核電廠安全課件-第四章核電廠的安全安全評價

確定(quèdìng)論方法概率論方法第四章核電廠的安全(ānquán)評價精品資料為什么要進行核電廠安全(ānquán)分析？核電廠特有的核安全問題：潛在的放射性正常運行情況下核電廠不會顯著地釋放出放射性物質(zhì)，但在某些事故工況下有可能發(fā)生放射性物質(zhì)大量釋放，從而(cóngér)造成對核電廠工作人員及周圍公眾的放射性危害。因此核電廠事故分析就是為了顯示核電廠在事故情況下對公眾的放射性危害是有控制的、是符合國家有關(guān)法規(guī)要求的。精品資料為什么要進行(jìnxíng)核電廠安全分析？事故情況下專設(shè)安全(ānquán)系統(tǒng)的有效性。為了防止這樣的放射性釋放事件發(fā)生，以及減小事件發(fā)生后的后果，在核電廠的設(shè)計中采用了縱深防御的概念來對事故進行設(shè)防，特別是設(shè)置了專設(shè)安全(ānquán)系統(tǒng)。精品資料為什么要進行核電廠安全(ānquán)分析？表明電廠的安全性。根據(jù)核安全法規(guī)，每個核設(shè)施的業(yè)主都必須在建造、裝料和運行之前，向國家核安全局提交安全分析報告，安全分析報告中的一項重要內(nèi)容(nèiróng)就是事故分析。精品資料確定了核電廠的安全目標后，必須要有方法(fāngfǎ)對核電廠的設(shè)計進行評價，以確定是否滿足了安全目標。目前對核電廠安全評價的方法(fāngfǎ)主要分為確定論方法(fāngfǎ)和概率論方法(fāngfǎ)。核安全評價(píngjià)方法精品資料定性安全(ānquán)目標：定性安全(ānquán)目標的落實由一系列法規(guī)、標準和規(guī)范所確定的具體要求來實現(xiàn)，即確定論方法。定量安全(ānquán)目標：用概率論方法來檢驗核電廠的定量安全(ānquán)目標是否得到滿足。核安全評價(píngjià)方法精品資料核電廠安全(ānquán)分析的方法1、確定(quèdìng)論安全分析(DeterministicMethods)2、概率安全分析(PSA-ProbabilisticSafetyAssessment)(PRA-ProbabilisticRiskAssessment)精品資料概率(gàilǜ)安全分析（PSA/PRA）可接受的風(fēng)險概念研究事故發(fā)生的概率(gàilǜ)（數(shù)學(xué)期望值）事件樹和故障樹的方法根據(jù)PSA結(jié)果，找出設(shè)計中的薄弱環(huán)節(jié)并加于改進確定論的補充可信不可信事故

概率風(fēng)險可接受的風(fēng)險精品資料確定論安全設(shè)計與評價(píngjià)的基本思想在同一概率水平下，選擇一組最大的可信的基準事故，設(shè)計若能抵御這些(zhèxiē)基準事故，必能抵御其它低于設(shè)計基準的事故，核電站的核安全可得到確實的保證，超過基準事故的事故，被認為是不可能發(fā)生地。大破口VS小破口熱端斷裂VS冷端斷裂反應(yīng)性引入卡泵精品資料確定(quèdìng)論安全設(shè)計與分析方法1核動力裝置運行工況與運行極限2縱深防御的基本安全原則3單一故障準則及其應(yīng)用4預(yù)防意外侵害的措施5設(shè)計(shèjì)基準事故準則——核電廠安全設(shè)計(shèjì)準則6確定論安全分析概述7確定論基本分析邏輯精品資料確定(quèdìng)論核安全分析主要內(nèi)容1.確定事故(件)發(fā)生的概率等級2.在每個概率等級下確定一組設(shè)計基準事故3.確定核安全對策與設(shè)計準則4.針對每一個概率等級的設(shè)計基準事故進行核電站保護(bǎohù)系統(tǒng)與專有安全設(shè)施的設(shè)計5.對設(shè)計基準事故發(fā)生后的電站響應(yīng)與核安全性進行評價6.核電站設(shè)計與核安全評價結(jié)論提交核安全管理部門審查精品資料4.1核動力運行(yùnxíng)工況與運行(yùnxíng)極限核安全分析事故分析——研究核電廠在故障工況下的行為，是核電廠安全分析的一個重要組成部分，也是核電廠設(shè)計(shèjì)和許可證申請程序中的重要步驟。運行工況分類?安全限值?精品資料4.1核動力運行(yùnxíng)工況與運行(yùnxíng)極限1.運行(yùnxíng)工況分類

美國標準學(xué)會(1970年)根據(jù)對核電廠運行工況所作分析,按反應(yīng)堆事故：事故出現(xiàn)預(yù)計概率事故可能放射性后果四類運行工況精品資料4.1核動力運行(yùnxíng)工況與運行(yùnxíng)極限1.運行(yùnxíng)工況分類工況Ⅰ——正常運行和運行瞬變

1、正常啟動、停閉和穩(wěn)態(tài)運行

2、帶有允許偏差的極限運行

3、運行瞬變

工況較頻繁，毋需停堆；控制系統(tǒng)進行調(diào)節(jié)，使核電廠重新穩(wěn)定運行。精品資料4.1核動力運行(yùnxíng)工況與運行(yùnxíng)極限1.運行(yùnxíng)工況分類工況——Ⅱ中等頻率事件（預(yù)期運行事件）預(yù)計出現(xiàn)的一次或數(shù)次偏離正常運行的所有運行過程；包括在試驗運行和壽期以中等頻率發(fā)生的事件：控制棒組件誤提出、失去正常給水等。

只能使反應(yīng)堆停堆，不會導(dǎo)致事故（燃料元件損壞，一、二回路系統(tǒng)超壓等）。采取正確的措施后能很快排除故障，恢復(fù)功能。精品資料4.1核動力運行(yùnxíng)工況與運行(yùnxíng)極限1.運行(yùnxíng)工況分類工況——Ⅲ稀有事故（事故工況）

在核電廠壽期內(nèi)極少出現(xiàn)（10-4～3×10-2次/堆·年）的事故：一回路管道小破口、二回路管道小破口、蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂等。

專設(shè)安全設(shè)施投入工作，防止或限制對環(huán)境的輻射危害。確保反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)完整性，燃料元件損壞不得超過規(guī)定值。精品資料4.1核動力運行(yùnxíng)工況與運行(yùnxíng)極限1.運行(yùnxíng)工況分類工況——Ⅳ極限事故（嚴重事故工況）

在核電廠壽期內(nèi)發(fā)生概率很低（10-6～10-4次/堆·年）的后果嚴重的假想事故：一回系統(tǒng)主管道大破口、彈棒事故等。一旦發(fā)生會釋放大量放射性物質(zhì)。

專設(shè)安全設(shè)施的投入應(yīng)能保證一回路壓力邊界的完整性、反應(yīng)堆安全停閉，并對事故后果加以控制。精品資料四類運行(yùnxíng)工況及其安全準則精品資料4.1核動力運行(yùnxíng)工況與運行(yùnxíng)極限２.運行(yùnxíng)限值

為保證核電廠的安全運行，經(jīng)國家核安全部門批準的，用以確定參數(shù)限值、設(shè)備功能和性能以及人員水平等的整套規(guī)定。

例：為確保第一道安全屏障完整性，從熱工角度出發(fā)，大亞灣核電站的安全限值：

DNBR>1.22

線功率密度≤590W/cm

升降溫速率≤56℃/h

穩(wěn)壓器升、降溫速率≤112

℃/h等以確保第一道屏障的完整性精品資料需作安全(ānquán)分析的事故精品資料4.2縱深防御(fángyù)的基本安全原則縱深防御(fángyù)原則（DefenseinDepth）縱深防御

