確定(quèdìng)論方法概率論方法第四章核電廠的安全(ānquán)評價精品資料為什么要進行核電廠安全(ānquán)分析？核電廠特有的核安全問題：潛在的放射性正常運行情況下核電廠不會顯著地釋放出放射性物質，但在某些事故工況下有可能發生放射性物質大量釋放，從而(cóngér)造成對核電廠工作人員及周圍公眾的放射性危害。因此核電廠事故分析就是為了顯示核電廠在事故情況下對公眾的放射性危害是有控制的、是符合國家有關法規要求的。精品資料為什么要進行(jìnxíng)核電廠安全分析？事故情況下專設安全(ānquán)系統的有效性。為了防止這樣的放射性釋放事件發生，以及減小事件發生后的后果，在核電廠的設計中采用了縱深防御的概念來對事故進行設防，特別是設置了專設安全(ānquán)系統。精品資料為什么要進行核電廠安全(ānquán)分析？表明電廠的安全性。根據核安全法規，每個核設施的業主都必須在建造、裝料和運行之前，向國家核安全局提交安全分析報告，安全分析報告中的一項重要內容(nèiróng)就是事故分析。精品資料確定了核電廠的安全目標后，必須要有方法(fāngfǎ)對核電廠的設計進行評價，以確定是否滿足了安全目標。目前對核電廠安全評價的方法(fāngfǎ)主要分為確定論方法(fāngfǎ)和概率論方法(fāngfǎ)。核安全評價(píngjià)方法精品資料定性安全(ānquán)目標：定性安全(ānquán)目標的落實由一系列法規、標準和規范所確定的具體要求來實現，即確定論方法。定量安全(ānquán)目標：用概率論方法來檢驗核電廠的定量安全(ānquán)目標是否得到滿足。核安全評價(píngjià)方法精品資料核電廠安全(ānquán)分析的方法1、確定(quèdìng)論安全分析(DeterministicMethods)2、概率安全分析(PSA-ProbabilisticSafetyAssessment)(PRA-ProbabilisticRiskAssessment)精品資料概率(gàilǜ)安全分析（PSA/PRA）可接受的風險概念研究事故發生的概率(gàilǜ)（數學期望值）事件樹和故障樹的方法根據PSA結果，找出設計中的薄弱環節并加于改進確定論的補充可信不可信事故

概率風險可接受的風險精品資料確定論安全設計與評價(píngjià)的基本思想在同一概率水平下，選擇一組最大的可信的基準事故，設計若能抵御這些(zhèxiē)基準事故，必能抵御其它低于設計基準的事故，核電站的核安全可得到確實的保證，超過基準事故的事故，被認為是不可能發生地。大破口VS小破口熱端斷裂VS冷端斷裂反應性引入卡泵精品資料確定(quèdìng)論安全設計與分析方法1核動力裝置運行工況與運行極限2縱深防御的基本安全原則3單一故障準則及其應用4預防意外侵害的措施5設計(shèjì)基準事故準則——核電廠安全設計(shèjì)準則6確定論安全分析概述7確定論基本分析邏輯精品資料確定(quèdìng)論核安全分析主要內容1.確定事故(件)發生的概率等級2.在每個概率等級下確定一組設計基準事故3.確定核安全對策與設計準則4.針對每一個概率等級的設計基準事故進行核電站保護(bǎohù)系統與專有安全設施的設計5.對設計基準事故發生后的電站響應與核安全性進行評價6.核電站設計與核安全評價結論提交核安全管理部門審查精品資料4.1核動力運行(yùnxíng)工況與運行(yùnxíng)極限核安全分析事故分析——研究核電廠在故障工況下的行為，是核電廠安全分析的一個重要組成部分，也是核電廠設計(shèjì)和許可證申請程序中的重要步驟。運行工況分類?安全限值?精品資料4.1核動力運行(yùnxíng)工況與運行(yùnxíng)極限1.運行(yùnxíng)工況分類

美國標準學會(1970年)根據對核電廠運行工況所作分析,按反應堆事故：事故出現預計概率事故可能放射性后果四類運行工況精品資料4.1核動力運行(yùnxíng)工況與運行(yùnxíng)極限1.運行(yùnxíng)工況分類工況Ⅰ——正常運行和運行瞬變

1、正常啟動、停閉和穩態運行

2、帶有允許偏差的極限運行

3、運行瞬變

工況較頻繁，毋需停堆；控制系統進行調節，使核電廠重新穩定運行。精品資料4.1核動力運行(yùnxíng)工況與運行(yùnxíng)極限1.運行(yùnxíng)工況分類工況——Ⅱ中等頻率事件（預期運行事件）預計出現的一次或數次偏離正常運行的所有運行過程；包括在試驗運行和壽期以中等頻率發生的事件：控制棒組件誤提出、失去正常給水等。

只能使反應堆停堆，不會導致事故（燃料元件損壞，一、二回路系統超壓等）。采取正確的措施后能很快排除故障，恢復功能。精品資料4.1核動力運行(yùnxíng)工況與運行(yùnxíng)極限1.運行(yùnxíng)工況分類工況——Ⅲ稀有事故（事故工況）

在核電廠壽期內極少出現（10-4～3×10-2次/堆·年）的事故：一回路管道小破口、二回路管道小破口、蒸汽發生器傳熱管破裂等。

專設安全設施投入工作，防止或限制對環境的輻射危害。確保反應堆結構完整性，燃料元件損壞不得超過規定值。精品資料4.1核動力運行(yùnxíng)工況與運行(yùnxíng)極限1.運行(yùnxíng)工況分類工況——Ⅳ極限事故（嚴重事故工況）

在核電廠壽期內發生概率很低（10-6～10-4次/堆·年）的后果嚴重的假想事故：一回系統主管道大破口、彈棒事故等。一旦發生會釋放大量放射性物質。

專設安全設施的投入應能保證一回路壓力邊界的完整性、反應堆安全停閉，并對事故后果加以控制。精品資料四類運行(yùnxíng)工況及其安全準則精品資料4.1核動力運行(yùnxíng)工況與運行(yùnxíng)極限２.運行(yùnxíng)限值

