核电厂概率安全评价概述

核电厂概率安全评价方法及应用探讨作者：李若鲲蔡国杰朱钢梁姚树密吴淑玉来源：《科技视界》2016年第16期【摘要】安全分析是核电站发展的重中之重，本文首先对我国核电厂概率安全分析的研究情况大致内容进行总结和整理，归纳了其分级情况和流程，结合具体研究实际阐述了其动态可靠性和分析研究方法。

并对传统安全分析即静态概率安全分析进行了剖析，从而找出引起稳定性变动的原因，得出冷却水系统的静态和动态失效概率的变动范围，对这些变化因素给予重点关注，为我国核电站后续安全监管提供一定的理论基础。

【关键词】动态稳定性；概率安全分析方法；冷却水系统PRA安全分析是一项系统的庞大工程，我国现阶段已经有相对成熟与完善的商业故障分析应用软件。

但是安全概率分析模型构建等程序依然需要大量专业人员来操作与进行，因此开展PRA安全分析模型软件开发项目刻不容缓。

将新的分析方法引入PRA安全分析系统，使得模型分析结果与实际情况更为接近，为故障与事故处理方案提供准确的数据，为优化安全分析系统提供信息数据支持，因此PSA安全分析研究是非常有前景与价值的。

1 核电厂概率安全评价方法概述1.1 概率安全分析方法相关理论与概念概率安全（PRA技术分析系统）分析的首次运用是在在美国核管20世界80年代出版发行的《反应堆风险分析评估美国商用核电站事故风险》报告中，该报告对堆芯熔化的风险和概率进行分析与评估的时候第一次运用了概率安全分析方法。

根据国内外学者的研究，可以将概率安全分析方法定义为：以概率论和稳定性作为前提，按照事件已知概率，对某一错综复杂的系统或者事件进行分析研究，对估算客体的风险与后果进行分析与评估的技术手段和方法。

概率安全分析系统将一个运行中的复杂系统进行全面考量，可能对核电站安全稳定运行产生影响的全部因素都要进行研究与排查，将各种可能的核电事故情形均纳入研究范围。

因而，PRA技术分析系统不仅能够及时准确发现设计缺陷、共因概率和各种失效模式，以及核电厂内诸多不利因素之间的作用程度和方式，而且还能够被用于评估修改设计的成本与代价，因而对核电站周边居民身体健康与生命、财产安全提供了保障。

核电厂信息安全评估方法1基础设施1.1网络隔离工业控制系统的网络入侵是利用网络系统的漏洞进行病毒感染的过程。

在核电站内，网络有1E级与非1E级之分。

按照核电站设计规范，数据只能由1E级网络向非1E级网络单向传输[2]。

网络的隔离可通过“硬设置”（如：在两级网络间设置网桥）或“软设置”（如：在1E级网络上设置防火墙或在任一方网络的标准化接口的读写方式上设置读写命令，或完全自主设计网络接口完成网络数据单向传输的问题）等方式来实现。

按照业务职能和安全需求的不同，网络可划分为以下几个区域：满足办公终端业务需要的办公区域；满足在线业务需要DMZ区域；满足ICS管理与监控需要的管理区域；满足自动化作业需要的控制区域。

通过设置各个网络段的隔离（如：工业防火墙）和进行按重要防护级别进行区域划分来达到信息安全“纵深防御”的基本要求。

1.2核安全分级核设施的不同安全级别，决定了需要防护的等级的差异。

因此，在进行核设施风险评估时，要对核设施的安全等级有全面的了解。

根据核设施的重要程度确定风险评估的级别。

据分析，核电站的典型事故主要包括以下方面：蒸汽发生器传热管破裂、给水管道破裂、蒸汽管道破裂、反应堆冷却剂泵停运、稳压器波纹管破裂等。

根据事故产生后果的严重性，将核电厂内部设施的安全性分为四级：核安全1级～核安全4级。

核安全1级设备指发生事故后产生后果最严重、对安全性要求最高的设备：核安全4级设备为一般性设备，发生故障后不会引起核事故的发生，因此也称非核级。

反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵、主冷却管道、稳压器等属于核安全l级，余热排除系统、蒸汽发生器二次侧等属于核安全2级。