多道屏障+縱深防御措施設(shè)計提供一系列多層次的防御，用以防止事故并在未能防止事故時保證提供適當?shù)谋Ｗo。設(shè)置一系列的實體屏障，以包容規(guī)定區(qū)域的放射性物質(zhì)。精品資料4.2縱深防御(fángyù)的基本安全原則多道屏障(píngzhàng)精品資料4.2縱深防御(fángyù)的基本安全原則燃料芯塊及包殼：低富集度UO2燒結(jié)成芯塊，疊裝在鋯合金包殼管內(nèi)，兩端封焊。設(shè)計時，假定有1%的包殼破裂和1%的裂變產(chǎn)物會從包殼逸出。美國統(tǒng)計(tǒngjì)，正常運行時實際最大破損率為0.06%。第一道屏障<2%<1%精品資料4.2縱深防御(fángyù)的基本安全原則第二道屏障(píngzhàng)

一回路壓力邊界：由反應(yīng)堆容器和冷卻劑環(huán)路組成，包括蒸汽發(fā)生器傳熱管、泵、穩(wěn)壓器和連接管道。

材料選擇：不銹鋼；鎳基合金；

制造：反應(yīng)堆壓力容器焊縫；

運行：避免產(chǎn)生過大熱應(yīng)力。精品資料4.2縱深(zòngshēn)防御的基本安全原則第三道屏障(píngzhàng)<0.1%/24h

安全殼（反應(yīng)堆廠房）：將反應(yīng)堆、冷卻劑系統(tǒng)主要設(shè)備和主管道包容在內(nèi)。事故情況下阻止放射性裂變產(chǎn)物泄漏到環(huán)境中去，是確保居民安全的最后一道防線。此外也可保護重要設(shè)備免遭外來襲擊的破壞。

安全殼密封要求：0.1％/24h;定期貫穿件密封檢查，打壓試驗。精品資料4.2縱深(zòngshēn)防御的基本安全原則四道屏障一回路壓力邊界反應(yīng)堆廠房（安全殼）燃料(ránliào)元件包殼燃料芯塊燃料元件包殼放射性物質(zhì)包容。只有反應(yīng)堆多道屏障同時遭到破壞，才會發(fā)生放射性大量釋放的事故。精品資料核電廠的縱深防御(fángyù)-預(yù)防第一層次防御的目的是：防止偏離正常運行和系統(tǒng)故障。必須建立一整套質(zhì)量保證和安全標準。必須嚴格遵守質(zhì)量標準、工程實踐經(jīng)驗以及質(zhì)量保證程序。保守地設(shè)計(shèjì)、建造、安裝、調(diào)試、維修和運行核動力廠。預(yù)防保護限制應(yīng)對應(yīng)急精品資料核電廠的縱深防御(fángyù)-保護第二層次防御的目的(mùdì)是：檢測和糾正偏離正常運行狀態(tài)，以防止預(yù)計運行事件升級為事故工況。設(shè)置在安全分析中確定的專用系統(tǒng)（控制保護系統(tǒng)、探測、儀表）。制定運行規(guī)程以防止或盡量減小這些假設(shè)始發(fā)事件所造成的損害。預(yù)防保護限制應(yīng)對應(yīng)急精品資料核電廠的縱深防御(fángyù)-限制第三層次防御的目的：制止預(yù)期運行事故和始發(fā)事件升級發(fā)展成嚴重事故，控制其后果。固有安全特性故障安全設(shè)計附加的設(shè)備和規(guī)程設(shè)置的專設(shè)安全設(shè)施能夠(nénggòu)將核動力廠首先引導(dǎo)到可控制狀態(tài)預(yù)防保護限制應(yīng)對應(yīng)急精品資料核電廠的縱深(zòngshēn)防御-應(yīng)對第四層次防御的目的是：應(yīng)付已超出設(shè)計基準(jīzhǔn)的嚴重事故，并保證放射性釋放保持在合理可行盡量低的水平。該層次最重要目的：保護包容功能。通過附加措施和規(guī)程防止事故發(fā)展。通過減輕所選定嚴重事故的后果，加上事故處置規(guī)程完成這個目標。預(yù)防保護限制應(yīng)對應(yīng)急精品資料核電廠的縱深防御(fángyù)-應(yīng)急第五層次，即最后層次防御的目的是減輕事故(shìgù)工況下可能的放射性物質(zhì)釋放后果，保護公眾。這個層次要求有適當裝備的應(yīng)急控制中心，制定和實施廠內(nèi)、廠外應(yīng)急響應(yīng)計劃。預(yù)防保護限制應(yīng)對應(yīng)急精品資料4.2縱深防御的基本安全(ānquán)原則五個層次(céngcì)防御相繼深入相互增援以確保核電廠的安全。預(yù)防保護限制應(yīng)對應(yīng)急精品資料4.3單一故障(gùzhàng)準則及其應(yīng)用單一(dānyī)故障準則（Singlefailurecriterion）單一故障：導(dǎo)致某一部件不能執(zhí)行其預(yù)定安全功能的隨機故障，包括由該故障引起的所有繼發(fā)故障。單一故障準則：滿足單一故障準則的設(shè)備組合，在其任何部位發(fā)生單一故障時仍能保持所賦予的功能。精品資料4.3單一故障準則(zhǔnzé)及其應(yīng)用單一故障(gùzhàng)設(shè)計準則定期試驗維護檢修固有安全性原則獨立性原則失效安全原則多樣性原則冗余原則精品資料4.3單一故障(gùzhàng)準則及其應(yīng)用冗余(rǒnɡyú)原則（RedundancyPrinciple）內(nèi)容：設(shè)計中留有冗余度，即系統(tǒng)是雙重或多重配置的，單一部件的失效不會使整個系統(tǒng)失去功能作用：一套設(shè)備出現(xiàn)故障或失效是可承受的，不致于導(dǎo)致功能的喪失例：在某一特定功能可由任意兩臺泵完成之處，設(shè)置三臺或四臺泵。精品資料4.3單一故障(gùzhàng)準則及其應(yīng)用冗余(rǒnɡyú)原則（RedundancyPrinciple）核電站大部分系統(tǒng)設(shè)置了二套或多套同樣的設(shè)備：安全殼噴淋系統(tǒng)：兩個獨立的系列組成自動控制系統(tǒng)：反應(yīng)堆緊急停堆及專設(shè)安全設(shè)施的啟動均由兩列獨立而又相同的保護信號觸發(fā)與安全保護相關(guān)的探測器：物理量的探測采用：1/2，2/3，3/4邏輯，且分別用二路獨立電源供電精品資料4.3單一故障(gùzhàng)準則及其應(yīng)用多樣性原則(yuánzé)（DiversityPrinciple）內(nèi)容：應(yīng)用于執(zhí)行同一功能的多重系統(tǒng)或部件，即通過多重系統(tǒng)或部件中引入不同屬性來提高系統(tǒng)的可靠性。獲得不同屬性的方法：不同的工作原理不同的物理變量不同的運行條件不同制造廠的產(chǎn)品等。精品資料4.3單一(dānyī)故障準則及其應(yīng)用失效安全(ānquán)原則（FailuretoSafetyPrinciple）在設(shè)計核電廠的安全重要系統(tǒng)和部件時，應(yīng)盡可能貫徹故障安全原則，即系統(tǒng)或部件發(fā)生故障時，電廠應(yīng)能在毋需任何觸發(fā)動作的情況下進入安全狀態(tài)。如：停堆控制系統(tǒng)，發(fā)生故障時反應(yīng)堆即進入停堆狀態(tài)；如果閥門開的狀態(tài)為安全，則閥門故障時，自動保持在開的位置。

