下载文档原格式
概率安全评价在核电厂设计和运行期间的技术特征及应用摘要：概率安全评价（PSA），也称为概率风险评价（PRA），随着多年的发展，在核电厂中的应用越来越广泛，逐渐成为了核电领域不可或缺的一部分。
国家核安全局2010年发布了技术政策《概率安全分析技术在核安全领域中的应用》，提出积极地、有步骤地推动概率安全分析技术在国内核安全领域中的更深层次应用;2016年发布的《核动力厂设计安全规定》中要求“必须在核动力厂的整个设计过程中进行全面的确定论安全评价和概率论安全评价，以保证在核动力厂寿期内的各个阶段满足全部设计安全要求。
”PSA作为核电厂定量评价的重要工具得到了广泛地应用。
关键词：概率安全；核电厂；运行1 概率安全评价1.1 PSA简介PSA通过结构化、集成化的逻辑分析评估复杂系统的风险，综合运用事件树、故障树等方法按事故进程和缓解措施构建出风险模型，集成各类定性和定量信息，进行模型量化、不确定性分析和重要度排序。
经过多年的实践，逐渐形成了风险指引型的监管方法。
该方法不仅仅依赖于风险信息，更强调将确定论安全分析与PSA紧密结合，辩证地对事故风险加以分析研究，形成以确定论、概率论两大方法论为支柱的模式对事故进行全面整体分析。
风险指引方法在整体决策过程中，首先应满足现有的法规体系，不仅要考虑确定论的判据，即安全裕量、纵深防御，还要考虑概率论的判据，即风险评价及其累积效应。
综合分析多种因素，进而给出科学合理的整体决策。
1.2 PSA发展历程20世纪70年代，WASH-1400研究报告的发表，标志着PSA技术在包括核电领域在内的所有工业领域第一次应用。
1979年美国三里岛核电站发生事故后，事故调查委员会建议广泛地采取PSA技术，为传统的确定论方法做补充。
20世纪90年代，美国几乎所有的核电厂都通过PSA技术分析完成了IPE评估，一部分核电厂完成了IPEEE评估，PSA在核能安全分析领域也得到了普及，方法逐渐成熟。
核电厂选址及环境影响评价应关注的问题1 引言伴随我国经济建设的快速发展以及能源需求和环境保护压力的日益增大，从可持续发展的战略考虑，积极发展核电已成为共识。
国家《核电发展中长期规划（2005-2020）》的颁布更是在我国掀起了一股核电建设的高潮，到目前为止已有二十余个省份先后开展了核电厂选址工作。
由于我国是一个人口众多且人口分布不均匀、经济发展不均衡的国家，在当前核电建设形势下，如何在既满足法规要求的前提下科学合理地开展核电厂选址又使得核电厂与当地经济、社会、环境协调可持续发展，是从事核电厂选址和核安全监管人员共同关注的问题。
本文结合笔者在核电厂选址工作中的经验，根据核安全以及环境保护的有关法规要求，重点分析了我国核电厂选址及环境影响评价的特点，并提出了我国核电厂选址及环境影响评价应关注的问题。
2 核电厂选址应关注的核安全和环保问题笔者参与了多个核电项目的规划选址和初可研报告编制及评审，以下就核电厂选址从核安全和环保角度展开探讨，并提出值得关注的问题。
2.1 关于核电厂选址的法规要求根据我国《核电厂厂址选择安全规定》，以及国内外核电厂选址有关法规要求，在核电厂选址中需要评价三个方面的基本内容。
其一是厂址外部环境对核电厂安全可能产生的影响，包括外部自然和人为事件；其二是核电厂对厂址周围区域环境可能产生的影响，其中包括自然环境和社会环境；第三点是实施应急计划的可行性，即在假定核电厂发生需要采取应急的事故工况下，厂址周围区域特征对实施应急计划的影响。
对于一个特定厂址，如果在上述三个方面不存在影响厂址可接受性的因素或者能够通过采取工程措施解决可能存在的不利因素，那么该厂址就具备建设核电厂的厂址条件[1]。
2.2 民用飞机坠毁对核电厂的安全影响《核电厂厂址选择的外部人为事件》（HAD101/04）中详细说明了飞机坠毁对核电厂安全影响的评价。
对于飞机坠毁对核电厂的安全影响，导则指出，对于在核电厂4km范围内经过的航线或起落通道需考虑其造成飞机坠毁的潜在危险。
新建民用机场选址与核电厂影响研究鲁勇 尹珩泽 张澍葳(民航中南机场设计研究院(广州)有限公司 广东广州 510405)摘要：新建民用机场飞机运行发生故障导致坠落时，存在撞击核电厂并影响设施安全的可能性，该文在新建民用机场选址程序中，通过研究核电厂外部人为事件调查与评价程序，基于初步筛选提出新建机场选址与核电厂影响研究程序。
该文基于进离场程序、与核电厂距离、起降架次等因素，确定新建民用机场是否为核电厂人为事件危险源，为新建民用机场与核电厂的影响研究提供解决途径。