核安全1级、2级部件对核电站整体的安全性至关重要，是监测和维护的重点。

1.3电力SCADA系统为了维持和控制庞大的广域系统，网络系统中起着重要的作用。

电力行业的基本工具是能源管理系统（EMS）和SCADA系统。

远程终端单元（RTU）是安装在本地发电厂或变电站，收集电力系统运行信息，并将它们发送到控制中心的微波和/或光纤的通讯网络，执行从控制中心发出的控制指令。

核电厂概率安全评价（PSA）技术研究核电厂概率安全评价（PSA）技术研究核电被称为技术设备、人的群体和组织三类元素的大型经济实体，属科技密集型产业。

对于核电厂而言，安全是核电存在和发展的基础。

在核电厂以往的系统安全分析中，难以确定出具体的安全风险目标，在风险和费用之间的权衡存在困难，更不易对事故发展的潜在原因及事故发展的可能进程进行分析研究。

基于此目的，概率安全评价（PSA：ProbabilitySafetyAement）的提出，在系统设计、制造、使用和维护的过程中，有力地支持了安全风险的管理决策，保证了核电厂的安全运行。

1PSA评价方法1.1概率论（PSA）方法引入风险（rik）概论是为了比较和度量危险的大小和它们发生的可能性。

PSA方法就是定量对核电厂作出其对环境造成各种风险的计算。

PSA具有如下特点：1）对所有事故谱（初因）进行评介；2）对所有事故序列进行评价；3）所有评价定量化。

核电厂PSA分成3个级别。

一级，堆芯损坏分析：用事件树和故障树的概率方法，对设计和运行进行分析，得出导致堆芯熔化的事故序列及其发生频率；二级，源项分析：在一级分析的基础上分析事故的物理过程和安全壳的行为，计算不同事故释放类型的放射性源项；三级，后果评价；进行释出放射性物质特性、大气扩散程度和剂量评价。

PSA评价的基本流程如图1所示。

在1995年进行的大亚湾和岭澳核电厂PSA分析中，确定了一次管道破口、蒸汽传热管破裂、二次管道破裂、丧失蒸汽发生器给水、丧失热阱、丧失厂外电源、PTWS以及瞬态共八大类初因。

秦山核电厂目前正在进行的PSA评价的初因事件评选也基本类似。

1.3事件树的建立对于不同组的初因，核电厂的系统响应是不一样的。

在建立事件树时，要了解核电厂为控制产生的能量和放射性危害所必须的安全功能，这些安全功能是由一系列防止堆芯熔化、防止安全壳失效或减少放射性泄漏的动作所组成。

表1列出了核电厂典型的安全功能和它们的目的。

核电厂概率安全评价（PSA）的发展和应用来源：那福利（苏州热工研究所，江苏苏州215004）摘要：作为一种核安全评价方法，PSA近年来发展很快，本文对PSA的研究和应用进行了综述，力求能反映出PSA发展的全貌，以为国内PSA的开发和应用提供参考。

关键词：概率安全评价（PSA）1级PSA2级PSA3级PSAAbstract：Lot of work on probabilistic safety assessment(PSA)which is one of nuclear safety assessment methods has been done in recent years. In this paper,the development of PSA is summarized and its research and application is introduced.Key words：Probabilistic Safety Assessment（PSA）Level1PSA Level2 PSA Level3PSA作为一项评价技术，概率安全评价（PSA）用于找出复杂工程系统运行中所可能发生的潜在事故、估算其发生概率以及确定它们所可能导致的后果。

概率安全评价是由安全性和统计学的概念在工程设计的应用中发展而来的。

统计学概念在材料性能研究中的应用可一直追溯到19世纪。

然而，直到20世纪四、五十年代，使用统计学和概率概念的评价技术才在设备可靠性研究中获得了人们的认可。

在那一时期，人们关注的主要是军用设备的可靠性。

在第二次世界大战期间，由于电子设备的发展，在基于概率的技术应用中，电子领域处于领先地位。

接下来，美国空间计划开始采用基于概率的可靠性工程技术。

20世纪60年代早期，贝尔电话实验室开发了故障树分析技术（PSA的一种分析手段），之后此技术应用于导弹研究。

20世纪60年代末，在阿波罗系列空间火箭设计中，基于概率的可靠性分析技术被广泛采用。

核电厂工业安全风险评价与管理摘要：随着科学技术的不断发展，核能发电的应用越来越广，人们也越来越重视核能的利用问题。

为了充分利用核能，使其发挥最大的产能，就需要加强核电安全风险评价与管理。

基于此，本文主要对核电厂安全风险评价以及管理措施进行了简单的探讨，以供相关人员参考。

关键词：核电厂；安全风险评价；管理策略引言随着化石能源的不断消耗，核能作为安全高效的清洁能源，因其零排放、低能耗的原因成为替代化石能源的理想选择之一，逐渐成为世界能源消费的主要支柱。