精品資料4.3單一(dānyī)故障準則及其應(yīng)用獨立性原則(yuánzé)（IndependencyPrinciple）系統(tǒng)設(shè)計中通過功能隔離或?qū)嶓w隔離，各通道由獨立線路供給可靠儀表電源，實現(xiàn)系統(tǒng)布置和設(shè)計的獨立性。如：連接導(dǎo)線處于不同的電纜槽，通過不同的安全殼貫穿件等。不要把雞蛋都放在一個籃子里！精品資料4.3單一(dānyī)故障準則及其應(yīng)用固有(gùyǒu)安全性原則InherentSafetyCharacteristic累積超過10000堆年的良好運行記錄。三哩島與切爾諾貝利事故的對比說明極其復(fù)雜的核電廠系統(tǒng)，其安全性取決于工程安全性。核電安全設(shè)計重要的是要充分采用固有安全性:負反應(yīng)性溫度系數(shù)多普勒系數(shù)控制棒組件依靠重力插入堆芯的自然安全性非能動安全性等精品資料4.3單一故障(gùzhàng)準則及其應(yīng)用在核電廠的壽期內(nèi)對安全(ānquán)有關(guān)的重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件進行標定、試驗、維護、修理、檢查或監(jiān)測，以保證其執(zhí)行功能的能力。定期試驗、維護、檢修原則精品資料4.4預(yù)防(yùfáng)意外侵害的措施1.地震2.飛機墜落3.工業(yè)環(huán)境4.水災(zāi)5.火災(zāi)6.高能量管道的破裂7.來自(láizì)于汽輪發(fā)電機組的飛射物確保在任何情況下都能有效地控制反應(yīng)性、確保堆芯冷卻和包容放射性產(chǎn)物精品資料地震(dìzhèn)日本柏崎核電站是目前世界上最大的核電站，擁有7臺核電機組，總裝機容量820萬千瓦。電站位于新瀉縣柏崎市刈羽郡，隸屬于東京電力公司。核電站設(shè)計可以抵抗6.5級地震，但2007年7月16日該地區(qū)發(fā)生了里氏6.8級地震，運行的四臺機組自動停堆保護(bǎohù)發(fā)生作用，核電機組安全停堆精品資料火災(zāi)(huǒzāi)中國江蘇連云港核電站：變壓器爆炸事故而引發(fā)的火災(zāi)德國北部克呂梅爾核電站：變壓器起火日本島根核電站：廢棄物處理設(shè)施(shèshī)發(fā)生了一起火災(zāi)精品資料高能量管道(guǎndào)的破裂日本關(guān)西電力公司所屬的位于福井縣的美濱核電站（位于東京以西約350公里(ɡōnɡlǐ)）3號機組渦輪室內(nèi)發(fā)生蒸氣泄漏事故，造成4人死，7人傷的嚴重后果。精品資料水主泵主管道蒸汽反應(yīng)性引入事故失流事故冷卻劑喪失事故蒸汽管道破裂事故給水管道破裂事故熱阱喪失事故汽輪機跳閘旁路閥門未打開SGTR4.5設(shè)計(shèjì)基準事故準則精品資料4.5設(shè)計基準事故(shìgù)準則設(shè)計基準事故（DBA）（最大可信事故）同一概率等級的所有事故序列中選擇的一個假想事故設(shè)計確保發(fā)生DBA時輻射計量低于規(guī)范允許值。確定論評價方法：基于縱深防御(fángyù)原則，以設(shè)計基準事故為基礎(chǔ)的安全評價方法。精品資料4.5設(shè)計基準(jīzhǔn)事故準則確定論分析法——電廠參量(cānliàng)保守值美國聯(lián)邦法規(guī)10CFR50附錄K中要求：功率——102%溫度——增或減2.20C主系統(tǒng)壓力——增或減0.21MPa保守的儀表與控制棒響應(yīng)時間延遲不取用第一個停堆信號精品資料4.5設(shè)計(shèjì)基準事故準則確定論分析法——熱工水力學(xué)定性設(shè)計(shèjì)準則正常運行和運行瞬變工況下預(yù)計不發(fā)生燃料損傷；事故后反應(yīng)堆可以轉(zhuǎn)入安全狀態(tài)，只有一小部分燃料元件受損，事故中釋放出的放射性應(yīng)當對公眾不構(gòu)成威脅；在最嚴重事故引起的瞬變之后，反應(yīng)堆可以轉(zhuǎn)入安全狀態(tài)，且堆芯結(jié)構(gòu)能維持次臨界和可接受的冷卻特性。精品資料4.5設(shè)計(shèjì)基準事故準則確定論分析法——定量驗收(yànshōu)準則燃料芯塊的最高溫度不超過2260℃;燃料線功率不超過59kW/m(堆芯熱點因子不大于3.3)；DNBR（應(yīng)用W-3公式），不得小于1.3；燃料元件包殼外壁面溫度不超過425℃；針對I、II類工況：精品資料包殼最高溫度不超過1204℃(2200℉)包殼局部最大氧化量不超過反應(yīng)前包殼總厚度17%包殼氧化產(chǎn)氫量不超過假設(shè)所有鋯與水反應(yīng)性總釋放量的1%堆芯必須保持可冷卻的幾何形狀必須保證事故(shìgù)后排出衰變熱的長期冷卻能力針對(zhēnduì)IV類工況：精品資料4.5設(shè)計基準事故(shìgù)準則確定論評價方法的不足事故界限“分明”：人為地將事故劃分(huàfēn)為“可信”與“不可信”。所考慮的事故工況或多或少有人為假設(shè)的因素，而沒有考慮事故發(fā)生的概率有多大以及操縱人員干預(yù)所造成的后果。精品資料數(shù)學(xué)(shùxué)物理模型+數(shù)值分析程序4.6確定(quèdìng)論安全分析概述運行瞬態(tài)+事故（設(shè)計基準事故）評價模型(Evaluationmodel,EM)程序；最佳估計(BestEvaluation,BE)程序。精品資料基本(jīběn)方程質(zhì)量守恒方程： 動量(dòngliàng)守恒方程：

能量守恒方程： 精品資料Relap5:二回路(huílù)節(jié)塊圖精品資料確定一組設(shè)計基準事故；選擇特定事故下安全系統(tǒng)的最大不利后果的單一故障；確認分析所用的模型和電廠參量都是保守的；將最終(zuìzhōnɡ)結(jié)果與法定驗收準則相對照，確認安全系統(tǒng)的設(shè)計是充分的。4.7確定論基本分析(fēnxī)邏輯導(dǎo)致某一部件不能執(zhí)行其預(yù)定安全功能的隨機故障，包括由該故障引起的所有繼發(fā)故障。精品資料分析中采用的兩條基本(jīběn)假設(shè)：被調(diào)用的安全系統(tǒng)失去部分設(shè)計能力（單一故障假設(shè)）；操縱員在事故(shìgù)后短期內(nèi)不作任何干預(yù)。精品資料其它四個附加的補充(bǔchōng)保守假定：事故(shìgù)同時合并失去廠外電源（表4.7）；反應(yīng)性最大的一組控制棒卡在全提棒位置不能下插；分析中只考慮安全相關(guān)設(shè)備，不計及非安全設(shè)備的緩解功能；必要時考慮合并不利的外部條件。動用一切可能去設(shè)法證明其是不安全的，如果失敗了，那么這個堆就是安全的！精品資料回顧(huígù)：確定論評價(píngjià)方法基本思想是根據(jù)縱深防御的原則：反應(yīng)堆設(shè)計得盡可能安全可靠（安全裕量）設(shè)置多重專設(shè)安全設(shè)施，將假想事故后果減至最輕程度以設(shè)計基準事故為基礎(chǔ)進行安全評價，包括：設(shè)計基準事故內(nèi)，安全系統(tǒng)按要求行使功能時主系統(tǒng)行為設(shè)計基準事故以外的嚴重事故分析通過能模擬事故發(fā)展進程的安全分析程序的計算，確信安全設(shè)施能防范假想事故。精品資料概率(gàilǜ)安全分析1核事故分類與國際核事件分級表2概率安全評價（PSA）3事件樹分析法4故障樹分析法5事故序列分析6核電廠安全性兩種評價方法(fāngfǎ)的比較精品資料概述(ɡàishù)Prof.RasmussenWASH-1400報告(bàogào)概率安全評價基本思想1選擇一組始發(fā)事件；2始發(fā)事件發(fā)生后系統(tǒng)或人員響應(yīng)；3確定事件的成功判據(jù)；4故障樹與統(tǒng)計分析，確定各事件發(fā)生概率；5每個始發(fā)事件發(fā)生產(chǎn)生的風(fēng)險及總風(fēng)險；6各事件對風(fēng)險的貢獻，發(fā)現(xiàn)薄弱環(huán)節(jié)，提出改進意見。始發(fā)事件：在設(shè)計時確定的能導(dǎo)致預(yù)計運行事件或事故工況的事件。精品資料1核事故分類(fēnlèi)與國際核事件分級表１、事故(shìgù)分類方法