為保證核電廠的安全運行，經國家核安全部門批準的，用以確定參數限值、設備功能和性能以及人員水平等的整套規定。

例：為確保第一道安全屏障完整性，從熱工角度出發，大亞灣核電站的安全限值：

DNBR>1.22

線功率密度≤590W/cm

升降溫速率≤56℃/h

穩壓器升、降溫速率≤112

℃/h等以確保第一道屏障的完整性精品資料需作安全(ānquán)分析的事故精品資料4.2縱深防御(fángyù)的基本安全原則縱深防御(fángyù)原則（DefenseinDepth）縱深防御

多道屏障+縱深防御措施設計提供一系列多層次的防御，用以防止事故并在未能防止事故時保證提供適當的保護。設置一系列的實體屏障，以包容規定區域的放射性物質。精品資料4.2縱深防御(fángyù)的基本安全原則多道屏障(píngzhàng)精品資料4.2縱深防御(fángyù)的基本安全原則燃料芯塊及包殼：低富集度UO2燒結成芯塊，疊裝在鋯合金包殼管內，兩端封焊。設計時，假定有1%的包殼破裂和1%的裂變產物會從包殼逸出。美國統計(tǒngjì)，正常運行時實際最大破損率為0.06%。第一道屏障<2%<1%精品資料4.2縱深防御(fángyù)的基本安全原則第二道屏障(píngzhàng)

一回路壓力邊界：由反應堆容器和冷卻劑環路組成，包括蒸汽發生器傳熱管、泵、穩壓器和連接管道。

材料選擇：不銹鋼；鎳基合金；

制造：反應堆壓力容器焊縫；

運行：避免產生過大熱應力。精品資料4.2縱深(zòngshēn)防御的基本安全原則第三道屏障(píngzhàng)<0.1%/24h

安全殼（反應堆廠房）：將反應堆、冷卻劑系統主要設備和主管道包容在內。事故情況下阻止放射性裂變產物泄漏到環境中去，是確保居民安全的最后一道防線。此外也可保護重要設備免遭外來襲擊的破壞。

安全殼密封要求：0.1％/24h;定期貫穿件密封檢查，打壓試驗。精品資料4.2縱深(zòngshēn)防御的基本安全原則四道屏障一回路壓力邊界反應堆廠房（安全殼）燃料(ránliào)元件包殼燃料芯塊燃料元件包殼放射性物質包容。只有反應堆多道屏障同時遭到破壞，才會發生放射性大量釋放的事故。精品資料核電廠的縱深防御(fángyù)-預防第一層次防御的目的是：防止偏離正常運行和系統故障。必須建立一整套質量保證和安全標準。必須嚴格遵守質量標準、工程實踐經驗以及質量保證程序。保守地設計(shèjì)、建造、安裝、調試、維修和運行核動力廠。預防保護限制應對應急精品資料核電廠的縱深防御(fángyù)-保護第二層次防御的目的(mùdì)是：檢測和糾正偏離正常運行狀態，以防止預計運行事件升級為事故工況。設置在安全分析中確定的專用系統（控制保護系統、探測、儀表）。制定運行規程以防止或盡量減小這些假設始發事件所造成的損害。預防保護限制應對應急精品資料核電廠的縱深防御(fángyù)-限制第三層次防御的目的：制止預期運行事故和始發事件升級發展成嚴重事故，控制其后果。固有安全特性故障安全設計附加的設備和規程設置的專設安全設施能夠(nénggòu)將核動力廠首先引導到可控制狀態預防保護限制應對應急精品資料核電廠的縱深(zòngshēn)防御-應對第四層次防御的目的是：應付已超出設計基準(jīzhǔn)的嚴重事故，并保證放射性釋放保持在合理可行盡量低的水平。該層次最重要目的：保護包容功能。通過附加措施和規程防止事故發展。通過減輕所選定嚴重事故的后果，加上事故處置規程完成這個目標。預防保護限制應對應急精品資料核電廠的縱深防御(fángyù)-應急第五層次，即最后層次防御的目的是減輕事故(shìgù)工況下可能的放射性物質釋放后果，保護公眾。這個層次要求有適當裝備的應急控制中心，制定和實施廠內、廠外應急響應計劃。預防保護限制應對應急精品資料4.2縱深防御的基本安全(ānquán)原則五個層次(céngcì)防御相繼深入相互增援以確保核電廠的安全。預防保護限制應對應急精品資料4.3單一故障(gùzhàng)準則及其應用單一(dānyī)故障準則（Singlefailurecriterion）單一故障：導致某一部件不能執行其預定安全功能的隨機故障，包括由該故障引起的所有繼發故障。單一故障準則：滿足單一故障準則的設備組合，在其任何部位發生單一故障時仍能保持所賦予的功能。精品資料4.3單一故障準則(zhǔnzé)及其應用單一故障(gùzhàng)設計準則定期試驗維護檢修固有安全性原則獨立性原則失效安全原則多樣性原則冗余原則精品資料4.3單一故障(gùzhàng)準則及其應用冗余(rǒnɡyú)原則（RedundancyPrinciple）內容：設計中留有冗余度，即系統是雙重或多重配置的，單一部件的失效不會使整個系統失去功能作用：一套設備出現故障或失效是可承受的，不致于導致功能的喪失例：在某一特定功能可由任意兩臺泵完成之處，設置三臺或四臺泵。精品資料4.3單一故障(gùzhàng)準則及其應用冗余(rǒnɡyú)原則（RedundancyPrinciple）核電站大部分系統設置了二套或多套同樣的設備：安全殼噴淋系統：兩個獨立的系列組成自動控制系統：反應堆緊急停堆及專設安全設施的啟動均由兩列獨立而又相同的保護信號觸發與安全保護相關的探測器：物理量的探測采用：1/2，2/3，3/4邏輯，且分別用二路獨立電源供電精品資料4.3單一故障(gùzhàng)準則及其應用多樣性原則(yuánzé)（DiversityPrinciple）內容：應用于執行同一功能的多重系統或部件，即通過多重系統或部件中引入不同屬性來提高系統的可靠性。獲得不同屬性的方法：不同的工作原理不同的物理變量不同的運行條件不同制造廠的產品等。精品資料4.3單一(dānyī)故障準則及其應用失效安全(ānquán)原則（FailuretoSafetyPrinciple）在設計核電廠的安全重要系統和部件時，應盡可能貫徹故障安全原則，即系統或部件發生故障時，電廠應能在毋需任何觸發動作的情況下進入安全狀態。如：停堆控制系統，發生故障時反應堆即進入停堆狀態；如果閥門開的狀態為安全，則閥門故障時，自動保持在開的位置。