我国是世界核电发展速度最快的国家，在建核电机组数量世界第一，核电在我国能源消费中的占比越来越高。

安全是核能利用的重要议题，核电的高速发展，对我国核电安全风险评价与管理提出了更高的要求。

1、我国核电产业发展概况我国核电的发展起步相比起西方国家来讲较晚，因此与世界发达国家存在一定的距离。

1955年开始，我国的核电开始起步，而后经历了发展阶段乃至快速阶段等几个时间段。

特别是从步入新世纪之后，我国便开始走入了核电快速发展的时光，而且发展速度极其飞快。

新世纪之后，我国已经开始自主研发了三代、四代核心的核电技术，核电发展的核心竞争力在世界当中已经具有一定的突出位置。

到2020年底，全国累计发电量为74 170.40亿kWh，运行核电机组累计发电量为3 662.43亿kWh时，占全国累计发电量的4.94%，占比为近几年来的最高峰，但是还远远比不上比世界的平均水平。

截至2020年12月底，我国大陆地区商运核电机组达到48台，总装机容量为4 988万kWh，仅次于美国、法国，位列全球第三。

拟建机组以及拟建装机容量均位居全球前列。

2021年1月30日上午，“华龙一号”全球首堆——福建福清核电5号机组，在完成满功率连续运行的整体考验后，已经开始投入了商业运行。

该机组是我国自己独立研发创造的第三代核电技术，其正式投入运行无疑意味着我国当前核电技术的发展已然迈入了先进国家的门槛，我国核电技术的发展已经达到了国际领先地位。

文章编号：1000-4750(2021)06-0103-10严重事故下核电厂安全壳结构概率性能评价金 松1,2，李鑫波3，贡金鑫1,2(1. 大连理工大学建设工程学部，辽宁，大连 116024；2. 海岸和近海工程国家重点实验室，大连理工大学，辽宁，大连 116024；3. 河北工业大学土木与交通学院，天津 300401)p m βS βS 摘 要：安全壳结构在严重事故下概率安全性能是核电厂结构概率安全评价中关注的重点。

该文基于安全壳三维精细化有限元模型，评估了安全壳结构在严重事故工况下的概率安全性能。

为了实现非线性有限元分析自动化运行，开发了Python 和Matlab 脚本。

为量化评估统计不确定性对易损性参数的影响，分别采用统计推断法和bootstrap 方法对安全壳结构易损性参数的置信区间进行估计。

此外，利用 bootstrap 法量化分析了安全壳结构的可靠度和总失效概率的统计特性。

采用中值法和置信法评估了安全壳结构的安全裕度。

研究表明：统计推断法和bootstrap 法对易损性参数的置信区间估计几乎相同，对于易损性参数，两种方法估计的置信区间差别较大，统计推断法往往会高估易损性参数的置信区间。