為了確保核電廠安全，規(guī)定對工況Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ的事故要作詳細的安全分析計算，給出定量結(jié)果并評定是否滿足規(guī)范和標準要求（表3-1）。核電廠事故分析涉及反應(yīng)堆物理、熱工、控制、結(jié)構(gòu)、屏蔽及劑量防護等，范圍很廣。

沒有流體流失的事故，主要指一般的瞬變。如反應(yīng)性引入事故、失流事故等以損失一回路或二回路流體為特征的管道破裂事故。如給水管道破裂事故、失水事故等精品資料２、典型始發(fā)事故；8類，輕水壓水堆核電站47種美國核管會1975年《輕水堆核電廠安全分析報告標準格式及內(nèi)容(nèiróng)》（1）、二回路系統(tǒng)排熱增加（5種）（2）、二回路系統(tǒng)排熱減少（8種）（3）、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)流量減少（4種）（4）、反應(yīng)性與功率分布異常（9種）（5）、反應(yīng)堆冷卻劑裝量增加（3種）（6）、反應(yīng)堆冷卻劑裝量減少（6種）（7）、系統(tǒng)或設(shè)備的放射性釋放（5種）（8）、未能緊急停堆的預(yù)期瞬變ATWS（7種）核電廠設(shè)計部門須針對這47種典型始發(fā)事故，對所設(shè)計的核電廠進行詳細計算分析，并證明所設(shè)計的核電廠能滿足有關(guān)的安全(ānquán)標準。1核事故分類與國際核事件分級表精品資料2核事故分類(fēnlèi)我國的核電站事故(shìgù)分類（HAF102）正常運行預(yù)計運行事件設(shè)計基準事故嚴重事故（1）沒有明確地考慮作為設(shè)計基準事故，但可為設(shè)計基準事故所涵蓋的那些事故工況。（2）沒有造成堆芯明顯惡化的超設(shè)計基準事故。事故管理核動力廠在規(guī)定的運行限值和條件范圍內(nèi)的運行。在核動力廠運行壽期內(nèi)預(yù)計至少發(fā)生一次的偏離正常運行的各種運行過程；由于設(shè)計中已采取相應(yīng)措施，這類事件不至于引起安全重要物項的嚴重損壞，也不至于導(dǎo)致事故工況。核動力廠按確定的設(shè)計準則在設(shè)計中采取了針對性措施的那些事故工況，并且該事故中燃料的損壞和放射性物質(zhì)的釋放保持在管理限值以內(nèi)。嚴重性超過設(shè)計基準事故并造成堆芯明顯惡化的事故工況。精品資料★嚴重事故——嚴重性超過設(shè)計基準事故，造成(zàochénɡ)堆芯嚴重損壞和熔化甚至安全殼也遭到損壞，進而可能導(dǎo)致放射性物質(zhì)大量釋放到環(huán)境的一種事故，是一種超設(shè)計基準事故?！锖蠊浅乐兀航o環(huán)境、公眾健康、經(jīng)濟和社會心理造成(zàochénɡ)巨大影響。實踐證明：單純考慮設(shè)計基準事故，不考慮嚴重事故的防止和緩解，不足以保證工作人員、公眾和環(huán)境的安全。1核事故分類與國際核事件(shìjiàn)分級表精品資料《核電廠設(shè)計安全(ānquán)規(guī)定》HAF102國家核安全(ānquán)局核電廠運行狀態(tài)嚴重事故！1核事故分類與國際核事件(shìjiàn)分級表精品資料為了一規(guī)范化的統(tǒng)一用語向公眾快速通報核電廠所發(fā)生事件的嚴重程度而采用的工具。判別準則廠內(nèi)影響(yǐngxiǎng)廠外影響(yǐngxiǎng)縱深防御功能的削弱1核事故分類與國際核事件(shìjiàn)分級表精品資料特大事故（Majoraccident）7嚴重事故（Seriousaccident）6跨廠事故（Accidentwithoff-siterisks）5廠內(nèi)事故（Accidentmainlyininstallation）4嚴重故障（Seriousincident）3一般故障

（Incident）2異常事件（Abnormity）1事故故障切爾諾貝利三哩島1核事故分類與國際(guójì)核事件分級表精品資料安全上無嚴重性0等級一下偏離批準的功能范圍1異常情況具有潛在安全后果的一般故障2一般故障接近事故喪失縱深防御措施嚴重污染工作人員超劑量放射性少量釋放：公眾照射計量為規(guī)定限值的一小部分3嚴重故障堆芯部分損毀，嚴重影響工作人員的健康放射性少量釋放：公眾照射計量在規(guī)定限值數(shù)量級內(nèi)4廠內(nèi)事故堆芯嚴重損毀放射性少量釋放：部分實施就地應(yīng)急計劃5跨廠事故放射性較大釋放：完全實施就地應(yīng)急計劃6嚴重事故放射性大量釋放：廣泛的健康和環(huán)境影響7特大事故縱深防御消弱廠內(nèi)影響廠外影響準則

