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３１能用于有多状态，有时序的多种系统概率分析，适用性好。
ＧＯ法的主要功能和用途有：精确计算系统的可靠度或可用度，用于系统的可靠性和安全性分析及概率风险评价；分析导致系统成功和系统故障的部件事件的集合，用于确定潜在的系统故障，改进和提高系统的可靠性；确定系统部件对系统故障的贡献，用于部件的重要度分析。因此Ｇｏ法是故障树法以外的又一种有效的、简便的、实用的可靠性分析方法。６参考文献
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ＰＳＡ在大亚湾核电站定期安全评审中的应用
王朝贵
（中国核动力研究设计院）
一，该专题主要包括ＰＳＡ评价工具的审查、使用ＰＳＡ评价工具及方法对影响核安全的偏差及纠
正措施进行评价。本文首先给出了ＰｓＡ在大亚湾核电站ＰｓＲ中的应用要求，介绍了ＰｓＡ评价方
法、工具和专题评审步骤，然后描述了使用ＰＳＡ评价工具及方法对影响核安全的相关偏差及纠正
措施进行的评价。
关键词概率安全评价定期安全评审堆芯损伤核电站
１引言
大亚湾核电站根据弛师０３１２《运行核电站的定期安全审查》【１】进行了第一次定期安全评审（ＰＳＲ），其目的是为了全面了解大亚湾核电站的实际安全状况，检查该电站与当今的核安全标准和国际核电站良好实践的符合性，并针对发现的偏差实施可行的纠正措施，确保电概率安全评价（ＰｓＡ）专题是大亚湾核电站此次ＰＳＲ中安全分析因素审查的专题之一，万 方数据
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也是我国第一次在核电站的ＰＳＲ中开展ＰＳＡ应用。开展该专题评审就是在确定论安全分析的基础上，依据相关的工作程序和细则对各审查子项进行审查，并充分利用ＰＳＡ方法和大亚湾核电站现有的ＰＳＡ评价工具对在ＰＳＲ过程中发现的影响核安全的问题（偏差）及纠正措施进行分析评价。本文首先给出了ＰＳＡ在大亚湾核电站ＰＳＲ中的应用要求，介绍了ＰＳＡ评价方法、工具和专题评审步骤，然后描述了使用ＰＳＡ评价工具及方法对影响核安全的相关偏差及纠正措施进行的评价。
２ＰＳＡ在ＰＳＲ中的应用要求
概率安全评价（ＰＳＡ）又称为概率风险评价（ＰＲＡ），是一种系统的工程安全评价技术。概率安全评价的主要作用是能够通过分析评价来深入了解核电站的设计、性能和环境影响，包括对支配性风险因素的鉴别以及对可降低风险的各种方案进行比较。根据㈣ＳａｆｅｔｙＳｅｒｉｅｓＮｏ．１０６【２】和Ｉ鲥狐一１ＥＣＤＯＣ．１２００【３１，ＰＳＡ可以应用于设计和变更、事故管理、核电厂运行、安全分析和研究、核安全部门管理等几方面。
Ｉ—也～在其相关文件中提出了在核电站的ＰｓＲ中建议应用ＰｓＡ。在法国，ＰｓＡ首先被用于９００Ｍｗ色机组的第二次ＰＳＲ【４】，包括确认电厂改进的有效性（如对ＶＤ２、ＰＩＳ２等批次的改进项目进行评价）。
在我国，ＮＮｓＡ除了在核安全政策声明“新建核电厂设计中的几个重要安全问题”１５】中明确提出了应用ＰＳＡ的要求外，也在弛蟠０３１２中建议应用ＰＳＡ。弛螺０３１２的第７．２节第４款关于在ＰＳＲ中应用ＰＳＡ的具体描述为：“如果已经进行ＰＳＡ，并且得到了核安全部门的认可，则该ＰｓＡ的结果就可以被用来衡量每个缺陷未解决所引起的风险。ＰｓＡ的信息显然是有帮助的，但由于其数据和技术的不确定性，只依据ＰＳＡ的结果还不能对核电厂的继续运行做出决定。”?