关键词：民用机场 核电厂 初步筛选 进离场程序 距离 起降架次中图分类号：F301文献标识码：A 文章编号：1672-3791(2023)13-0125-04 Research on Impact of the Site Selection of New Civil Airports onNuclear Power PlantsLU Yong YIN Hengze ZHANG Shuwei(CAAC Centrtal & Southern Airport Design & Research Institue(Guangzhou) Co., Ltd., Guangzhou, GuangdongProvince, 510405 China)Abstract:When aircraft falls due to operation failure, there is a possibility of impacting the nuclear power plant and affecting the safety of facilities. In the site selection procedure of civil airport, this paper proposes civil airport site selection and nuclear power plants impact research procedure based on preliminary screening by studying the pro‐cedure for investigation and evaluation to external hunman-induced events of nucler power plants.This paper de‐termines whether the airport is a risk source of external hunman-induced events for nuclear power plants based on sid star procedure, the distance from nuclear power plants, aircraft movements,and provide a solution for the impact research of civil airports and nuclear power plants.Key Words: Civil airport; Nuclear power plant; Preliminary screening; SID and STAR procedure; Distance; Air‐craft movements随着我国民用运输总量的不断增长，核电的不断发展，需要研究新建民用机场与核电厂之间的影响。
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。
第30卷 第1期核科学与工程Vol.30 No.1 2010年 3月Chinese Journal of Nuclear Science and EngineeringMar. 2010收稿日期:2008206227;修回日期:2008211226作者简介:郑启燕(1975—),男,湖北荆州人,讲师,博士,从事核安全方面研究工作核电厂厂址选择中飞机坠毁事件的评价程序及概率确定方法郑启燕1,张力军1,黄伟奇1,尹清辽2(11防化指挥工程学院核防护系,北京102205;21中国核工业建设集团公司,北京100037)摘要:介绍了核电厂厂址选择中对飞机坠毁事件的评价程序,以及在初步筛选评价和详细评价两个不同阶段的飞机坠毁概率确定方法,除了考虑一般空运飞行、机场起落和空中走廊的飞机坠毁概率之外,还考虑了军用空域的军事训练导致的飞机坠毁概率。
关键词:核电厂;厂址选择;飞机坠毁;概率中图分类号:TL36 文献标志码:A 文章编号:025820918(2010)0120091206Assessment procedure and probability determination methodsof aircraft crash events in siting for nuclear pow er plantsZH EN G Qi 2yan 1,ZHAN G Li 2jun 1,HUAN G Wei 2qi 1,YIN Qing 2liao 2(1.Depart ment of Nuclear Defence ,Institute of Chemical Defense ,Beijing 102205,China ;2.China Nuclear Engineering and Construction