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概率风险评价技术概率风险评价技术 的应用与发展的应用与发展 黄黄 祥祥 瑞瑞 清华大学清华大学 2概率风险评价（概率风险评价（PRA））技术技术 在核电站的应用在核电站的应用 风险风险不是危险，是可能发生灾害可能发生灾害损害损害潜在性危险的一种度量潜在性危险的一种度量，， 风险是客观存在的，且不是固定不变的，它是不确定性的一种度 量。因此风险的一种定义是一种可以测定的不确定性风险的一种定义是一种可以测定的不确定性。。, R 为不希望发生事件的风险值。F为事件平均发生的频率。D为 该事件的后果的危害性度量。对所有可能发生的事件计算其总风 险值时，则有 ,例如一座例如一座1000MW的核电站的总风险值不能超过的核电站的总风险值不能超过 死亡死亡/堆年堆年。 PRA技术在核电站的应用始于1975年发表的WASH-1400报告商 用核电站风险分析，其内容包括三个方面 采用采用FTA，，ETA技技 术的核电站系统可靠性分析的第一级术的核电站系统可靠性分析的第一级PRA，，事故后果分析和外事故后果分析和外 部事件的第二级部事件的第二级PRA，，不确定性分析不确定性分析。。 ∑ i iiD FR 7 10− 概率风险评价概率风险评价 风险不是危险，它是发生灾害（损害）风险不是危险，它是发生灾害（损害） 潜在可能性的一种量度，一般地定义为潜在可能性的一种量度，一般地定义为 某事故单位时间内发生的概率与该事故某事故单位时间内发生的概率与该事故 的后果（人员或财产或其它损失）的乘的后果（人员或财产或其它损失）的乘 积。积。 DFR⋅ 引言引言1 概率风险评价技术（PRA）是一 种十分有效地系统风险定量的 分析方法 PRA技术已经在核能与航天工业 中得到具体应用 引言引言2 国际原子能机构国际原子能机构 IAEAIAEA和核安全局要求和核安全局要求 在核电站安全保证中在核电站安全保证中, ,在核电站设计、建在核电站设计、建 造、运行的各个阶段都必须进行造、运行的各个阶段都必须进行PRAPRA分析分析 与管理与管理 美国近年来采取了美国近年来采取了风险指引管理风险指引管理后后 RiskRisk- -Ination Management,Ination Management,在保在保 证核电站安全运行的条件下证核电站安全运行的条件下, ,使核电站的使核电站的 可用性大大提高可用性大大提高, ,因而因而产生巨大的经济效产生巨大的经济效 益益. . 引引 言言 能源对于经济和社会发展是至关重要的,目前全球能源供应和使用 的模式是不可持续的，因此核能的发展在21世纪将会是具有潜力 的，然而核能的潜在风险，目前尚不能被公众所接受，其主要原目前尚不能被公众所接受，其主要原 因是由于公众对安全，废物处置和核武器扩散的担心所致。因是由于公众对安全，废物处置和核武器扩散的担心所致。因此 提高对核能风险的认知以及定量地进行与其它能源风险的比较将 是十分重要的，概率风险评价技术（PRA）将是一种十分有效地 系统风险定量的分析方法。十几年来,PRA技术已经在核能与航天 工业中得到具体应用，国际原子能机构国际原子能机构IAEA和核安全局要求在和核安全局要求在 核电站安全保证中核电站安全保证中,在核电站设计、建造、运行的各个阶段都必须在核电站设计、建造、运行的各个阶段都必须 进行进行PRA分析与管理，分析与管理，尤其是美国近年来采取了风险指引管理后 Risk-Ination Management,在保证核电站安全运行的条件下在保证核电站安全运行的条件下, 使核电站的可用性大大提高使核电站的可用性大大提高,因而产生巨大的经济效益因而产生巨大的经济效益. WASHWASH- -14001400 PRAPRA技术在核电站的应用始于技术在核电站的应用始于19751975年年发表发表 的的WASHWASH- -14001400报告报告商用核电站风险分商用核电站风险分 析，其内容包括三个方面析，其内容包括三个方面 核电站系统可靠性分析，采用核电站系统可靠性分析，采用FTAFTA，，ETAETA技术技术 事故后果的分析事故后果的分析 不确定性分析不确定性分析 WASH-1400报告商用核电站 风险分析 内容包括三个方面包括三个方面 采用FTA，，ETA技术技术的核电站系统可靠性分 析的第一级PRA，事故后果分析和外部事件事故后果分析和外部事件的第二级PRA， 不确定性分析不确定性分析。 WASH-1400报告简称RSS报告（反应堆安全研究）。该报告约 3000页，11个技术附录组成，耗资400万美元，60位专家70个人年 工作量，所得出的结论结论是小破口失水事故是压水型核电站的最小破口失水事故是压水型核电站的最 大风险事故大风险事故，，实际证明，三哩岛事故就是一次小破口的失水事故。 其次风险事故是过渡工况事故；而沸水型核电站的最大风险事故沸水型核电站的最大风险事故 是核电站的过渡工况是核电站的过渡工况，失水事故则位居第二，由此可见，核电站核电站 不同的设计应具备不同的安全对策不同的设计应具备不同的安全对策。PRA的分析能提供安全性的 技术性支持。表1是世界几座核电站风险评价PRA的堆芯熔化频率 的结果。 