復(fù)習(xí)：故障樹定性、定量分析故障樹分析步驟定義頂事件和邊界條件建造故障樹對故障樹簡化或模塊化定性分析定量分析建造故障樹求最小割集上行法布爾表達(dá)式帶入法最小割集：A,B,CD,D1利用容斥原理計算頂事件無效度r=1r=2r=nqA=0.1,qB=0.2,qC=0.3,qD=0.4,qD1=0.5

M1=A，M2=B，M3=CD，M4=D1底事件結(jié)構(gòu)、概率重要度求頂事件無效度的另一種方法早期不交化表達(dá)式表示的結(jié)構(gòu)函數(shù)加拿大的概率安全分析的利用與發(fā)展在加拿大，PSA分析并不是核電站運(yùn)行一項必須進(jìn)行的制度要求。盡管如此，仍然達(dá)成共識，即每座核電站都需要進(jìn)行PSA分析，核電站決策制定過程也需要PSA分析的支持。目前，其各種安全規(guī)則是以確定論標(biāo)準(zhǔn)為基礎(chǔ)的，如依據(jù)保守假設(shè)確定的“縱深防御設(shè)計”(DID)和“設(shè)計基準(zhǔn)事故”(DBA)。但是，也認(rèn)為PSA是支持通用的確定性安全分析的一種重要工具，在制定決策的過程中，將綜合考慮確定論標(biāo)準(zhǔn)和工程評價兩個方面的信息。針對某些特殊的安全系統(tǒng)，例如停堆系統(tǒng)、反應(yīng)堆緊急冷卻系統(tǒng)、放射物包容系統(tǒng)，還制定了具體的概率性標(biāo)準(zhǔn)，并要求核電站努力達(dá)到這些管理目標(biāo)。到目前為此，加拿大的OPG（OntarioPowerGeneration）

和AECL兩家公司主動進(jìn)行了許多的PSA研究，這些研究已經(jīng)被用于確認(rèn)和改進(jìn)核電站的設(shè)計，支持核電站某些特殊應(yīng)用和評價由于核設(shè)施運(yùn)行所存在的對公眾的潛在風(fēng)險。

安全指導(dǎo)方針實(shí)際情況是加拿大目前還沒有關(guān)于PSA及其應(yīng)用的正式政策，只是草擬了兩個PSA分析量化標(biāo)準(zhǔn)的指導(dǎo)性文件，但是他們都還沒有達(dá)到公眾可以接受的水平。這兩個文件是：《關(guān)于管理決策制定的確定性和概率性標(biāo)準(zhǔn)應(yīng)用的管理政策》，是一個決策制定過程中平衡調(diào)節(jié)政策。《關(guān)于管理決策制定的確定性和概率性標(biāo)準(zhǔn)合理應(yīng)用的指導(dǎo)方針》，是一個決策制定過程中平衡調(diào)節(jié)指導(dǎo)方針。

加拿大核電站PSA分析的現(xiàn)狀a.

位于布倫瑞克的PtLepreau核電站：進(jìn)行了風(fēng)險基準(zhǔn)PSA分析以便識別電站壽命的設(shè)計改進(jìn)，并用于后續(xù)的效益成本評價。b.

位于魁北克的Gentilly-2核電站：剛剛開始了用于識別電站壽命的設(shè)計改進(jìn)的PSA分析。c.

AECL開發(fā)了一個具有一定通用性的PSA分析模型，完成了核電站外部事件的PSA分析和CANDU6和CANDU9核電站的2級PSA分析，但這些模型是針對某些被選定的環(huán)節(jié)和系統(tǒng)而設(shè)計的。d.

完成了Bruce核電站A&B兩個反應(yīng)堆的風(fēng)險評價。目前，Bruce核電站在“風(fēng)險導(dǎo)向管理”的維修計劃中采用EPRIEOOS系統(tǒng)。BBRA也用于其他應(yīng)用如環(huán)境資格審查表、成本效益評價和系統(tǒng)不可用度報告。e.