精品資料4.3單一(dānyī)故障準則及其應用獨立性原則(yuánzé)（IndependencyPrinciple）系統設計中通過功能隔離或實體隔離，各通道由獨立線路供給可靠儀表電源，實現系統布置和設計的獨立性。如：連接導線處于不同的電纜槽，通過不同的安全殼貫穿件等。不要把雞蛋都放在一個籃子里！精品資料4.3單一(dānyī)故障準則及其應用固有(gùyǒu)安全性原則InherentSafetyCharacteristic累積超過10000堆年的良好運行記錄。三哩島與切爾諾貝利事故的對比說明極其復雜的核電廠系統，其安全性取決于工程安全性。核電安全設計重要的是要充分采用固有安全性:負反應性溫度系數多普勒系數控制棒組件依靠重力插入堆芯的自然安全性非能動安全性等精品資料4.3單一故障(gùzhàng)準則及其應用在核電廠的壽期內對安全(ānquán)有關的重要構筑物、系統和部件進行標定、試驗、維護、修理、檢查或監測，以保證其執行功能的能力。定期試驗、維護、檢修原則精品資料4.4預防(yùfáng)意外侵害的措施1.地震2.飛機墜落3.工業環境4.水災5.火災6.高能量管道的破裂7.來自(láizì)于汽輪發電機組的飛射物確保在任何情況下都能有效地控制反應性、確保堆芯冷卻和包容放射性產物精品資料地震(dìzhèn)日本柏崎核電站是目前世界上最大的核電站，擁有7臺核電機組，總裝機容量820萬千瓦。電站位于新瀉縣柏崎市刈羽郡，隸屬于東京電力公司。核電站設計可以抵抗6.5級地震，但2007年7月16日該地區發生了里氏6.8級地震，運行的四臺機組自動停堆保護(bǎohù)發生作用，核電機組安全停堆精品資料火災(huǒzāi)中國江蘇連云港核電站：變壓器爆炸事故而引發的火災德國北部克呂梅爾核電站：變壓器起火日本島根核電站：廢棄物處理設施(shèshī)發生了一起火災精品資料高能量管道(guǎndào)的破裂日本關西電力公司所屬的位于福井縣的美濱核電站（位于東京以西約350公里(ɡōnɡlǐ)）3號機組渦輪室內發生蒸氣泄漏事故，造成4人死，7人傷的嚴重后果。精品資料水主泵主管道蒸汽反應性引入事故失流事故冷卻劑喪失事故蒸汽管道破裂事故給水管道破裂事故熱阱喪失事故汽輪機跳閘旁路閥門未打開SGTR4.5設計(shèjì)基準事故準則精品資料4.5設計基準事故(shìgù)準則設計基準事故（DBA）（最大可信事故）同一概率等級的所有事故序列中選擇的一個假想事故設計確保發生DBA時輻射計量低于規范允許值。確定論評價方法：基于縱深防御(fángyù)原則，以設計基準事故為基礎的安全評價方法。精品資料4.5設計基準(jīzhǔn)事故準則確定論分析法——電廠參量(cānliàng)保守值美國聯邦法規10CFR50附錄K中要求：功率——102%溫度——增或減2.20C主系統壓力——增或減0.21MPa保守的儀表與控制棒響應時間延遲不取用第一個停堆信號精品資料4.5設計(shèjì)基準事故準則確定論分析法——熱工水力學定性設計(shèjì)準則正常運行和運行瞬變工況下預計不發生燃料損傷；事故后反應堆可以轉入安全狀態，只有一小部分燃料元件受損，事故中釋放出的放射性應當對公眾不構成威脅；在最嚴重事故引起的瞬變之后，反應堆可以轉入安全狀態，且堆芯結構能維持次臨界和可接受的冷卻特性。精品資料4.5設計(shèjì)基準事故準則確定論分析法——定量驗收(yànshōu)準則燃料芯塊的最高溫度不超過2260℃;燃料線功率不超過59kW/m(堆芯熱點因子不大于3.3)；DNBR（應用W-3公式），不得小于1.3；燃料元件包殼外壁面溫度不超過425℃；針對I、II類工況：精品資料包殼最高溫度不超過1204℃(2200℉)包殼局部最大氧化量不超過反應前包殼總厚度17%包殼氧化產氫量不超過假設所有鋯與水反應性總釋放量的1%堆芯必須保持可冷卻的幾何形狀必須保證事故(shìgù)后排出衰變熱的長期冷卻能力針對(zhēnduì)IV類工況：精品資料4.5設計基準事故(shìgù)準則確定論評價方法的不足事故界限“分明”：人為地將事故劃分(huàfēn)為“可信”與“不可信”。所考慮的事故工況或多或少有人為假設的因素，而沒有考慮事故發生的概率有多大以及操縱人員干預所造成的后果。精品資料數學(shùxué)物理模型+數值分析程序4.6確定(quèdìng)論安全分析概述運行瞬態+事故（設計基準事故）評價模型(Evaluationmodel,EM)程序；最佳估計(BestEvaluation,BE)程序。精品資料基本(jīběn)方程質量守恒方程： 動量(dòngliàng)守恒方程：