等級說明等級(děngjí)表的基本邏輯1核事故分類與國際(guójì)核事件分級表精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）PSA是一種系統(tǒng)工程安全評價技術(shù)；可靠性評價技術(shù)、概率風(fēng)險分析；早先，嘗試法——試驗、差錯、改進、再試驗，不斷使樣機完善化（緩慢、昂貴、危險的）；新思路70年代，PSA技術(shù)成功應(yīng)用于航空航天部門(bùmén)；70年代中期，PSA首次被用于輕水堆安全分析，獲得巨大成功（WASH-1400報告）；三哩島核事故的整個發(fā)展過程在WASH-1400中已有明確預(yù)測。精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）人類生活在一個充滿風(fēng)險(fēngxiǎn)的社會中地震臺風(fēng)疾病曬太陽汽車火車炸藥戰(zhàn)爭睡覺社會不安定勞動科學(xué)探索精品資料事故的后果2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）概率安全評價法的概念隨機事件數(shù)學(xué)期望(qīwàng)風(fēng)險風(fēng)險的概念事故發(fā)生概率精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）例如(lìrú)1971年美國發(fā)生車禍約1.5×107起，每發(fā)生一起車禍平均損失300美元，每300起事故引起1人死亡。如果美國有2×108人，則平均個人死亡風(fēng)險為：則因汽車事故造成的經(jīng)濟損失為：則因汽車事故造成的死亡數(shù)為：精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）核電廠風(fēng)險評價的主要任務(wù)識別潛在事故，尋找薄弱環(huán)節(jié)；計算放射性物質(zhì)分布，確定(quèdìng)對周圍公眾與環(huán)境的影響；求出潛在核事故產(chǎn)生的總風(fēng)險，并評估。精品資料三級PSA場外2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）二級PSA安全殼一級PSA堆芯PSA的三個等級(děngjí)精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）基本內(nèi)容找出導(dǎo)致堆芯損壞的事故序列分析安全系統(tǒng)的工作性能和可靠性事故序列概率定量計算基本方法采用事件樹和故障樹技術(shù)對運行系統(tǒng)和安全系統(tǒng)進行可靠性分析目的幫助分析設(shè)計(shèjì)中的弱點指出防止堆芯損壞的途徑一級PSA堆芯精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）基本內(nèi)容分析堆芯熔化物理過程和放射性物質(zhì)在安全殼內(nèi)的釋放、遷移研究安全殼在嚴重事故工況下的響應(yīng)，安全殼失效模式估計放射性向環(huán)境的釋放目的對各種堆芯損壞事故序列造成放射性釋放的嚴重性作出分析，找出設(shè)計上的弱點，對減緩(jiǎnhuǎn)事故后果的途徑和事故處理提出具體意見。安全殼反應(yīng)堆壓力容器堆芯安全殼直接加熱堆芯熔融進展裂變產(chǎn)物微粒的行為氫氣爆炸熔融物/冷卻劑相互作用水蒸氣爆炸熔融物與混凝土相互作用精品資料三級PSA分析(fēnxī)基本內(nèi)容核電廠廠外不同距離處放射性核素濃度隨時間變化結(jié)合二級PSA分析結(jié)果按公眾風(fēng)險的概念確定放射性事故造成的廠外后果目的能夠?qū)蠊麥p緩措施的相對(xiāngduì)重要性作出分析，也能對應(yīng)急響應(yīng)計劃的制定提供支持。基本方法放射性微粒擴散遷移場外精品資料系統(tǒng)分析安全殼分析廠外后

果評價收集原始信息1形成事件樹外部事件分析2系統(tǒng)建模5事故序列定量分析物理過程分析放射性核素的釋放與輸運的分析放射性核素在環(huán)境中遷移和后果分析3人因可靠性和操作規(guī)程的分析4形成數(shù)據(jù)庫不確定性分析形成結(jié)果和解釋一級PSA研究結(jié)果二級PSA研究結(jié)果三級PSA研究結(jié)果核電廠概率(gàilǜ)安全分析程序精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）電廠設(shè)計、廠址和運行的信息；一般性數(shù)據(jù)和電廠具體數(shù)據(jù)；關(guān)于PSA方法的文件報告。一級PSA分析需要有：最終安全分析報告、管路系統(tǒng)圖、電氣系統(tǒng)圖和儀表系統(tǒng)圖；關(guān)于所研究系統(tǒng)的說明性資料；試驗、維修、運行以及審批規(guī)程(guīchéng)。這些信息是需要的，以便向分析人員提供一套盡可能完整的電廠設(shè)計和運行的文件報告。二級PSA分析所需要的附加信息包括：關(guān)于反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和安全殼更詳細的設(shè)計資料。安全殼結(jié)構(gòu)設(shè)計的信息應(yīng)包括它的尺寸、質(zhì)量和材料。三級PSA分析需要：廠址處具體的氣象數(shù)據(jù)，以計算放射性核素在環(huán)境中的輸運問題。系統(tǒng)分析——初始信息收集精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）分析由始發(fā)事件與各系統(tǒng)成功或失效組合而形成的各種(ɡèzhǒnɡ)事故序列，包括：確定所要分析的各類始發(fā)事件，說明響應(yīng)始發(fā)事件所涉及的系統(tǒng)或采取的行動；對每一始發(fā)事件或具有同一事件樹結(jié)構(gòu)的一類始發(fā)事件形成各自的事件樹。系統(tǒng)分析——形成事件樹精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）對PSA中所涉及的電廠系統(tǒng)(xìtǒng)進行可靠性分析方法：可靠性框圖法；故障樹方法；馬爾可夫分析法；GO法等；頂事件底事件失效概率ORANDAND以故障樹為工具對系統(tǒng)故障進行評價的方法稱為故障樹分析法。(FaultTreeAnalysis,FTA）系統(tǒng)分析——系統(tǒng)建模精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）根據(jù)(gēnjù)對LER(執(zhí)行申請者事件報告)的研究發(fā)現(xiàn)，在造成對環(huán)境有放射性釋放的事件中，40％以上是由于人員差錯違章或規(guī)程缺乏所造成的。系統(tǒng)分析——人因可靠性和操作規(guī)程的分析精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）PSA分析中通常不包括外部事件。外部事件包括有火災(zāi)、地震和水淹。這項任務(wù)利用電廠系統(tǒng)分析中建立起的模式，可以從外部事件的觀點獨立地對模式進行分析，或者是對模型加以修正，以明確反映外部事件的影響。為了描繪(miáohuì)所分析的外部事件序列，要建立一些附加的事件樹。系統(tǒng)分析——外部事件分析精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）事故序列定量分析需要有部件的數(shù)據(jù)庫。PSA中所使用的數(shù)據(jù)可以有兩個來源：現(xiàn)有的通用(tōngyòng)數(shù)據(jù)電廠運行所累積的特有數(shù)據(jù)7.5典型部件的失效率數(shù)據(jù)

系統(tǒng)分析——形成數(shù)據(jù)庫精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）根據(jù)始發(fā)事件(shìjiàn)的發(fā)生頻率和相應(yīng)各電廠系統(tǒng)失效概率或人因可靠性，計算出事件(shìjiàn)樹中各事故序列的發(fā)生頻率。系統(tǒng)分析——事故序列定量分析精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）堆芯熔化事故將會引起堆芯、壓力容器、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(xìtǒng)和安全殼內(nèi)許多物理過程。已經(jīng)發(fā)展了一些計算機程序來分析這些物理過程。其計算結(jié)果可幫助人們透徹了解與事故序列有關(guān)的各物理現(xiàn)象和預(yù)計安全殼是否失效。對每個所討論的事故序列建立安全殼事件樹。安全殼分析——物理過程分析精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）安全殼分析(fēnxī)——放射性核素釋放和輸運分析(fēnxī)對每一種可能造成安全殼破裂的堆芯熔化事故，必須估計釋放到環(huán)境中去的放射性核素總量。利用計算模型分析事故期間從反應(yīng)堆燃料釋放出的放射性核素總量，并估計安全殼失效之前放射性核素在安全殼內(nèi)的輸運和沉積。該分析的結(jié)果是預(yù)計每個事故序列下安全殼失效時釋放到環(huán)境中去的放射性核素總量。

精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）廠外后果(hòuguǒ)評價——放射性遷移和后果(hòuguǒ)分析由安全殼分析提供的從安全殼釋放出的源項，利用廠址處具體的氣象數(shù)據(jù)和局部地形信息，分析放射性核素在環(huán)境中的輸運和彌散，計算核電廠周圍居民接受到的放射性劑量和造成的健康效應(yīng)。最后給出核電廠放射性釋放造成的各種后果：早期死亡、晚期癌癥死亡和財產(chǎn)損失。

精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）廠外后果(hòuguǒ)評價——不確定性分析不管分析的范圍如何，不確定性分析都是PSA中的一個必要的組成部分。在PSA分析的每一步都有不確定性問題，有些不確定性可能還很大。不管是定性還是定量分析，都要考慮數(shù)據(jù)庫的不確定性、模型化時假設(shè)的不確定性以及分析的完整性。