完成了PickeringA核電站的風(fēng)險評價。f.OPG公司完成了Darlington核電站的風(fēng)險評價，并從2002年開始，對PickeringB核電站進(jìn)行風(fēng)險評價，其中Darlington和PickeringB的PSA分析都是三級PSA。

加拿大希望，PSA將來能夠在更多的領(lǐng)域內(nèi)得到應(yīng)用，如結(jié)構(gòu)管理、重要事件分析、維修、操作員培訓(xùn)、運(yùn)行規(guī)程、設(shè)計變化或反饋、安全運(yùn)行系統(tǒng)測試程序等等，以便支持核電站的安全運(yùn)行。

法國的概率安全分析的利用與發(fā)展

法國的PSA分析工作主要是由兩家公司承擔(dān)：IRSN和EdF。這些工作包括PSA模型和方法的開發(fā)和應(yīng)用，以及不同安全分析問題的PSA應(yīng)用。而對于法-德共同開發(fā)設(shè)計的未來新型反應(yīng)堆EPR來說，設(shè)計者從電站設(shè)計的一開始就對其進(jìn)行PSA安全評價，分析結(jié)果再交由核安全局進(jìn)行重新分析評估。在過去的幾年里，PSA分析一直是在核安全管理框架以外進(jìn)行的，PSA也并不被核安全局強(qiáng)制要求，只是作為確定性安全分析的一種輔助手段?，F(xiàn)在，人們已經(jīng)意識到PSA是一種重要的安全分析工具。

IRSN的PSA活動目前，IRSN有三個與PSA發(fā)展相關(guān)的項目：1級PSA的更新，PSA范圍的擴(kuò)展和2級PSA。這三個項目的研究對象都是標(biāo)準(zhǔn)的900MWe壓水堆。標(biāo)準(zhǔn)900MWe壓水堆的1級PSA分析的更新最近已經(jīng)完成了，其更新內(nèi)容包括電站的修正、新數(shù)據(jù)和新知識的修正，還包括與失去電力供應(yīng)相關(guān)的事故序列和與包容旁路有關(guān)的事故序列（SGTR，LOCA系統(tǒng)界面）的重新分析。此外，

PSA分析中整個假設(shè)的一致性也正在重新研究中。

火災(zāi)事件的PSA分析

2級PSA核管當(dāng)局希望通過進(jìn)行2級PSA達(dá)到如下的效果：更好地評價現(xiàn)有900MWe壓水堆的安全水平，實(shí)施設(shè)計或者運(yùn)行中潛在的最薄弱環(huán)節(jié)；評估安全水平和放射物泄漏緩解的緊急操作規(guī)程和指導(dǎo)方針的影響因素；評價設(shè)計或運(yùn)行模式下的安全改進(jìn)

EDF的PSA活動

PSA分析模型的發(fā)展及主要應(yīng)用

安全管理過程中的PSA美國的概率安全分析的利用與發(fā)展PSA分析程序的現(xiàn)狀NRC的概率安全分析（PSA）工作包括從基礎(chǔ)研究到管理應(yīng)用的一切活動。NRC的一切PSA工作圍繞四個戰(zhàn)略目標(biāo)進(jìn)行，分別是是：維護(hù)核電站安全，提升電站的管理效果、管理效率，減少核電站不必要的負(fù)擔(dān)，增強(qiáng)公眾信心。此外，美國開始了一項名為“風(fēng)險導(dǎo)向管理執(zhí)行計劃”（RIRIP）的研究活動，以支持NRC的戰(zhàn)略目標(biāo)。

PSA應(yīng)用方法堆芯監(jiān)控程序（ROP）

堆芯監(jiān)控程序（ROP）的作用是實(shí)時動態(tài)地監(jiān)測反應(yīng)堆堆芯的運(yùn)行狀況，并為電站的安全分析提供信息。NRC的工作是對采集到的信息進(jìn)行篩選、分析，確定核電站的安全狀況，把分析結(jié)果及時反饋給