能量守恒方程： 精品資料Relap5:二回路(huílù)節塊圖精品資料確定一組設計基準事故；選擇特定事故下安全系統的最大不利后果的單一故障；確認分析所用的模型和電廠參量都是保守的；將最終(zuìzhōnɡ)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。4.7確定論基本分析(fēnxī)邏輯導致某一部件不能執行其預定安全功能的隨機故障，包括由該故障引起的所有繼發故障。精品資料分析中采用的兩條基本(jīběn)假設：被調用的安全系統失去部分設計能力（單一故障假設）；操縱員在事故(shìgù)后短期內不作任何干預。精品資料其它四個附加的補充(bǔchōng)保守假定：事故(shìgù)同時合并失去廠外電源（表4.7）；反應性最大的一組控制棒卡在全提棒位置不能下插；分析中只考慮安全相關設備，不計及非安全設備的緩解功能；必要時考慮合并不利的外部條件。動用一切可能去設法證明其是不安全的，如果失敗了，那么這個堆就是安全的！精品資料回顧(huígù)：確定論評價(píngjià)方法基本思想是根據縱深防御的原則：反應堆設計得盡可能安全可靠（安全裕量）設置多重專設安全設施，將假想事故后果減至最輕程度以設計基準事故為基礎進行安全評價，包括：設計基準事故內，安全系統按要求行使功能時主系統行為設計基準事故以外的嚴重事故分析通過能模擬事故發展進程的安全分析程序的計算，確信安全設施能防范假想事故。精品資料概率(gàilǜ)安全分析1核事故分類與國際核事件分級表2概率安全評價（PSA）3事件樹分析法4故障樹分析法5事故序列分析6核電廠安全性兩種評價方法(fāngfǎ)的比較精品資料概述(ɡàishù)Prof.RasmussenWASH-1400報告(bàogào)概率安全評價基本思想1選擇一組始發事件；2始發事件發生后系統或人員響應；3確定事件的成功判據；4故障樹與統計分析，確定各事件發生概率；5每個始發事件發生產生的風險及總風險；6各事件對風險的貢獻，發現薄弱環節，提出改進意見。始發事件：在設計時確定的能導致預計運行事件或事故工況的事件。精品資料1核事故分類(fēnlèi)與國際核事件分級表１、事故(shìgù)分類方法

為了確保核電廠安全，規定對工況Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ的事故要作詳細的安全分析計算，給出定量結果并評定是否滿足規范和標準要求（表3-1）。核電廠事故分析涉及反應堆物理、熱工、控制、結構、屏蔽及劑量防護等，范圍很廣。

沒有流體流失的事故，主要指一般的瞬變。如反應性引入事故、失流事故等以損失一回路或二回路流體為特征的管道破裂事故。如給水管道破裂事故、失水事故等精品資料２、典型始發事故；8類，輕水壓水堆核電站47種美國核管會1975年《輕水堆核電廠安全分析報告標準格式及內容(nèiróng)》（1）、二回路系統排熱增加（5種）（2）、二回路系統排熱減少（8種）（3）、反應堆冷卻劑系統流量減少（4種）（4）、反應性與功率分布異常（9種）（5）、反應堆冷卻劑裝量增加（3種）（6）、反應堆冷卻劑裝量減少（6種）（7）、系統或設備的放射性釋放（5種）（8）、未能緊急停堆的預期瞬變ATWS（7種）核電廠設計部門須針對這47種典型始發事故，對所設計的核電廠進行詳細計算分析，并證明所設計的核電廠能滿足有關的安全(ānquán)標準。1核事故分類與國際核事件分級表精品資料2核事故分類(fēnlèi)我國的核電站事故(shìgù)分類（HAF102）正常運行預計運行事件設計基準事故嚴重事故（1）沒有明確地考慮作為設計基準事故，但可為設計基準事故所涵蓋的那些事故工況。（2）沒有造成堆芯明顯惡化的超設計基準事故。事故管理核動力廠在規定的運行限值和條件范圍內的運行。在核動力廠運行壽期內預計至少發生一次的偏離正常運行的各種運行過程；由于設計中已采取相應措施，這類事件不至于引起安全重要物項的嚴重損壞，也不至于導致事故工況。核動力廠按確定的設計準則在設計中采取了針對性措施的那些事故工況，并且該事故中燃料的損壞和放射性物質的釋放保持在管理限值以內。嚴重性超過設計基準事故并造成堆芯明顯惡化的事故工況。精品資料★嚴重事故——嚴重性超過設計基準事故，造成(zàochénɡ)堆芯嚴重損壞和熔化甚至安全殼也遭到損壞，進而可能導致放射性物質大量釋放到環境的一種事故，是一種超設計基準事故。★后果非常嚴重：給環境、公眾健康、經濟和社會心理造成(zàochénɡ)巨大影響。實踐證明：單純考慮設計基準事故，不考慮嚴重事故的防止和緩解，不足以保證工作人員、公眾和環境的安全。1核事故分類與國際核事件(shìjiàn)分級表精品資料《核電廠設計安全(ānquán)規定》HAF102國家核安全(ānquán)局核電廠運行狀態嚴重事故！1核事故分類與國際核事件(shìjiàn)分級表精品資料為了一規范化的統一用語向公眾快速通報核電廠所發生事件的嚴重程度而采用的工具。判別準則廠內影響(yǐngxiǎng)廠外影響(yǐngxiǎng)縱深防御功能的削弱1核事故分類與國際核事件(shìjiàn)分級表精品資料特大事故（Majoraccident）7嚴重事故（Seriousaccident）6跨廠事故（Accidentwithoff-siterisks）5廠內事故（Accidentmainlyininstallation）4嚴重故障（Seriousincident）3一般故障

（Incident）2異常事件（Abnormity）1事故故障切爾諾貝利三哩島1核事故分類與國際(guójì)核事件分級表精品資料安全上無嚴重性0等級一下偏離批準的功能范圍1異常情況具有潛在安全后果的一般故障2一般故障接近事故喪失縱深防御措施嚴重污染工作人員超劑量放射性少量釋放：公眾照射計量為規定限值的一小部分3嚴重故障堆芯部分損毀，嚴重影響工作人員的健康放射性少量釋放：公眾照射計量在規定限值數量級內4廠內事故堆芯嚴重損毀放射性少量釋放：部分實施就地應急計劃5跨廠事故放射性較大釋放：完全實施就地應急計劃6嚴重事故放射性大量釋放：廣泛的健康和環境影響7特大事故縱深防御消弱廠內影響廠外影響準則

