分析：對所有事故序列進行源項分析；得

35、到19組源項，用于三級PSA分析；不確定性分析；二級PSA分析工作內容包括PSA研究的工程應用實踐（續）恰希瑪一期（ C-1 ） PSPSA研究的工程應用實踐（續）恰希瑪一期（ C-1 ） PSAC-1 PSA分析采用90年代國際先進方法：NUREG1150方法和相關計算機程序 ；三級PSA方法研究MACCS程序應用開發C-1電廠三級PSA工作PSA研究的工程應用實踐（續）恰希瑪一期（ C-1 ） PSPSA研究的工程應用實踐（續）C2設計中PSA分析及應用2001年巴基斯坦頒布的PAK/909及PAK/911規定，核電廠建造和裝料許可必須提交PSA分析報告并通過PNRA審評；C2合同對初步設

36、計、施工設計階段PSA分析及應用作出相應規定：分別遞交初步及最終PSA分析報告，并給出基于PSA的設計改進項；在C2設計中，PSA作為設計工具，得到充分應用，PSA分析反饋成為C2設計工作的重要組成部分；巴基斯坦可能是世界上第一個將PSA納入核電廠許可證條件的國家；C2則是世界上第一個將PSA分析報告納入取證條件的新建核電廠。PSA研究的工程應用實踐（續）C2設計中PSA分析及應用20PSA研究的工程應用實踐（續）C2設計中PSA分析及應用C2高壓安注系統設計改進 高壓安注系統與噴淋系統設置了一條公用的小流量回流管，該管的設置有2種方案：原來的設計：管上設置兩臺串聯的常開電動隔離閥V31A、B

37、（C-1的設計）；改進設計：管上設置四臺常開電動隔離閥V31A、B、C、D，其中V31A、C串聯，V31B、D串聯，然后再兩兩并聯（C-2目前的設計）。重要廠用水系統設計改進原來的設計：當運行中的冷卻塔風機出現故障時，沒有明確的報警信號；所有的風機的啟動都是手動的。改進設計：增加風機失效的報警裝置；泵與風機連鎖啟動。PSA研究的工程應用實踐（續）C2設計中PSA分析及應用C2PSA研究的工程應用實踐（續）C2設計中PSA分析及應用C2 PSA敏感性分析及改進建議化容系統往復式上充泵敏感性分析主給水調節閥敏感性分析輔助給水系統止回閥敏感性分析主壓縮機電源母線接線設計改進主泵軸封的材料對其可靠性的

38、影響從其它電廠引進電源的敏感性分析PSA研究的工程應用實踐（續）C2設計中PSA分析及應用C2PSA研究的工程應用實踐（續）C2設計中PSA分析及應用有關C2的PSA科研C2內部事件一級PSA為開展PSA新領域的科研提供了很好的基礎。結合我院原國防科工委的科研，對C2進行二級PSA，使C2具備完整的一、二級PSA成果，2008通過國家核電組織的成果鑒定，該成果得到了業界的普遍認可，獲得2011年度中國核能行業協會科學技術二等獎；還獲得上海市科學進步三等獎；內部火災PSA研究（NUREG/CR-6850）內部水淹PSA研究；“C-2內部火災和水淹分析及其應用”獲得2011年度中國核能行業協會科學

39、技術二等獎；低功率停堆PSA研究。2011年已通過中國核能行業協會的成果鑒定。PSA研究的工程應用實踐（續）C2設計中PSA分析及應用有關目 錄PSA的一般概念安全當局與業主的要求核電廠兩種安全分析方法的比較核電廠PSA的內容概述PSA分析軟件PSA研究的工程應用實踐AP1000 PSA簡介AP1000 技術消化吸收再創新PSA和其他專業的關系目 錄PSA的一般概念AP1000 PSA簡介概述AP1000 PSA是以AP600 PSA（始于1987年）為基礎，結合AP1000的一些設計改進而建立起來的；AP1000在設計過程中連續應用PSA技術，對電廠風險進行評價以優化電廠安全，使得電廠最終設

40、計的整體安全水平超過設計目標。目標評價AP1000響應瞬態和事故的能力；滿足NRC的管理要求；論證設計滿足CDF和LRF的安全目標；論證PSA模型與AP1000的設計配置和運行要求一致以及PSA方法論滿足URD的要求；AP1000 PSA簡介概述AP1000 PSA是以AP60AP1000 PSA簡介（續）目標（續）論證AP1000設計在人員干預方面薄弱環節少，敏感性不強；為設計過程提供輸入；論證滿足氫氣控制準則；作為事故管理程序的基礎。范圍內部事件一級、二級和三級PSA；內部事件敏感性、重要度和不確定性分析停堆風險評價外部事件風險評價。AP1000 PSA簡介（續）目標（續）論證AP1000

41、設計AP1000 PSA簡介（續）AP1000 PSA報告內部事件一級PSA內部事件二級PSA內部事件三級PSA內部事件不確定性、重要度和敏感性分析低功率和停堆風險分析（一級）外部事件風險分析內部始發事件分析事件樹與成功準則分析系統分析共因和人因分析數據分析事件樹定量化和CDF計算嚴重事故現象分析安全殼事件樹及其成功準則裂變產物釋放和源項分析廠外劑量評價內部水淹內部火災地震裕量分析其他外部事件分析安全殼失效概率和LRF計算AP1000 PSA簡介（續）AP1000 PSA報告內部事AP1000 PSA簡介（續） 始發事件分析 2&3 事件樹分析和成功準則 4&6 系統分析(故障樹) 5，7-2