根据大亚湾核电站十年安全审评大纲的要求，在确定论安全分析的基础上应充分利用ＰＳＡ技术，对在ＰＳＲ过程中发现的问题（偏差）进行分析评价；对于确实影响安全运行的偏差，需要论证采取纠正行动后电厂运行的安全水平能满足新的法规、标准要求。大亚湾核电站ＰＳＲ的１１个安全因素为：核电厂的实际状态；安全分析；设备合格鉴定；老化管理；安全性能；其它核电厂经验和研究成果的利用；规程；组织和行政管理；人因；应急计划；环境影响。在这次ＰｓＲ中，对ＰｓＡ提出应用要求的安全因素主要为安全分析和规程两个因素。
在近两年内，大亚湾核电站进行了设计审查专题的审评工作（属于安全分析因素），主要是通过借鉴法国电力公司（ＥＤＦ）的经验反馈及确定论的方法提出了大亚湾核电站的纠正行动建议，其中包括系统的改造及规程的修改等内容。为了更全面地评价这些纠正行动，需要利用大亚湾核电站现有的ＰＳＡ评价工具对相关改进项目进行评价，以评估相关纠正行动对核安全的贡献。
在大亚湾核电站ＰＳＲ的规程因素审查中，通过与ＥＤＦ９００Ｍｗｒｅ机组最新的事件法事故规程进行比较发现ＥＤＦ的９００ＭＷｅ机组在近几年增加了一些新的事故规程（如ＳＰＩＲ），而大亚湾核电站则需要补充这些事故规程。由于需要补充的事故规程较多，因此需要利用ＰＳＡ评价方法来分析这些事故规程对于核安全的重要程度，以便根据轻重缓急的原则对这些事故规程的编写工作进行合理的安排。
３ＰｓＡ评价方法、工具和专题评审步骤
ＰＳＡ分为三个级别，即一级（堆芯损坏频率评价）、二级（安全壳放射性释放频率评价）和三级（环境影响评价）。第一级分析集中于估算堆芯损坏频率（ＣＤＦ），常采用事件树分析（Ｅ１Ａ）和故障树分析（ｎ＇Ａ）方法；第二级分析是确定安全壳各类放射性释放的频率，万 方数据４７
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包括估算早期放射性大量释放频率（ＬＥＲＦ），除了建立安全壳响应事件树外，还要进行源项分析和堆芯熔化物理过程的研究；第三级分析研究放射性物质在环境中的弥散以及它们影响生命、健康、环境和财产的后果，在分析中需要考虑厂外的应急计划及行动。
在大亚湾核电站此次ＰＳＲ中进行的ＰＳＡ应用就是要使用ＰＳＡ的评价方法及大亚湾核电站现有的ＰＳＡ评价工具及对在ＰＳＲ过程中发现的影响核安全的相关偏差及纠正措施进行评价。在大亚湾核电站现有的ＰＳＡ评价工具中包括的ＰｓＡ基准模型是以大亚湾核电站１９９９年版的ＰＳＡ报告【６】中的一级ＰＳＡ模型为基础，并对模型中与国家核安全局（ＮＮＳＡ）评审问题有关的部分进行了修改。
根据Ｌ甜’Ａ的一级ＰＳＡ实施程序【７】，始发事件分为内部始发事件和外部始发事件两大类。对于压水堆核电站，内部始发事件包括ＬＯＣＡ、ＳＧＴＲ、热阱丧失、蒸汽发生器给水丧失和二回路破口等事故，另外还包括厂外电源丧失（ＬＯｏＰ）以及在以前被归入外部始发事件的厂内火灾和水淹。根据Ｉ＿也～ＳａｆｅｔｖＳｅｒｉｅｓ卜ｂ．５０．Ｐ．７“ＰＳＡ中外部事件的处理”ｆ８】，外部始发事件包括与严重环境现象有关的事件，如地震、海啸、洪水及台风、龙卷风等。在大亚湾核电站１９９９年版的ＰＳＡ报告中所涉及的始发事件主要是失水事故（ＬＯＣＡ）和瞬态事故等内部事件，对外部灾害的考虑仅限于在失去厂外电源的始发事件中考虑了龙卷风的影响，而厂内火灾和水淹等内部灾害、地震和台风等外部灾害则没有进行分析。
大亚湾核电站的电厂运行状态（ＰＯＳ）被划分为包括停堆工况在内的Ａ、Ｂ、Ｃ、Ｄ、Ｅ等工况，已经覆盖了所涉及的全部电厂运行状态。根据大亚湾核电站１９９９年版的一级ＰＳＡ报告，这些ＰＯＳ的定义如下：
●Ａ工况：包括功率运行、热备用和热停堆，工作点在Ｐ１１、Ｐ１２（１３９×１０５Ｐａ、２８４
℃）以上。
Ｂ工况：ＳＧ冷却的两相中间停堆，介于Ｐ１１、Ｐ１２和ＲＲＡ工作点（３０×１０５Ｐａ、
１８０℃）之间。
Ｃ工况：ＲＲＡ冷却的两相中间停堆和正常冷停堆，一回路未开口。
Ｄ工况：维修冷停堆，包括ｎｌｉｄ．１００ｐ工况。
Ｅ工况：换料冷停堆，堆芯中至少留有一根燃料。●●??