精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）風(fēng)險評價的基本步驟確定初因事件(shìjiàn)；事件(shìjiàn)樹與故障樹分析，確定發(fā)生概率；確定堆芯內(nèi)和安全殼內(nèi)放射性物質(zhì)的沉積和遷移；確定向環(huán)境放射性物質(zhì)的釋放量；對公眾與環(huán)境的影響評估。精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）3導(dǎo)致(dǎozhì)燃料熔化1一系列始發(fā)事故電廠瞬態(tài)運行2時序響應(yīng)構(gòu)成事故序列4一回開路破損，放射性釋放5安全殼破損，放射性釋放到環(huán)境6對環(huán)境與公眾的影響（1）確定初因事件；事故序列（2）故障與事件樹分析，計算發(fā)生概率；（3）計算安全殼內(nèi)的放射性物質(zhì)遷移；（4）向環(huán)境的釋放量計算；（5）對環(huán)境與公眾的影響評估；精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）pA×

pC1pA×

pE1管道(guǎndào)破裂（A）PARR裂變產(chǎn)物去除系統(tǒng)（D）CI安全殼完整性（E）ECI應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（C）EP電源（B）事故序列發(fā)生概率pi=0.11-pi≈1初因事件pA失效

pB1-pB成功

1–pC1pC11–pD1pD1pE11–pE11–pD31–pE71–pE3pE2pE3pE41–pE21–pE41–pE51–pE61–pE81–pC2pC21–pD2pD2pD31–pD4pD4pE5pE6pE7pE5pApA×

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pD4精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）初因事件(shìjiàn)pA失效

pB1-pB成功

1–pC1pC11–pD1pD1pE11–pE11–pD2pD21–pE21–pE31–pE4pE2pE3pE4pApA×

pE1pA×

pD1×

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pC1×

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pD2pA×

pD1pA×

pB管道破裂（A）PARR裂變產(chǎn)物去除系統(tǒng)（D）CI安全殼完整性（E）ECI應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（C）EP電源（B）事故序列發(fā)生概率pi=0.11-pi≈1精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）事件序列(xùliè)風(fēng)險總風(fēng)險精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）始發(fā)事件(shìjiàn)的確定與分組始發(fā)事件是造成核電廠擾動并且有可能導(dǎo)致堆芯損壞的事件，它究竟能否造成堆芯損壞，依賴于核電廠各個緩解事故的系統(tǒng)是否能成功地運行。始發(fā)事件是建造事件樹的起始點。要求始發(fā)事件的確定應(yīng)力求完善，需要有一份盡可能完備的始發(fā)事件清單。形成一個絕對完整的始發(fā)事件清單是非常困難的，只希望沒有被識別的始發(fā)事件對總風(fēng)險的貢獻應(yīng)是極小的。始發(fā)事件的確定方法：工程評價法和演繹分析法

精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）始發(fā)事件(shìjiàn)的分類始發(fā)事件的分類內(nèi)部始發(fā)事件危害（內(nèi)部的和外部的）內(nèi)部始發(fā)事件包括：核電廠硬件失效由人誤或計算機軟件缺陷造成核電廠硬件的錯誤運行。外部危害（外部事件）是指若干個系統(tǒng)造成共同的極端環(huán)境條件的事件：地震洪水颶風(fēng)飛機墜落等。內(nèi)部危害包括內(nèi)部水淹、火災(zāi)飛射物撞擊。

精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）始發(fā)事件(shìjiàn)的確定方法實施PSA的第一步就是要產(chǎn)生一個需分析的始發(fā)事件（IE）清單，并對這些始發(fā)事件進行分組以便減輕事故序列模型化和定量化的工作量。始發(fā)事件的確定工程評價演繹法工程評價法就是根據(jù)核電廠的運行歷史和設(shè)計數(shù)據(jù)，并參照其他核電廠概率安全評價的經(jīng)驗，經(jīng)過工程判斷編制出始發(fā)事件的清單。演繹分析法是通過構(gòu)造頂事件-底事件邏輯框圖，邏輯圖最低一層事件就是核電廠的始發(fā)事件。精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）演繹(yǎnyì)分析法精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）輕水堆始發(fā)事件(shìjiàn)分類一個核電廠的始發(fā)事件數(shù)量龐大，即便是對幾十個始發(fā)事件建立事件樹也是不現(xiàn)實的。按安全功能或者系統(tǒng)響應(yīng)進行分組。同一組內(nèi)的所有始發(fā)事件基本上具有相同的前沿系統(tǒng)成功準則，并且具有相同的特殊條件（對操縱員要求，核電廠自動響應(yīng)），因而能夠利用相同的事件樹／故障樹分析進行模型化。冷卻劑喪失事故（LOCA）和瞬態(tài)兩大類需要反應(yīng)堆降功率、停堆并隨后排出衰變余熱的所有事件。直接造成一回路壓力邊界喪失完整性的所有事件。精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）安全(ānquán)功能、前沿系統(tǒng)和支持系統(tǒng)

對每一個始發(fā)事件，必須確定為防止堆芯損壞所需要執(zhí)行的安全功能。輕水堆內(nèi)防止堆芯損壞的安全功能有：精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）安全功能、前沿(qiányán)系統(tǒng)和支持系統(tǒng)前沿系統(tǒng)：直接執(zhí)行安全功能的系統(tǒng)。支持系統(tǒng)：為保證前沿系統(tǒng)正確執(zhí)行功能所需的系統(tǒng)。精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）PSA研究(yánjiū)結(jié)果★核事故風(fēng)險的大小:潛在核事故的后果遠小于人們的想象核事故的發(fā)生概率遠小于非核事故傷亡概率為非核事故的一萬倍！精品資料2概率(gàilǜ)安全評價（PSA）PSA研究(yánjiū)結(jié)果

小破口失水事故2.6×10-545.5精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）PSA研究(yánjiū)結(jié)果