42、8 共因失效分析 29 人因可靠性分析 30 數據分析 32 定量化計算 (CDF) 31，33 嚴重事故分析 34-44內容對應PSA章節AP1000 PSA簡介（續） 始發事件分析 AP1000 PSA簡介（續）內容對應PSA章節 裂變產物源項 45 廠外劑量風險評價 49 重要度、敏感性和不確定性分析 50&51 停堆評價 54 地震裕量評價 55 內部火災和水淹評價 56&57 其它外部事件評價 58 結果分析和主要見解 59其中有5個章節號留空，即：46-48、52、53未使用。AP1000 PSA簡介（續）內容對應PSA章節 裂變AP1000 PSA簡介（續）方法論始發事件和事件樹

43、分析確定一套完整的始發事件清單。包括對PWR運行經驗、對以往的PSA和對AP1000電廠特性的考慮的審查。對于每個始發事件類別，均構建一棵事件樹以模化可能的事故序列。成功準則采用MAPP4、NOTRUMP和其他程序進行大量分析來確定始發事件發生后緩解系統的成功準則。系統分析對預防或緩解嚴重事故有貢獻的安全相關和非安全相關的前沿系統和支持系統進行定性分析，并構建系統故障樹。該分析確定了每個系統中的各個部件的重要度。 人員可靠性分析進行詳細的人員可靠性分析，著重評估單個操縱員的決策對多個系統的影響。AP1000 PSA簡介（續）方法論始發事件和事件樹分析AP1000 PSA簡介（續）方法論（續）共

44、因失效分析分析識別和模化相關性（共因失效），包括系統內部和位于相似環境中使用相似部件的多個系統之間的相關性。嚴重事故分析采用MAPP4程序進行分析來研究嚴重事故序列進程并定義放射性核素源項。劑量評估計算各種裂變產物釋放類別的廠址邊界劑量。氫氣控制分析使用MAPP4程序進行分析論證氫氣點火器的有效性。停堆評價評價低功率和停堆工況下堆芯損傷頻率。AP1000 PSA簡介（續）方法論（續）共因失效分析分AP1000 PSA簡介（續）方法論（續）火災和水淹評價通過內部火災和內部水淹風險評價評估電廠的潛在薄弱環節。抗震裕度評價使用抗震裕度方法來識別潛在的地震薄弱環節，并評價超設計安全停堆地震的裕度。結果

45、匯總通過綜合堆芯損傷分析、嚴重事故分析和劑量分析結果來獲得超出某個水平的廠址邊界劑量頻率。結果AP1000核電廠總CDF和LRF滿足NRC的安全目標，且有非常顯著的裕量。這些頻率與現有運行的典型PWR的相應頻率值相比，約低兩個量級。AP1000 PSA簡介（續）方法論（續）火災和水淹評價目 錄PSA的一般概念安全當局與業主的要求核電廠兩種安全分析方法的比較核電廠PSA的內容概述PSA分析軟件PSA研究的工程應用實踐AP1000 PSA簡介AP1000 技術消化吸收再創新PSA和其他專業的關系目 錄PSA的一般概念AP1000 技術消化吸收再創新從2007年初開始AP1000技術消化吸收工作，支

46、持三門、海陽核電廠1&2號機組初步安全分析報告，（包括根據西屋公司的輸入匯編PSAR報告，國家核安全局審評問題與西屋的溝通交流，審評問題西屋答復的翻譯、審評對話的參與、對話工作單的翻譯等）；TP3課堂培訓；全面開展AP1000后續機組PSA的建模與報告編寫；在消化AP1000PSA報告的基礎上，自主建立后續機組的PSA模型，對每一份PSA分報告，不僅力求恢復AP1000 PSA的內容，而且要弄清搞懂技術。AP1000 技術消化吸收再創新從2007年初開始AP100AP1000 技術消化吸收再創新（續）2010年5月10日14日，及6月28日7月2日，兩次邀請美國ABS公司的PSA專家Mr Ja

47、mes.C.L進行AP1000PSA技術咨詢與交流；2010年7月，策劃非能動核電廠自主化PSA，并開始自主化研究工作；2011年5月10日，三門核電一期業主同意采用我院自主化PSA的分析成果，正式委托我院結合三門電廠施工設計和廠址特征開展相應的PSA分析，7月20日我院正式啟動三門核電一期FSAR的PSA及火災危害性分析。AP1000 技術消化吸收再創新（續）2010年5月10日AP1000 技術消化吸收再創新（續）2012年3月 完成CAP1400的初步設計階段的PSAAP1000 技術消化吸收再創新（續）2012年3月CAP1400PSA總體情況概述技術目標應盡可能滿足RG1.200的要求滿足適用的ASME標準解決依托項目PSAR階段PSA審評遺留問題方法以AP1000PSA所采用的，仍適用于CAP1400的PSA方法為基礎，結合最新的PSA分析方法工具故障樹和事件樹建模定量化工具RISKSPECTRUM內部水淹水位計算工具IFA火災現象建模工具FDTs、CFAST、FDS系統或電廠HCLPF值計算工具MCSHCLPF用于熱工水力支持性計算的系列熱工程序MAAP/NOTRUMP等CAP1400PSA總體情況概述技術目標應盡可能滿足RG1.CAP1400