等級說明等級(děngjí)表的基本邏輯1核事故分類與國際(guójì)核事件分級表精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）PSA是一種系統工程安全評價技術；可靠性評價技術、概率風險分析；早先，嘗試法——試驗、差錯、改進、再試驗，不斷使樣機完善化（緩慢、昂貴、危險的）；新思路70年代，PSA技術成功應用于航空航天部門(bùmén)；70年代中期，PSA首次被用于輕水堆安全分析，獲得巨大成功（WASH-1400報告）；三哩島核事故的整個發展過程在WASH-1400中已有明確預測。精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）人類生活在一個充滿風險(fēngxiǎn)的社會中地震臺風疾病曬太陽汽車火車炸藥戰爭睡覺社會不安定勞動科學探索精品資料事故的后果2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）概率安全評價法的概念隨機事件數學期望(qīwàng)風險風險的概念事故發生概率精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）例如(lìrú)1971年美國發生車禍約1.5×107起，每發生一起車禍平均損失300美元，每300起事故引起1人死亡。如果美國有2×108人，則平均個人死亡風險為：則因汽車事故造成的經濟損失為：則因汽車事故造成的死亡數為：精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）核電廠風險評價的主要任務識別潛在事故，尋找薄弱環節；計算放射性物質分布，確定(quèdìng)對周圍公眾與環境的影響；求出潛在核事故產生的總風險，并評估。精品資料三級PSA場外2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）二級PSA安全殼一級PSA堆芯PSA的三個等級(děngjí)精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）基本內容找出導致堆芯損壞的事故序列分析安全系統的工作性能和可靠性事故序列概率定量計算基本方法采用事件樹和故障樹技術對運行系統和安全系統進行可靠性分析目的幫助分析設計(shèjì)中的弱點指出防止堆芯損壞的途徑一級PSA堆芯精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）基本內容分析堆芯熔化物理過程和放射性物質在安全殼內的釋放、遷移研究安全殼在嚴重事故工況下的響應，安全殼失效模式估計放射性向環境的釋放目的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，對減緩(jiǎnhuǎn)事故后果的途徑和事故處理提出具體意見。安全殼反應堆壓力容器堆芯安全殼直接加熱堆芯熔融進展裂變產物微粒的行為氫氣爆炸熔融物/冷卻劑相互作用水蒸氣爆炸熔融物與混凝土相互作用精品資料三級PSA分析(fēnxī)基本內容核電廠廠外不同距離處放射性核素濃度隨時間變化結合二級PSA分析結果按公眾風險的概念確定放射性事故造成的廠外后果目的能夠對后果減緩措施的相對(xiāngduì)重要性作出分析，也能對應急響應計劃的制定提供支持。基本方法放射性微粒擴散遷移場外精品資料系統分析安全殼分析廠外后

果評價收集原始信息1形成事件樹外部事件分析2系統建模5事故序列定量分析物理過程分析放射性核素的釋放與輸運的分析放射性核素在環境中遷移和后果分析3人因可靠性和操作規程的分析4形成數據庫不確定性分析形成結果和解釋一級PSA研究結果二級PSA研究結果三級PSA研究結果核電廠概率(gàilǜ)安全分析程序精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）電廠設計、廠址和運行的信息；一般性數據和電廠具體數據；關于PSA方法的文件報告。一級PSA分析需要有：最終安全分析報告、管路系統圖、電氣系統圖和儀表系統圖；關于所研究系統的說明性資料；試驗、維修、運行以及審批規程(guīchéng)。這些信息是需要的，以便向分析人員提供一套盡可能完整的電廠設計和運行的文件報告。二級PSA分析所需要的附加信息包括：關于反應堆冷卻劑系統和安全殼更詳細的設計資料。安全殼結構設計的信息應包括它的尺寸、質量和材料。三級PSA分析需要：廠址處具體的氣象數據，以計算放射性核素在環境中的輸運問題。系統分析——初始信息收集精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）分析由始發事件與各系統成功或失效組合而形成的各種(ɡèzhǒnɡ)事故序列，包括：確定所要分析的各類始發事件，說明響應始發事件所涉及的系統或采取的行動；對每一始發事件或具有同一事件樹結構的一類始發事件形成各自的事件樹。系統分析——形成事件樹精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）對PSA中所涉及的電廠系統(xìtǒng)進行可靠性分析方法：可靠性框圖法；故障樹方法；馬爾可夫分析法；GO法等；頂事件底事件失效概率ORANDAND以故障樹為工具對系統故障進行評價的方法稱為故障樹分析法。(FaultTreeAnalysis,FTA）系統分析——系統建模精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）根據(gēnjù)對LER(執行申請者事件報告)的研究發現，在造成對環境有放射性釋放的事件中，40％以上是由于人員差錯違章或規程缺乏所造成的。系統分析——人因可靠性和操作規程的分析精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）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(miáohuì)所分析的外部事件序列，要建立一些附加的事件樹。系統分析——外部事件分析精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）事故序列定量分析需要有部件的數據庫。PSA中所使用的數據可以有兩個來源：現有的通用(tōngyòng)數據電廠運行所累積的特有數據7.5典型部件的失效率數據

系統分析——形成數據庫精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）根據始發事件(shìjiàn)的發生頻率和相應各電廠系統失效概率或人因可靠性，計算出事件(shìjiàn)樹中各事故序列的發生頻率。系統分析——事故序列定量分析精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）堆芯熔化事故將會引起堆芯、壓力容器、反應堆冷卻劑系統(xìtǒng)和安全殼內許多物理過程。已經發展了一些計算機程序來分析這些物理過程。其計算結果可幫助人們透徹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。安全殼分析——物理過程分析精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）安全殼分析(fēnxī)——放射性核素釋放和輸運分析(fēnxī)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，并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。

精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）廠外后果(hòuguǒ)評價——放射性遷移和后果(hòuguǒ)分析由安全殼分析提供的從安全殼釋放出的源項，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接受到的放射性劑量和造成的健康效應。最后給出核電廠放射性釋放造成的各種后果：早期死亡、晚期癌癥死亡和財產損失。

精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）廠外后果(hòuguǒ)評價——不確定性分析不管分析的范圍如何，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，都要考慮數據庫的不確定性、模型化時假設的不確定性以及分析的完整性。