由于大亚湾核电站只进行了一级ＰＳＡ的开发及应用，因此在大亚湾核电站此次ＰＳＲ中只是使用一级ＰＳＡ的评价方法与大亚湾核电站现有的ＰｓＡ评价工具对在ＰＳＲ过程中发现的与一级ＰＳＡ有关的偏差及纠正措施进行评价。
在此次ＰＳＲ中，ＰＳＡ专题评审的主要步骤如下：
（１）编写ＰＳＡ专题的评审细则；
（２）完成评审细则的审查和批准；
（３）修改和完善电厂现有的ＰｓＡ评价工具；
（４）分析１８个月换料可能对现有的一级ＰｓＡ模型及数据的影响；
（５）对在ＰＳＲ中使用的一级ＰＳＡ模型进行评审；
旧对于在ＰｓＲ过程中发现的偏差和纠正措施，讨论确定哪些需要进行概率风瞄开价；
（７）使用ＰＳＡ评价工具及方法对影响核安全的偏差和纠正措施进行评价，并完成相
应的评价报告；
（８）编写ＰＳＡ专题评审报告；
（９）向国家核安全局（ＮＮＳＡ）提交专题评审报告，回答ＮＮＳＡ的提问，直到报告
获得批准。４８万方数据
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４使用ＰＳＡ评价工具及方法对影响核安全的偏差及纠正措施进行评价
４．１ＡＳＧ水箱容积不足等４项设计审查改进项目的评价
在已经完成的设计审查专题的审评工作中，通过讨论确定了下列４个需要进行概率风险评价的设计审查改进项目：
●辅助给水系统（ＡＳＧ）水箱容积不足的改进（在全厂断电事故工况下能够从ＳＥＲ水
箱向ＡＳＧ水箱进行重力补水）；
●安注系统（ＲＩＳ）／安全壳喷淋系统（Ｂ峪）再循环阶段的改进（ＥＡＳ和砒Ｓ分别有
两个电动阀在失水事故和安全壳内主蒸汽管道破裂事故下会因锅炉效应而导致打不开，该改进能够使锅炉效应消除而降低这些电动阀打开失效的概率）；
?提高水压试验泵发电机组（ｕ§）超速保护机构的可靠性（能够减少ｕ§汽轮发电
机组的失效概率，从而提高Ｕ§系统的可靠性）；
?ＡＳＧ汽机采用多级节流蒸汽疏水孔板（能够减少由于疏水器故障而导致ＡＳＧ汽机
不可用的时间，从而提高ＡＳＧ汽动泵的可靠性）。
使用大亚湾核电站现有的ＰＳＡ评价工具对这４个设计审查改进项目进行了评价。由于没有相关设备改进后的可靠性数据，因此只有通过敏感性分析来评价这些改进项目的风险影响。分析结果表明：准备实施的这些改进都能改善核电站的安全水平，其中ＡＳＧ水箱容积不足的改进、提高ｕ５汽轮发电机组超速保护机构可靠性和ＡＳＧ汽机采用多级节流蒸汽疏水孔板等３项改进能降低由丧失电源类（Ｈ３）始发事件引起的堆芯损伤风险，而ＲＩＳ／ＥＡＳ再循环阶段的改进则能降低由失水事故（ＬＯＣＡ）和主蒸汽管道破裂（ＭＳＬＢ）类始发事件引起的堆芯损伤风险。
４．２全厂断电事故及第５台柴油机改进项目的评价
全厂断电事故（ＳＢＯ）是核电站的超设计基准事故之一，也是可能引发核电站堆芯损伤的主要事故之一，因此有必要采取措施以降低该事故造成堆芯损伤的风险。为提高在全厂断电事故工况下应急电源的可用性，大亚湾／岭澳核电站安装了第５台柴油发电机组。为了解第５台柴油机改进项目在安全方面所带来的好处，需要对全厂断电事故及该项改进进行概率风险评价。
大亚湾核电站的每台机组有Ｉ．ＨＡ和ｕｍ两路６．６ｋＶ应急母线。在正常运行工况下，可以分别通过ＬＧＢ和ＬＧＣ供电。在丧失全部厂外电源后，将通过柴油发电机组Ｉ．ＨＰ／Ｉ．ＨＱ继续向应急母线供电，以确保安全相关系统和设备能够正常运行。如果Ｉ脚／Ｉ，ＨＱ也失效，则将进入全厂断电事故。根据Ｈ３规程，在全厂断电事故工况下，可以通过恢复厂外电源（包括外主电网和辅助电网）、恢复本机组的柴油发电机组或通过９Ｌ耵系统用相邻机组的应急柴油机（后备电源）供电等手段来恢复电源。为提高应急电源的可用性，大亚湾／岭澳核电站增加了一台按照应急柴油机设计制造的柴油发电机组（通称为第５台柴油机），作为两座电站的附加后备电源。