2 2 核电站概率风险评价核电站概率风险评价 （（PRAPRA））技术的应用技术的应用 10 1 10-1 10-2 10-3 10-4 10-5 10-6 10-7 101001,00010,000 100,000 1,000,000 总自然灾害事件 龙卷风 飓风 地震 100座核电站预记值 闪电流星 事故死亡 X 事故死亡人树X 概率（每堆年事件≥X 风险度定量计算公式风险度定量计算公式 ∫ ∞ ≥ j x jjiji dxtxRtxR,, RXjRXj, ,tt是单位时间事件内，在是单位时间事件内，在 t t 时刻发生时刻发生 最终危险后果类为最终危险后果类为 j j，且危险值落在，且危险值落在 X Xj j 和和 X XjdXjjdXj 之间的事件之间的事件 E Ei i 的单位后果的单位后果 dXjdXj 的频的频 率率 法默曲线法默曲线Farmer curve CCDF累积分布函数累积分布函数 10-2 10-3 10-4 10-5 10-6 10-7 123456 （高风险区） 7 （低风险） y log x 10-210-310-410-510-610-710 （磷 I 131 居里） ∫ ≥ maX x x dxxgxXobxFCCDF * Pr 核电站 PRA 分析程序 收集 初始信息 建立事件 树 外部 事件分析 系统模型化 事故序列 定量分析 物理 过程分析 放射性核素 的释放与输 运的分析 在环境中 迁移和后果 的分析 人员可靠性 和操作规程 分析 形成 数据库 不 确 定 性 分 析 形 成 结 果 和 解 释 第一级 PRA 结果 第二级 PRA 结果 第三级 PRA 结果 事件树分析（事件树分析（ETAETA）） S1 PB RT ECI PARR PAHR ECR S17 S16 S15 S14 S13 S12 S11 S10 S9 S8 S7 S6 S5 S4 S3 S2 CI EP 图图2 2. .7 7 最终的小破口事件树最终的小破口事件树 WASH WASH- -14001400 故障树分析（故障树分析（FTAFTA）） A不亮 A故障 A中无电流 II无电流I无电流 B2 E1 故障 K2断开K1断开 E1 故障 B4 K1 断开III中无电流 K2 断开 L1无电流 III中有电流 L2有电流 K3 闭合 E2 故障 K3 断开 L2 断开 L1 断开 B8B9B10B7 B6 B5 B3B3 K1 E1 E2 L1L2 K3 III II I K2 A A灯泡 L1 继电器线圈 L2断路器线圈 K1 常开触点 K2 常闭触点 K3 控制开关 初始条件 K3闭合 世界核电站的现状世界核电站的现状 全球电力的全球电力的1717是由是由3232国家中的约国家中的约440440座座 核反应堆生产的。有核反应堆生产的。有3636台机组正在台机组正在1414个个 国家中建造。国家中建造。 2 世界其它地区 15 东欧和独联体远东 17 18 43 40 50 30 20 10 0 西欧北美 百分比百分比 100 80 60 40 0 20 79 60 42 39 36 33 29 28 5 法 国 比 利 时 瑞 典 瑞 士 西 班 牙 芬 兰 德 国 联 合 王 国 荷 兰 核电站的安全性和严重事故核电站的安全性和严重事故 全球平均算来全球平均算来，，从地球中释放出的从地球中释放出的天然本底天然本底氡气几乎氡气几乎 占一个人一年受到辐射照射量的占一个人一年受到辐射照射量的4040 （（图图2 2））。。而由所而由所 有常规有常规核能活动核能活动造成的辐射照射量仅占造成的辐射照射量仅占0 0. .006006 。。 灾难性的切尔诺贝利事故产生的后果仍然是公众关注灾难性的切尔诺贝利事故产生的后果仍然是公众关注 的焦点的焦点。。约有约有6 6 的堆芯放射性成分被释放到大气层的堆芯放射性成分被释放到大气层中中，， 而而放射性碘和铯与人体健康关系极大放射性碘和铯与人体健康关系极大。。此起事故造成此起事故造成 3131例短期死亡例短期死亡，，其中其中2828例死例死于极高水平的辐射照射于极高水平的辐射照射。。 此外还有此外还有106106人人受到严重的辐射效应受到严重的辐射效应。。 核能与其它能源比较核能与其它能源比较 核能与其它能源比较可归纳以下几点核能与其它能源比较可归纳以下几点 环境影响小环境影响小（（污染量少污染量少，，温室气体排放少温室气体排放少）），， 能量密度大能量密度大，， 发电成本有竞争力发电成本有竞争力 存在的问题存在的问题 乏燃料的处理和存放问题乏燃料的处理和存放问题，， 核电站运行中的事故可能性核电站运行中的事故可能性，， 核扩散与核武器等政治因素核扩散与核武器等政治因素。。 五座核电站五座核电站PSAPSA结果结果 核电站名称核电站名称堆型堆型（功率（功率 MWMW））堆芯熔化频率堆芯熔化频率（堆（堆 年）年） 大亚湾大亚湾（中国）（中国）PWRPWR（（900900）） 5 10091 − . M310M310（法国）（法国）P PWRWR（（900900）） 6 1057 − . IP-3IP-3（美国）（美国）PWRPWR（（965965）） 4 102 − DRSDRS（德国）（德国）PWRPWR（（12401240）） 5 109 − SW-BSW-B（美国）（美国）PWRPWR（（12001200）） 6 101 − 各种因素各种因素对对CDFCDF的贡献影响分析的贡献影响分析 表4 各重要系统的核电站CDF下降重要度CDFRI* 重要系统重要系统 Surry REP1300 Biblis B 日本日本PWR 紧急电源紧急电源 65 1 __ 3.8 辅助给水系辅助给水系 统统 19 20 6 6.1 反应堆保护反应堆保护 系统系统 4.2 32 __ __ HP-ECCS 8.5 10 __ 82 LP-ECCS 10.2 __ 87 84 充放系统充放系统 bleedfeed 8.8 __ 8.6 10.1