精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）風險評價的基本步驟確定初因事件(shìjiàn)；事件(shìjiàn)樹與故障樹分析，確定發生概率；確定堆芯內和安全殼內放射性物質的沉積和遷移；確定向環境放射性物質的釋放量；對公眾與環境的影響評估。精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）3導致(dǎozhì)燃料熔化1一系列始發事故電廠瞬態運行2時序響應構成事故序列4一回開路破損，放射性釋放5安全殼破損，放射性釋放到環境6對環境與公眾的影響（1）確定初因事件；事故序列（2）故障與事件樹分析，計算發生概率；（3）計算安全殼內的放射性物質遷移；（4）向環境的釋放量計算；（5）對環境與公眾的影響評估；精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）pA×

pC1pA×

pE1管道(guǎndào)破裂（A）PARR裂變產物去除系統（D）CI安全殼完整性（E）ECI應急堆芯冷卻系統（C）EP電源（B）事故序列發生概率pi=0.11-pi≈1初因事件pA失效

pB1-pB成功

1–pC1pC11–pD1pD1pE11–pE11–pD31–pE71–pE3pE2pE3pE41–pE21–pE41–pE51–pE61–pE81–pC2pC21–pD2pD2pD31–pD4pD4pE5pE6pE7pE5pApA×

pD1×

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×

pD4精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）初因事件(shìjiàn)pA失效

pB1-pB成功

1–pC1pC11–pD1pD1pE11–pE11–pD2pD21–pE21–pE31–pE4pE2pE3pE4pApA×

pE1pA×

pD1×

pE2pA×

pC1pA×

pC1×

pE3pA×

pC2×

pD2pA×

pD1pA×

pB管道破裂（A）PARR裂變產物去除系統（D）CI安全殼完整性（E）ECI應急堆芯冷卻系統（C）EP電源（B）事故序列發生概率pi=0.11-pi≈1精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）事件序列(xùliè)風險總風險精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）始發事件(shìjiàn)的確定與分組始發事件是造成核電廠擾動并且有可能導致堆芯損壞的事件，它究竟能否造成堆芯損壞，依賴于核電廠各個緩解事故的系統是否能成功地運行。始發事件是建造事件樹的起始點。要求始發事件的確定應力求完善，需要有一份盡可能完備的始發事件清單。形成一個絕對完整的始發事件清單是非常困難的，只希望沒有被識別的始發事件對總風險的貢獻應是極小的。始發事件的確定方法：工程評價法和演繹分析法

精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）始發事件(shìjiàn)的分類始發事件的分類內部始發事件危害（內部的和外部的）內部始發事件包括：核電廠硬件失效由人誤或計算機軟件缺陷造成核電廠硬件的錯誤運行。外部危害（外部事件）是指若干個系統造成共同的極端環境條件的事件：地震洪水颶風飛機墜落等。內部危害包括內部水淹、火災飛射物撞擊。

精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）始發事件(shìjiàn)的確定方法實施PSA的第一步就是要產生一個需分析的始發事件（IE）清單，并對這些始發事件進行分組以便減輕事故序列模型化和定量化的工作量。始發事件的確定工程評價演繹法工程評價法就是根據核電廠的運行歷史和設計數據，并參照其他核電廠概率安全評價的經驗，經過工程判斷編制出始發事件的清單。演繹分析法是通過構造頂事件-底事件邏輯框圖，邏輯圖最低一層事件就是核電廠的始發事件。精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）演繹(yǎnyì)分析法精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）輕水堆始發事件(shìjiàn)分類一個核電廠的始發事件數量龐大，即便是對幾十個始發事件建立事件樹也是不現實的。按安全功能或者系統響應進行分組。同一組內的所有始發事件基本上具有相同的前沿系統成功準則，并且具有相同的特殊條件（對操縱員要求，核電廠自動響應），因而能夠利用相同的事件樹／故障樹分析進行模型化。冷卻劑喪失事故（LOCA）和瞬態兩大類需要反應堆降功率、停堆并隨后排出衰變余熱的所有事件。直接造成一回路壓力邊界喪失完整性的所有事件。精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）安全(ānquán)功能、前沿系統和支持系統

對每一個始發事件，必須確定為防止堆芯損壞所需要執行的安全功能。輕水堆內防止堆芯損壞的安全功能有：精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）安全功能、前沿(qiányán)系統和支持系統前沿系統：直接執行安全功能的系統。支持系統：為保證前沿系統正確執行功能所需的系統。精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）PSA研究(yánjiū)結果★核事故風險的大小:潛在核事故的后果遠小于人們的想象核事故的發生概率遠小于非核事故傷亡概率為非核事故的一萬倍！精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）PSA研究(yánjiū)結果

小破口失水事故2.6×10-545.5精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）PSA研究(yánjiū)結果