使用大亚湾核电站现有的ＰＳＡ评价工具对全厂断电事故及第５台柴油机改进项目进行了评价。评价所使用的事件树为厂外电源丧失（ＬＯＯＰ）事件树，涉及Ａ、Ｂ、Ｃ、Ｄ等工况，但在分析中仅涉及全厂断电部分。分析结果表明：由全厂断电事故（ＳＢＯ）引起的ＣＤＦ较大，特别是在Ａ工况下，因此有必要采取措施以降低该事故所造成的堆芯损伤风险。第５台柴油机改进的风险影响仅涉及丧失电源类（Ｈ３）始发事件族，而该项改进对降低该始发事件的堆芯损伤风险有比较大的好处。另外，利用第５台柴油机恢复电源的时间（接入时间）对降低堆芯损坏频率有较大的影响。万 方数据４９
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４．３缺少事件法事故规程的评价
ＥＤＦ的９００Ｍｗｂ机组在近几年增加了一些新的事件法事故规程（大部分用于停堆工况），大亚湾核电站则需要补充这些事故规程，因此有必要利用ＰＳＡ评价方法来分析这些事故规程对于核安全（主要考虑堆芯损伤）的重要程度。
在这次对需要补充的事故规程进行的概率安全评价中使用了基于始发事件频率乘以条件概率的原理对相关事故序列进行分析的方法，以得出这些事故规程相对于ＣＤＦ的重要度。这些事故规程相对于ＣＤＦ的重要度首先可以根据该规程因缺乏所导致△ＣＤＦ的大小进行排序，如果多个缺少事故规程的△ＣＤＦ相同，则依据下列顺序进行排序：
●对缓解系统（包括实现安全功能所需要的前沿系统及支持系统）的影响；
?放射性物质的释放（从安全壳、一回路压力边界及燃料包壳等三道屏障考虑）。在事故序列的分析中，将严格按照相关事故规程进行考虑。考虑到缺少的事故规程只是对事故后的人员操作有影响，因此评价中只分析那些包括了需要进行人员操作而且与该事故规程有关的事故序列，而这些事故后的人员操作是为实现相关安全功能（如保持反应堆冷却剂总量）所必需的。如果缓解系统的投入既可以自动，也可以手动，那么在分析中将忽略不能手动所产生的影响。
通过分析给出了这些事故规程相对于核安全（主要考虑堆芯损伤）的重要度。分析结果表明在这些事故规程中，其中一些规程的缺乏会导致ＣＤＦ的增加，但另外一些事故规程则不会。
５结论
（１）
（２）在大亚湾核电站的ＰｓＲ中使用ＰｓＡ评价工具及方法对相关偏差及其纠正行动进利用现有的ＰＳＡ评价工具对ＡＳＧ水箱容积不足等几个设计审查改进项目、全厂行评价是有必要的，而且是现实可行的。断电事故及第５台柴油机改进项目进行了评价，相关分析结果肯定了所确定或已实施的这些改进项目，表明它们都能改善核电站的安全水平，并且得知第５台柴油机的接入时间对降低ＣＤＦ有较大的影响。
使用ＰＳＡ评价方法对大亚湾核电站需要补充的一些事件法事故规程进行了评价，（３）
给出了这些事故规程相对于核安全（主要考虑堆芯损伤）的重要度，分析结果表明其中一些规程的缺乏会导致ＣＤＦ的增加。
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万方数据
PSA在大亚湾核电站定期安全评审中的应用
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作者单位：
刊名：
英文刊名：
年，卷(期)：王朝贵中国核动力研究设计院核标准计量与质量HE BIAOZHUN JILIANG YU ZHILIANG2004(z1)
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