内压易损性参数的统计不确定性对可靠指标和总失效概率的影响不大，并且易损性函数参数的统计不确定性对总失效概率的影响大于对可靠指标的影响。

中值法计算的安全裕度与置信水平为95%的置信安全裕度相差不大。

总体来看，该文研究的安全壳可以满足严重事故下概率性能目标要求，同时也能满足安全裕度不小于2.5的要求。

关键词：核安全壳结构；可靠性；概率安全评价；有限元模型；易损性分析；统计不确定性；bootstrap 中图分类号：TL364+.3；TU311.3 文献标志码：A doi: 10.6052/j.issn.1000-4750.2020.07.0437PROBABILISTIC PERFORMANCE EVALUATION OF NUCLEAR CONTAINMENT STRUCTURE SUBJECTED TO SEVERE ACCIDENTSJIN Song 1,2, LI Xin-bo 3, GONG Jin-xin1,2(1. Faculty of Infrastructure Engineering, Dalian University of Technology, Dalian, Liaoning 116024, China;2. State Key Laboratory of Costal and Offshore Engineering, Dalian University of Technology, Dalian, Liaoning 116024, China;3. School of Civil Engineering and Transportation, Hebei University of Technology, Tianjin 300401, China)p m βS Abstract: Probabilistic safety performance of nuclear containment structure subjected to severe accident conditions is the focus of probabilistic safety assessment (PSA) of nuclear power plant structures. Based on detailed three-dimensional finite element model of the nuclear containment structure, probabilistic safety performance of nuclear containment structure under severe accident conditions is evaluated in this study. To realize the automatic running of nonlinear finite element analysis, Python and Matlab scripts are developed. To quantitatively evaluate the effect of statistical uncertainty on the fragility function parameters, statistical inference and bootstrap method are used to estimate the confidence interval of the fragility function parameters. Moreover,statistical characteristics of reliability index and total failure probability of the nuclear containment structure are quantitatively analyzed by bootstrap method. Finally, median value and confidence interval method are used to evaluate the safety margin of the nuclear containment structure. Results indicate that confidence interval of fragility function parameter,, estimated by statistical inference and bootstrap method are almost the same. As for confidence interval of fragility function parameter , statistical inference method tends to overestimate the收稿日期：2020-07-07；修改日期：2020-11-06基金项目：国家自然科学基金项目(51978125)通讯作者：贡金鑫(1964−)，男，河北衡水人，教授，博士，博导，主要从事工程结构可靠性研究 (E-mail: ******************).作者简介：金　松 (1992−)，男，安徽巢湖人，博士生，主要从事核电厂安全壳结构概率安全性能评估研究(E-mail: **********************);李鑫波(1995−)，男，四川成都人，硕士，主要从事核电厂结构力学性能分析研究(E-mail: ******************).第 38 卷第 6 期Vol.38 No.6工 程 力 学2021年6 月June2021ENGINEERING MECHANICS103βSconfidence interval of fragility function parameter . Statistical uncertainty of fragility function parameters has negligible influence on reliability index and total failure probability, and the influence of the statistical uncertainty of the fragility function parameters on total failure probability is greater than that of reliability index. There is small difference between the safety margin calculated by median value method and the safety margin with 95% confidence level calculated by confidence interval method. In general, nuclear containment structure used in this study meets the requirements of probabilistic performance under severe accident conditions, and it also meets the requirements of safety margin of no less than 2.5.Key words: nuclear containment structure; reliability index; probabilistic safety assessment; finite element model; fragility analysis; statistical uncertainty; bootstrap安全壳结构作为核电厂最重要的结构，是事故下的防泄漏屏障，在保证核安全方面起到关键作用[1 − 3]。

关于核电厂安全分析与概率评价发布时间：2021-06-29T07:51:12.080Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年26期作者：刘欢[导读] 核电厂的安全性分析并非旨在研究核电厂是否会发生事故或堆芯熔化以及放射性释放，而是在干扰因为无法预测的情况下，对系统、设备和组件的可用性等进行足够分析，探讨事故预防的设计基准或严重性预防，以获得减轻事故后果的操作程序。

刘欢福建福清核电有限公司福建福清 350300摘要：核电厂的安全性分析并非旨在研究核电厂是否会发生事故或堆芯熔化以及放射性释放，而是在干扰因为无法预测的情况下，对系统、设备和组件的可用性等进行足够分析，探讨事故预防的设计基准或严重性预防，以获得减轻事故后果的操作程序。

例如，尽管一些核电厂从未发生过重大安全事故，但是核电厂必须以重大事故为参考，以执行避免故障的要求和准则，并可以保证堆芯和安全壳燃料的完整性，以对油箱和喷雾泵（或设备）进行喷射和喷雾流量分析。

当高失水事故从安全注入或喷雾损失升级为严重事故时，安全设备将注入反应堆腔体，防止高压团块，从氢重组器中除去氢气，释放安全壳中的超压并淹没反应堆等。

对核电厂安全进行分析机会，有利于以防止和减轻容器故障引发的放射性释放的后果。

因此，核电厂的安全分析是对核电厂特殊安全设施的安全能力和安全裕度的分析，而其中基于概率评价的概率安全评价法，在核电厂管理中应用广泛，其具有一定的应用优势和可改进之处，对此进行分析，有利于优化核电厂安全管理。