小破口失水事故5.7×10-566.54精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）PSA研究(yánjiū)結果概率分析研究結論:核電站的主要風險來自導致燃料熔化的事故，真正導致放射性釋放的潛在事故并不多；小破口失水事故及瞬態事故最易造成燃料熔化；人為失誤造成核事故的概率較高并往往加劇事故的嚴重性。精品資料3事件(shìjiàn)樹分析法事件(shìjiàn)樹分析法事件樹的概念及構造事件序列定量化事件樹模型化精品資料事件(shìjiàn)樹的概念及構造事件樹題頭：事件樹最上層是按順序(shùnxù)列出可能影響事故進程的一系列事件。在樹的分支點處，上分支表示系統成功，下分支表示系統失效。事件樹分析采用“兩態模型”：不是成功就是失效，結果偏于保守。事故序列：在事件樹表示的每一條途徑代表著一種事故狀態。它從特定的始發事件開始，導致一種電廠損壞狀態。3事件樹分析法精品資料事件(shìjiàn)序列定量化它表示始發事件I發生后，系統A和C成功，而系統B和D失效的一個事故序列(xùliè)。該事故序列(xùliè)的頻率可以用下式表示:始發事件I發生、系統A成功、系統B失效下系統C成功的份額事件序列頻率始發事件I的頻率始發事件I發生下系統A成功的份額始發事件I發生、系統A成功下系統B失效的份額始發事件I發生、系統A成功、系統B失效和系統C成功下系統D失效的份額每一事故序列頻率為始發事件頻率乘以分支點上的分支概率。故障樹方法3事件樹分析法精品資料事件樹模型(móxíng)化方法大事件樹-小故障樹法（顯示法）帶支持系統狀態的小故障樹法，或者帶有邊界條件的事件樹方法。所有支持系統的狀態將明顯地出現在事件樹題頭中，亦可考慮基本事件、人員操作。優點：在事件樹中反映了現有的相關性，與事件樹相關聯的故障樹規模不大；每個事故序列的發生頻率計算比較簡單，為響應各個分支概率的乘積。缺點：只有豐富經驗的專家經過精心處理(chǔlǐ)才可能在事件樹建立起正確的相關性；事件樹復雜程度迅速加大；故障樹的規模雖然變小，但故障樹的數目可能增加。3事件樹分析法精品資料事件樹模型(móxíng)化方法小事件樹-大故障樹法WASH-1400中使用的方法，美國NRC推薦(tuījiàn)使用方法。事件樹不包括支持系統，因此事件樹比較簡潔。對于支持系統，在前沿系統分析時應考慮，因而對前沿系統形成一顆大故障樹。3事件樹分析法精品資料小事件(shìjiàn)樹-大故障樹法題頭的選擇：按照對始發事件響應(xiǎngyìng)的時間順序來排列。（保護系統、高壓安注、高壓再循環等）。考慮系統功能上和硬件上的相互關系。如余熱排出系統可能需要安全殼噴淋系統的成功運行，所以，余熱排出系統的題頭應在安全殼噴淋系統之后。功能事件樹系統事件樹安全功能為題頭的事件樹。不是最終的產品，是一個中間步驟將前沿系統的狀態作為題頭3事件樹分析法精品資料大破口(pòkǒu)事件樹例事故(shìgù)進程3事件樹分析法精品資料大破口(pòkǒu)事件樹反應性控制，緊急停堆；安全殼噴淋系統動作，以降低安全殼壓力(COI)；一回路冷卻劑裝量的維持和堆芯余熱的導出，向堆芯注入應急(yìngjí)冷卻水(ECI)安全殼內熱量排出，安全殼再循環冷卻（COR）；堆芯再循環冷卻(ECR)，進入堆芯再循環冷卻階段。安全功能分析WASH-1400報告中大LOCA功能事件樹精品資料大破口(pòkǒu)事件樹精品資料大破口(pòkǒu)事件樹系統間相互(xiānghù)關系的分析系統事件樹安注箱注入失效，認為堆芯已經熔化；安全殼噴淋系統出現故障，則不考慮安全注射系統再循環運行：此時地坑水得不到冷卻；如果低壓安全注射在直接階段失效，再循環運行已不起作用，堆芯已經熔化。精品資料故障樹分析(FTA)技術是美國貝爾電報公司的電話實驗室于1962年開發的，它采用邏輯的方法，形象地進行危險的分析工作(gōngzuò)，特點是直觀、明了，思路清晰，邏輯性強，可以做定性分析，也可以做定量分析。體現了以系統工程方法研究安全問題的系統性、準確性和預測性。4故障(gùzhàng)樹分析法精品資料泰坦尼克海難(hǎinán)海難(hǎinán)后果船體鋼材不適應海水低溫環境，造成船體裂紋觀察員、駕駛員失誤，造成船體與冰山相撞船上的救生設備不足，使大多數落水者被凍死距其僅20海里的California號無線電通訊設備處于關閉狀態，無法收到求救信號，不能及時救援頂事件邏輯門

中間事件精品資料4故障(gùzhàng)樹分析法故障(gùzhàng)樹分析—WHY？Pi確定事件樹重要要素：系統的成功或失效？系統可能沒有建成（嶄新的系統），無可供使用的數據不希望為獲得數據而產生不希望的后果（破壞性試驗）；冗余技術的使用使系統可靠性很高，整個系統失效是件稀有事件，無法根據經驗直接確定系統可靠性，而部件的失效數據可能是容易解決的。需要采用有效的系統模型方法，以便根據部件失效數據來預測系統的可靠性。精品資料故障(gùzhàng)樹分析故障樹分析的概念把系統最不希望發生的狀態作為系統故障的分析目標，然后尋找直接導致(dǎozhì)這一狀態發生的全部因素，跟蹤追擊找出造成下一級事件發生的全部直接因素，直到毋需再深究其發生的因素為止。通過分析找出出現不希望狀態的所有可信途徑。這個最不希望發生的事件——頂事件；毋需再深究的事件——底事件；介于頂事件與底事件之間的一切事件——中間事件。用適當的邏輯門把頂事件、中間事件和底事件連接成樹形圖，這種樹形圖就稱為“故障樹”（FaultTree,FT）。以故障樹為工具對系統故障進行評價的方法稱為故障樹分析法（FTA）。4故障樹分析法精品資料故障樹分析(fēnxī)步驟定義頂事件和邊界條件，確定成功準則建造故障樹對故障樹簡化或模塊化定性分析定量分析是故障樹分析最為關鍵的一步，是定量分析(dìngliàngfēnxī)的基礎。4故障樹分析法精品資料故障樹分析(fēnxī)常用符號4故障(gùzhàng)樹分析法精品資料故障(gùzhàng)樹的建造規則明確建樹的邊界條件并形成簡化系統(xìtǒng)圖嚴格定義頂事件FMEA分析（失效模式與影響分析）找出部件失效模式和造成的影響試驗、維修和人因相關性故障樹的層次結構事件的命名和描述部件失效模式可分為3類：需求失效；貯備失效；運行失效采用一種標準化格式來對故障樹中基本事件進行編碼命名是極為重要的，必須與所選用的計算機程序匹配，應清楚地說明：部件失效模式、部件標識和類型、部件所處的系統、部件的電廠編碼在用故障樹分析法計算事件樹中支點的分支概率時，通常由系統在事件樹中的成功準則來規定頂事件。有時一個系統在不同的事故始發事件下必須采用不同的成功準則一顆故障樹能建得過大。為了減小樹的規模和突出重點，應在FMEA分析的基礎上，舍去那些不重要的部件，從系統圖的主要邏輯關系形成一個等效的簡化系統圖，然后從簡化系統圖出發進行建樹。4故障樹分析法精品資料故障(gùzhàng)樹建造例一反應堆壓力保護(bǎohù)系統圖，試畫出該系統的故障樹該系統是一個由三個輸入通道組成的3取2系統，其正常的功能是當3個輸入通道中有2個通道的壓力信號超出容許的范圍時，則輸出通道有信號輸出，反應堆就停閉。反之，該系統故障。因此把反應堆壓力保護系統故障選為頂事件。4故障樹分析法精品資料反應堆壓力(yālì)保護系統建樹過程超壓停堆失效(shīxiào)OR輸入通道故障輸出通道故障通道A和B故障通道B和C故障通道A和C故障邏輯門