小破口失水事故5.7×10-566.54精品資料2概率安全(ānquán)評價（PSA）PSA研究(yánjiū)結(jié)果概率分析研究結(jié)論:核電站的主要風(fēng)險來自導(dǎo)致燃料熔化的事故，真正導(dǎo)致放射性釋放的潛在事故并不多；小破口失水事故及瞬態(tài)事故最易造成燃料熔化；人為失誤造成核事故的概率較高并往往加劇事故的嚴重性。精品資料3事件(shìjiàn)樹分析法事件(shìjiàn)樹分析法事件樹的概念及構(gòu)造事件序列定量化事件樹模型化精品資料事件(shìjiàn)樹的概念及構(gòu)造事件樹題頭：事件樹最上層是按順序(shùnxù)列出可能影響事故進程的一系列事件。在樹的分支點處，上分支表示系統(tǒng)成功，下分支表示系統(tǒng)失效。事件樹分析采用“兩態(tài)模型”：不是成功就是失效，結(jié)果偏于保守。事故序列：在事件樹表示的每一條途徑代表著一種事故狀態(tài)。它從特定的始發(fā)事件開始，導(dǎo)致一種電廠損壞狀態(tài)。3事件樹分析法精品資料事件(shìjiàn)序列定量化它表示始發(fā)事件I發(fā)生后，系統(tǒng)A和C成功，而系統(tǒng)B和D失效的一個事故序列(xùliè)。該事故序列(xùliè)的頻率可以用下式表示:始發(fā)事件I發(fā)生、系統(tǒng)A成功、系統(tǒng)B失效下系統(tǒng)C成功的份額事件序列頻率始發(fā)事件I的頻率始發(fā)事件I發(fā)生下系統(tǒng)A成功的份額始發(fā)事件I發(fā)生、系統(tǒng)A成功下系統(tǒng)B失效的份額始發(fā)事件I發(fā)生、系統(tǒng)A成功、系統(tǒng)B失效和系統(tǒng)C成功下系統(tǒng)D失效的份額每一事故序列頻率為始發(fā)事件頻率乘以分支點上的分支概率。故障樹方法3事件樹分析法精品資料事件樹模型(móxíng)化方法大事件樹-小故障樹法（顯示法）帶支持系統(tǒng)狀態(tài)的小故障樹法，或者帶有邊界條件的事件樹方法。所有支持系統(tǒng)的狀態(tài)將明顯地出現(xiàn)在事件樹題頭中，亦可考慮基本事件、人員操作。優(yōu)點：在事件樹中反映了現(xiàn)有的相關(guān)性，與事件樹相關(guān)聯(lián)的故障樹規(guī)模不大；每個事故序列的發(fā)生頻率計算比較簡單，為響應(yīng)各個分支概率的乘積。缺點：只有豐富經(jīng)驗的專家經(jīng)過精心處理(chǔlǐ)才可能在事件樹建立起正確的相關(guān)性；事件樹復(fù)雜程度迅速加大；故障樹的規(guī)模雖然變小，但故障樹的數(shù)目可能增加。3事件樹分析法精品資料事件樹模型(móxíng)化方法小事件樹-大故障樹法WASH-1400中使用的方法，美國NRC推薦(tuījiàn)使用方法。事件樹不包括支持系統(tǒng)，因此事件樹比較簡潔。對于支持系統(tǒng)，在前沿系統(tǒng)分析時應(yīng)考慮，因而對前沿系統(tǒng)形成一顆大故障樹。3事件樹分析法精品資料小事件(shìjiàn)樹-大故障樹法題頭的選擇：按照對始發(fā)事件響應(yīng)(xiǎngyìng)的時間順序來排列。（保護系統(tǒng)、高壓安注、高壓再循環(huán)等）?？紤]系統(tǒng)功能上和硬件上的相互關(guān)系。如余熱排出系統(tǒng)可能需要安全殼噴淋系統(tǒng)的成功運行，所以，余熱排出系統(tǒng)的題頭應(yīng)在安全殼噴淋系統(tǒng)之后。功能事件樹系統(tǒng)事件樹安全功能為題頭的事件樹。不是最終的產(chǎn)品，是一個中間步驟將前沿系統(tǒng)的狀態(tài)作為題頭3事件樹分析法精品資料大破口(pòkǒu)事件樹例事故(shìgù)進程3事件樹分析法精品資料大破口(pòkǒu)事件樹反應(yīng)性控制，緊急停堆；安全殼噴淋系統(tǒng)動作，以降低安全殼壓力(COI)；一回路冷卻劑裝量的維持和堆芯余熱的導(dǎo)出，向堆芯注入應(yīng)急(yìngjí)冷卻水(ECI)安全殼內(nèi)熱量排出，安全殼再循環(huán)冷卻（COR）；堆芯再循環(huán)冷卻(ECR)，進入堆芯再循環(huán)冷卻階段。安全功能分析WASH-1400報告中大LOCA功能事件樹精品資料大破口(pòkǒu)事件樹精品資料大破口(pòkǒu)事件樹系統(tǒng)間相互(xiānghù)關(guān)系的分析系統(tǒng)事件樹安注箱注入失效，認為堆芯已經(jīng)熔化；安全殼噴淋系統(tǒng)出現(xiàn)故障，則不考慮安全注射系統(tǒng)再循環(huán)運行：此時地坑水得不到冷卻；如果低壓安全注射在直接階段失效，再循環(huán)運行已不起作用，堆芯已經(jīng)熔化。精品資料故障樹分析(FTA)技術(shù)是美國貝爾電報公司的電話實驗室于1962年開發(fā)的，它采用邏輯的方法，形象地進行危險的分析工作(gōngzuò)，特點是直觀、明了，思路清晰，邏輯性強，可以做定性分析，也可以做定量分析。體現(xiàn)了以系統(tǒng)工程方法研究安全問題的系統(tǒng)性、準確性和預(yù)測性。4故障(gùzhàng)樹分析法精品資料泰坦尼克海難(hǎinán)海難(hǎinán)后果船體鋼材不適應(yīng)海水低溫環(huán)境，造成船體裂紋觀察員、駕駛員失誤，造成船體與冰山相撞船上的救生設(shè)備不足，使大多數(shù)落水者被凍死距其僅20海里的California號無線電通訊設(shè)備處于關(guān)閉狀態(tài)，無法收到求救信號，不能及時救援頂事件邏輯門

中間事件精品資料4故障(gùzhàng)樹分析法故障(gùzhàng)樹分析—WHY？Pi確定事件樹重要要素：系統(tǒng)的成功或失效？系統(tǒng)可能沒有建成（嶄新的系統(tǒng)），無可供使用的數(shù)據(jù)不希望為獲得數(shù)據(jù)而產(chǎn)生不希望的后果（破壞性試驗）；冗余技術(shù)的使用使系統(tǒng)可靠性很高，整個系統(tǒng)失效是件稀有事件，無法根據(jù)經(jīng)驗直接確定系統(tǒng)可靠性，而部件的失效數(shù)據(jù)可能是容易解決的。需要采用有效的系統(tǒng)模型方法，以便根據(jù)部件失效數(shù)據(jù)來預(yù)測系統(tǒng)的可靠性。精品資料故障(gùzhàng)樹分析故障樹分析的概念把系統(tǒng)最不希望發(fā)生的狀態(tài)作為系統(tǒng)故障的分析目標，然后尋找直接導(dǎo)致(dǎozhì)這一狀態(tài)發(fā)生的全部因素，跟蹤追擊找出造成下一級事件發(fā)生的全部直接因素，直到毋需再深究其發(fā)生的因素為止。通過分析找出出現(xiàn)不希望狀態(tài)的所有可信途徑。這個最不希望發(fā)生的事件——頂事件；毋需再深究的事件——底事件；介于頂事件與底事件之間的一切事件——中間事件。用適當?shù)倪壿嬮T把頂事件、中間事件和底事件連接成樹形圖，這種樹形圖就稱為“故障樹”（FaultTree,FT）。以故障樹為工具對系統(tǒng)故障進行評價的方法稱為故障樹分析法（FTA）。4故障樹分析法精品資料故障樹分析(fēnxī)步驟定義頂事件和邊界條件，確定成功準則建造故障樹對故障樹簡化或模塊化定性分析定量分析是故障樹分析最為關(guān)鍵的一步，是定量分析(dìngliàngfēnxī)的基礎(chǔ)。4故障樹分析法精品資料故障樹分析(fēnxī)常用符號4故障(gùzhàng)樹分析法精品資料故障(gùzhàng)樹的建造規(guī)則明確建樹的邊界條件并形成簡化系統(tǒng)(xìtǒng)圖嚴格定義頂事件FMEA分析（失效模式與影響分析）找出部件失效模式和造成的影響試驗、維修和人因相關(guān)性故障樹的層次結(jié)構(gòu)事件的命名和描述部件失效模式可分為3類：需求失效；貯備失效；運行失效采用一種標準化格式來對故障樹中基本事件進行編碼命名是極為重要的，必須與所選用的計算機程序匹配，應(yīng)清楚地說明：部件失效模式、部件標識和類型、部件所處的系統(tǒng)、部件的電廠編碼在用故障樹分析法計算事件樹中支點的分支概率時，通常由系統(tǒng)在事件樹中的成功準則來規(guī)定頂事件。有時一個系統(tǒng)在不同的事故始發(fā)事件下必須采用不同的成功準則一顆故障樹能建得過大。為了減小樹的規(guī)模和突出重點，應(yīng)在FMEA分析的基礎(chǔ)上，舍去那些不重要的部件，從系統(tǒng)圖的主要邏輯關(guān)系形成一個等效的簡化系統(tǒng)圖，然后從簡化系統(tǒng)圖出發(fā)進行建樹。4故障樹分析法精品資料故障(gùzhàng)樹建造例一反應(yīng)堆壓力保護(bǎohù)系統(tǒng)圖，試畫出該系統(tǒng)的故障樹該系統(tǒng)是一個由三個輸入通道組成的3取2系統(tǒng)，其正常的功能是當3個輸入通道中有2個通道的壓力信號超出容許的范圍時，則輸出通道有信號輸出，反應(yīng)堆就停閉。反之，該系統(tǒng)故障。因此把反應(yīng)堆壓力保護系統(tǒng)故障選為頂事件。4故障樹分析法精品資料反應(yīng)堆壓力(yālì)保護系統(tǒng)建樹過程超壓停堆失效(shīxiào)OR輸入通道故障輸出通道故障通道A和B故障通道B和C故障通道A和C故障邏輯門