关键词：安全分析；大破口失水事故；安注系统；概率；数字游戏概率评价是基于与每个事件或事故的概率的有限数量的事件或事故结果的推断估计。

但是，令人遗憾的是，核电厂的事件或事故数量非常有限，不足以作为评估可能性的准则。

概率估计是人为创建的事件树和故障树，其中放射性释放频率造成的事故概率与核电厂安全间的相关性并不强。

例如，大型结构破裂损失事故、堆芯损坏和放射性释放等问题，皆是核电厂经营中面临的重要安全预防内容[1]。

核电厂概率安全评价的发展和应用核电厂概率安全评价（Probabilistic Safety Assessment, PSA）是一种基于概率统计方法的安全评价方法，用于评估核电厂的安全性能。

PSA的发展和应用对于核电厂的安全管理和风险控制具有重要意义。

本文将详细解析PSA的发展历程、应用领域以及对核电厂安全管理的影响。

PSA起源于20世纪60年代，当时美国核电行业面临着快速增长的问题，为了降低核电厂事故的概率以及事故对环境和人员的影响，美国能源委员会提出了PSA的概念。

随后，许多国家纷纷开展了相关研究，并将PSA应用于核电厂的安全评价工作中。

PSA的基本原则是通过分析系统的动态行为和各种可能的故障事件，计算出事故发生的概率，并进一步预测事故的后果。

它主要包括事件树分析（Event Tree Analysis, ETA）和故障树分析（Fault Tree Analysis, FTA）两个重要的分析方法。

ETA用于分析特定的事件序列，而FTA则用于识别系统中可能发生的各种故障事件。

PSA的应用领域非常广泛。

首先，PSA可用于核电厂的设计和建设，通过对系统结构和组件故障概率的分析，可以提前识别和纠正潜在的安全隐患。

其次，PSA可用于核电厂的运行和维护，通过分析系统故障的概率，可以优化设备维修和保养的计划，提高核电厂的可靠性和运行效率。

此外，PSA还可用于核电厂事故的后评价，通过对事故发生的概率和后果的分析，可以总结经验教训，改进安全措施。

PSA对核电厂安全管理的影响是深远的。

首先，PSA强调了系统安全性能的定量分析，相对于传统的定性分析方法，更加客观和可靠。

其次，PSA强调了事故的可能性和后果的综合评估，使得安全措施的制定更加全面、全面和合理。

此外，PSA提供了一种重要的方法来评估和管理核电厂的风险，帮助管理者做出科学决策，确保核电厂的安全运行。

然而，PSA也存在一些限制和挑战。

首先，PSA的建模假设和参数选择对评估结果有重要影响，因此需要依靠丰富的经验和实际数据来支持。

PsA分析方法
PsA分析方法是近年来发展起来的一种新的事故评价方法。

PSA分析方法采用系统可靠性评价技术（即故障树、事件树分析）和概率风险分析方法对复杂系统的各种可能事故的发生和发展过程进行全面分析，最后的分析结果给出堆芯损坏概率和放射性物质在环境中的释放后果。

PSA分析方法认为核电厂的事故是个随机事件，引起核电厂事故的潜在因素很多，核电厂的安全性应由全部潜在事故的数学期望值表示闭。

国际上根据概率安全评价的研究范围将PsA方法分为3个级别：
．
（1）一级PsA：对核电厂故障的评价，确定堆芯熔化概率：
（2）二级PsA：一级PsA结果加上安全壳响应的评价，确定安全壳放射性释放的频率：
（3）三级PsA：二级PsA结果加上厂外后果的评价，估算公众风险。

PsA技术对复杂系统进行分析，研究其各种可能的事故，而不管什么单一故障准则和设计基准，因此它可以发现设计缺陷、共因失效和各种可能的失效模式。

PsA分析过程可以分为初因事件的选择、事件树的建立、系统可靠性分析和故障树的建立、事故序列定量化计算、结果分析等。

对于核电厂这样一个复杂的系统．由许多子系统、部件和设备组成．在分析中还要考虑由多个子系统连接形成更大的系统，采用故障树分析这种庞大的系统是很有效的，不仅能方便地分析出系统失效的可能机理，还可定量求出系统的失效概率。