A故障邏輯門

B故障通道A故障通道B故障通道C故障壓力敏

感元件

C故障壓力變

送器C

故障定值器

C故障壓力敏

感元件

A故障壓力變

送器A

故障定值器

A故障壓力敏

感元件

B故障壓力變

送器B

故障定值器

B故障準底事件x1x2x3x4x5精品資料（待發展(fāzhǎn)事件x1，x2，x3）TopOR輸入通道故障輸出通道故障通道A和B故障通道B和C故障通道A和C故障x4x5x1x2x1x3x2x3H1H2H3H4H5H6反應堆壓力(yālì)保護系統故障樹精品資料故障(gùzhàng)樹建造例二簡化的應急堆芯冷卻系統如下圖示。該系統投入由安注信號觸發，安注信號將向安注泵及有關(yǒuguān)閥門發出4故障樹分析法精品資料精品資料精品資料邏輯或門事件邏輯與門失去工程(gōngchéng)安全電源的故障樹失去直流電源失去交流電源失去工程安全電源的事故失去廠內交流電源失去外電源4故障(gùzhàng)樹分析法精品資料故障(gùzhàng)樹的定性分析目的：尋找導致頂事件發生的基本事件或基本事件的組合，識別導致頂事件發生的所有失效模式，進而(jìnér)決定系統或單元的薄弱環節，以便在設計中采取措施，實現設計最優化。定性分析工作包括以下三個方面的內容：首先對建立起來的故障樹進行規范化處理，將非規范化的邏輯門或事件等效變換為規范化的邏輯門或事件，使建造出來的故障樹僅含基本事件、結果事件以及與、或、非三種邏輯門的故障樹；然后對故障樹進行簡化和模塊化處理，以減小故障樹規模，節省處理工作量；最后采用故障樹算法（上行法或下行法）對故障樹處理，并按布爾代數規則進行化簡吸收求得全部最小割集。4故障樹分析法精品資料故障(gùzhàng)樹的結構函數故障樹中每個事件所處的狀態只有(zhǐyǒu)成功或失效兩種狀態，布爾變量，故障樹中的邏輯關系表示成布爾表示式。故障樹系根據全部底事件由邏輯關系連接而成，通過運用布爾函數的運算法則求出故障樹的數學表達式底事件可定義：事件可定義為：

為故障樹的結構函數，反映了系統和單元之間的功能關系。若能求得系統的結構函數，則系統和單元之間的好壞關系也就完全清楚了。

4故障樹分析法精品資料或門該系統結構函數(hánshù)為：一個系統，如果至少一個部件故障(gùzhàng)即可導致整個系統故障(gùzhàng)，或者說全體部件都正常，系統才正常，這樣的系統就叫做串聯系統。4故障樹分析法精品資料與門該系統結構函數(hánshù)為：n個部件構成的系統，若至少一個部件正常，系統即正常，或者必須(bìxū)n個部件都故障系統才故障，這樣的系統就叫做n部件并聯系統。4故障樹分析法精品資料反應堆壓力(yālì)保護系統的故障樹如圖，求其結構函數。4故障(gùzhàng)樹分析法精品資料解：該故障(gùzhàng)樹由“與門”和“或門”混合組成的，其結構函數為：=H4H5H6+H3=(x1+x2)(x1+x3)(x2+x3)+x4x5寫出如圖所示故障(gùzhàng)樹的結構函數4故障樹分析法精品資料割集是故障樹底事件集合的一個子集合，如果該子集的所有這些底事件發生，則頂事件必定發生。割集是導致頂事件發生的底事件的集合。最小割集是割集集合的一個子集，是底事件數量不能再減少的割集。最小割集就是引起頂事件發生的底事件的最低限度的集合。最小割集的階數：最小割集中所含底事件數目。一個最小割集代表系統發生故障的一種模式(móshì)，而全部最小割集的集合就代表系統的全部故障模式(móshì)。割集與最小割集最小割集的求法？4故障(gùzhàng)樹分析法精品資料求最小割集的方法：上行法：從底事件開始，由下向上逐步(zhúbù)將頂事件展為底事件的積之和的形式，經過吸收得到全部最小割集。下行法（Fussell法）：從頂事件開始，由上而下逐步(zhúbù)將頂事件展為底事件的積之和的形式，經過吸收得到全部最小割集。逐步(zhúbù)代入法。4故障(gùzhàng)樹分析法精品資料4故障(gùzhàng)樹分析法精品資料該法的特點是從故障樹最下面一級的復合事件開始。如果(rúguǒ)復合事件與底事件間是用邏輯“與門”聯結的，則為“交”運算；如果(rúguǒ)是用邏輯“或門”聯結的，則為“并”運算。按類似的方法逐步往上進行，直至頂事件展成底事件的積之和形式為止，故該法又稱上行法。上行(shàngxíng)法（Semanderes算法）4故障樹分析法精品資料用上行(shàngxíng)法求圖示的最小割集利用等冪律：4故障(gùzhàng)樹分析法于是得到五個割集為：利用吸收律進行處理，可得最小割集：精品資料Fussell方法是從頂事件開始的，由上往下逐級展開，順序地把上—級事件置換成下一級事件。在逐級展開過程中，遇到“與門”時，可將其下面緊接著的所有輸入事件都排在同一行中，增加每一項中的元素；遇到“或門”時，可把它下面的每個輸入都單獨(dāndú)排一行，在同一列中，增加的是項。這樣直到底事件為止。下行(xiàxíng)法（Fussell算法）4故障樹分析法精品資料用下行(xiàxíng)法（Fussell算法）求最小割集TH2H1H3H1H2H3置換或門45H2置換與門X4X5H4H5H6置換與門X4X5H4H5H6X1H5H612置換或門X2H5H6X4X5X1X3H613置換或門X1X1H6X2X1H6X2X3H6X4X5X2X3X3X1X1X323X2X1X2BICSX1X1X2X1X3X2X1X3X3X2X1X3X2X3X2X4X5X1X3X1X3X1X2X3X2X3等冪X1X2X1X2X3X1X2X2X3X4X5OR展開(zhǎnkāi)項AND每項的元素集輸入置換輸出