A故障邏輯門

B故障通道A故障通道B故障通道C故障壓力敏

感元件

C故障壓力變

送器C

故障定值器

C故障壓力敏

感元件

A故障壓力變

送器A

故障定值器

A故障壓力敏

感元件

B故障壓力變

送器B

故障定值器

B故障準底事件x1x2x3x4x5精品資料（待發(fā)展(fāzhǎn)事件x1，x2，x3）TopOR輸入通道故障輸出通道故障通道A和B故障通道B和C故障通道A和C故障x4x5x1x2x1x3x2x3H1H2H3H4H5H6反應(yīng)堆壓力(yālì)保護系統(tǒng)故障樹精品資料故障(gùzhàng)樹建造例二簡化的應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)如下圖示。該系統(tǒng)投入由安注信號觸發(fā)，安注信號將向安注泵及有關(guān)(yǒuguān)閥門發(fā)出4故障樹分析法精品資料精品資料精品資料邏輯或門事件邏輯與門失去工程(gōngchéng)安全電源的故障樹失去直流電源失去交流電源失去工程安全電源的事故失去廠內(nèi)交流電源失去外電源4故障(gùzhàng)樹分析法精品資料故障(gùzhàng)樹的定性分析目的：尋找導(dǎo)致頂事件發(fā)生的基本事件或基本事件的組合，識別導(dǎo)致頂事件發(fā)生的所有失效模式，進而(jìnér)決定系統(tǒng)或單元的薄弱環(huán)節(jié)，以便在設(shè)計中采取措施，實現(xiàn)設(shè)計最優(yōu)化。定性分析工作包括以下三個方面的內(nèi)容：首先對建立起來的故障樹進行規(guī)范化處理，將非規(guī)范化的邏輯門或事件等效變換為規(guī)范化的邏輯門或事件，使建造出來的故障樹僅含基本事件、結(jié)果事件以及與、或、非三種邏輯門的故障樹；然后對故障樹進行簡化和模塊化處理，以減小故障樹規(guī)模，節(jié)省處理工作量；最后采用故障樹算法（上行法或下行法）對故障樹處理，并按布爾代數(shù)規(guī)則進行化簡吸收求得全部最小割集。4故障樹分析法精品資料故障(gùzhàng)樹的結(jié)構(gòu)函數(shù)故障樹中每個事件所處的狀態(tài)只有(zhǐyǒu)成功或失效兩種狀態(tài)，布爾變量，故障樹中的邏輯關(guān)系表示成布爾表示式。故障樹系根據(jù)全部底事件由邏輯關(guān)系連接而成，通過運用布爾函數(shù)的運算法則求出故障樹的數(shù)學(xué)表達式底事件可定義：事件可定義為：

為故障樹的結(jié)構(gòu)函數(shù)，反映了系統(tǒng)和單元之間的功能關(guān)系。若能求得系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)函數(shù)，則系統(tǒng)和單元之間的好壞關(guān)系也就完全清楚了。

4故障樹分析法精品資料或門該系統(tǒng)結(jié)構(gòu)函數(shù)(hánshù)為：一個系統(tǒng)，如果至少一個部件故障(gùzhàng)即可導(dǎo)致整個系統(tǒng)故障(gùzhàng)，或者說全體部件都正常，系統(tǒng)才正常，這樣的系統(tǒng)就叫做串聯(lián)系統(tǒng)。4故障樹分析法精品資料與門該系統(tǒng)結(jié)構(gòu)函數(shù)(hánshù)為：n個部件構(gòu)成的系統(tǒng)，若至少一個部件正常，系統(tǒng)即正常，或者必須(bìxū)n個部件都故障系統(tǒng)才故障，這樣的系統(tǒng)就叫做n部件并聯(lián)系統(tǒng)。4故障樹分析法精品資料反應(yīng)堆壓力(yālì)保護系統(tǒng)的故障樹如圖，求其結(jié)構(gòu)函數(shù)。4故障(gùzhàng)樹分析法精品資料解：該故障(gùzhàng)樹由“與門”和“或門”混合組成的，其結(jié)構(gòu)函數(shù)為：=H4H5H6+H3=(x1+x2)(x1+x3)(x2+x3)+x4x5寫出如圖所示故障(gùzhàng)樹的結(jié)構(gòu)函數(shù)4故障樹分析法精品資料割集是故障樹底事件集合的一個子集合，如果該子集的所有這些底事件發(fā)生，則頂事件必定發(fā)生。割集是導(dǎo)致頂事件發(fā)生的底事件的集合。最小割集是割集集合的一個子集，是底事件數(shù)量不能再減少的割集。最小割集就是引起頂事件發(fā)生的底事件的最低限度的集合。最小割集的階數(shù)：最小割集中所含底事件數(shù)目。一個最小割集代表系統(tǒng)發(fā)生故障的一種模式(móshì)，而全部最小割集的集合就代表系統(tǒng)的全部故障模式(móshì)。割集與最小割集最小割集的求法？4故障(gùzhàng)樹分析法精品資料求最小割集的方法：上行法：從底事件開始，由下向上逐步(zhúbù)將頂事件展為底事件的積之和的形式，經(jīng)過吸收得到全部最小割集。下行法（Fussell法）：從頂事件開始，由上而下逐步(zhúbù)將頂事件展為底事件的積之和的形式，經(jīng)過吸收得到全部最小割集。逐步(zhúbù)代入法。4故障(gùzhàng)樹分析法精品資料4故障(gùzhàng)樹分析法精品資料該法的特點是從故障樹最下面一級的復(fù)合事件開始。如果(rúguǒ)復(fù)合事件與底事件間是用邏輯“與門”聯(lián)結(jié)的，則為“交”運算；如果(rúguǒ)是用邏輯“或門”聯(lián)結(jié)的，則為“并”運算。按類似的方法逐步往上進行，直至頂事件展成底事件的積之和形式為止，故該法又稱上行法。上行(shàngxíng)法（Semanderes算法）4故障樹分析法精品資料用上行(shàngxíng)法求圖示的最小割集利用等冪律：4故障(gùzhàng)樹分析法于是得到五個割集為：利用吸收律進行處理，可得最小割集：精品資料Fussell方法是從頂事件開始的，由上往下逐級展開，順序地把上—級事件置換成下一級事件。在逐級展開過程中，遇到“與門”時，可將其下面緊接著的所有輸入事件都排在同一行中，增加每一項中的元素；遇到“或門”時，可把它下面的每個輸入都單獨(dāndú)排一行，在同一列中，增加的是項。這樣直到底事件為止。下行(xiàxíng)法（Fussell算法）4故障樹分析法精品資料用下行(xiàxíng)法（Fussell算法）求最小割集TH2H1H3H1H2H3置換或門45H2置換與門X4X5H4H5H6置換與門X4X5H4H5H6X1H5H612置換或門X2H5H6X4X5X1X3H613置換或門X1X1H6X2X1H6X2X3H6X4X5X2X3X3X1X1X323X2X1X2BICSX1X1X2X1X3X2X1X3X3X2X1X3X2X3X2X4X5X1X3X1X3X1X2X3X2X3等冪X1X2X1X2X3X1X2X2X3X4X5OR展開(zhǎnkāi)項AND每項的元素集輸入置換輸出