Corporation ,Beijing 100037,China )Abstract :Assessment procedure of aircraft crash event s in siting for nuclear power plant s ,and t he met hods of probability determination in two different stages of prelimi 2nary screening and detailed evaluation are int roduced in t his paper.Except for general air traffic ,airport operations and aircraft in t he corridor ,t he probability of aircraft crash by military operation in t he military airspaces is co nsidered here.K ey w ords :nuclear power plant s ;siting ;aircraft crash ;p ro bability 核电厂在进行厂址选择时需要考虑对核电厂安全有潜在影响的各种可能的外部人为事件,其中很重要的内容之一就是对飞机坠毁事件的考虑。
核电站选址及设计过程中对飞机坠毁事件的考虑
汪泰钧
【期刊名称】《核动力工程》
【年(卷),期】1992(13)2
【摘要】本文主要总结和介绍了有关在核电站选址及设计过程中,对飞机坠毁事件的概率分析、计算以及对结构和设备的影响。
介绍和评价通用的计算撞击局部效应的公式。
简述撞击对结构整体的响应和一些实用计算方法以及相应的结构措施。
文中所总结和介绍的对飞机撞击效应的实用计算公式,也可适用于计算由其他原因引起的飞射物的撞击效应。
【总页数】9页(P1-9)
【关键词】核电站;选址;飞机坠毁;撞击
【作者】汪泰钧
【作者单位】清华大学核能设计研究院
【正文语种】中文
【中图分类】TM623.1
【相关文献】
1.核电厂厂址选择中飞机坠毁事件的评价程序及概率确定方法 [J], 郑启燕;张力军;黄伟奇;尹清辽
2.核电厂选址中飞机坠毁的概率评价问题 [J], 李勇;李文辉;张凌燕
3.坠毁事件频频发生美海军飞机全面停飞 [J], 无
4.民用飞机盥洗室设计过程中的安全考虑 [J], 李鹏飞
5.浅析核电厂外部人为事件中的飞机坠毁因素 [J], 于飞
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
【采用概率方法确定严重事故下安全壳内环境条件的初步分析】飞机事故概率1 概述核电自诞生之日起，其安全性、可靠性与可用性就倍受瞩目。
由于核电厂规模较大，工艺系统十分复杂，同时由于运行疲劳、人因失误、多重事件等原因，核电厂存在发生事故的可能性，甚至可能发生严重事故。
尽管核电厂发生严重事故的概率极低，但是一旦发生，就有可能导致堆芯熔化，并造成放射性裂变产物的大量释放。
这不仅威胁到安全壳的完整性，甚至对环境产生放射性污染。
例如，美国三哩岛核电厂事故和前苏联切尔诺贝利核电厂事故。
自20世纪80年代以来，严重事故研究一直是核安全领域的重点课题。
严重事故发生后，安全壳内的环境条件直接影响到各种缓解设备的运行情况，而缓解设备的可运行状况将影响事故后果。
因此确定严重事故下安全壳内的环境极为重要。
传统的方法根据工程经验和定性分析，确定将导致最严重的安全壳环境的序列进行分析。
然后取某一特定时间（如，1天、3天）下，安全壳最恶劣的环境参数作为严重事故下所需设备的环境条件。
但是并不是所有的缓解设备在不同的严重事故的各个阶段都需要使用。
比如快速卸压系统在LLOCA的情况下就不需要，并且在其他序列下封头失效后也不再需要，因此如果采用LLOCA下的环境参数作为快速卸压阀系统的环境条件，就并不合适。
因此依此确定的环境参数虽然有可能包络所有的情况，但是经济性太差。
为了能合理且保守的确定严重事故下安全壳内的环境条件，可以通过以下两步完成，首先分阶段确定不同设备的使用情况，然而采用概率的方法确定不同阶段下安全壳内的环境条件。
本文仅分析第二步的工作。
按照概率方法确定安全壳的环境条件，需要对核电厂所有的严重事故序列进行分析。
但核电厂有可能导致严重事故的序列众多，因此要对每一个序列逐个进行分析计算是不太可能。
所以本文采取工程判断、国际经验和概率安全评价相结合的方法，来确定所需分析的严重事故序列。
从而得到严重事故发生后，各时间段安全壳环境的概率分布情况。
