适用于Living PSA的故障树求解方法

Living PSA是当前核电厂的安全分析与评价中最热点的问题之一，Living PSA实现中最为根本而又关键的问题是“速度”问题：在现有PSA方法的基础上，根据Living PSA的特性，设计了一种适用于Living PSA的故障树求解方法，即独立模块排序求解法，并通过例子详细地说明了该方法实现过程：这个方法除了能快速地求解故障树以外，当故障树结构或故障树中部件可靠性模型或数据发生变化时能实时地求解故障树。     

适用于Living PSA快速求解最小割集的算法研究

Living PSA是现今核电厂安全分析的热点之一,核电厂本身是一个非常复杂的系统,其相应的Living PSA模型也相当庞大,这样在Living PSA的应用中,计算软件的分析速度成为限制其发展的瓶颈之一.本文基于现行常用的PSA分析算法,设计了一个能够快速求解故障树的算法.该算法首先将生成的故障树转化成用于计算的标准故障树,然后对标准故障树进行模块化,生成四类基本的独立子树,最后调用优化过的最小割集算法并采用多叉树方法进行割集的合并和吸收.该算法目前已应用于核电站快速风险分析软件平台NFRISK的开发中,并通过应用于中国实验快堆的一些系统和设备的故障树分析对其进行了初步验证.     

2 大型自主化核电厂PSA分析软件PSAP 1．0

概率安全分析（PSA）是核电站安全分析的一种有效方法，在核电站的安全评价、运行、维修及为安全管理部门的决策提供技术支持等方面具有重要的作用。PSA方法已广泛应用于在役核电厂的运行管理、系统及部件的维修以及核电厂的风险监控之中，取得了很好的经济效益与社会效益。长期以来，我国有关PSA的工作主要是在核电厂的应用方面，在PSA方法学研究及PSA技术研发方面做得工作很少。没有开发自己的PSA分析软件，因而，在开展核电厂PSA工作时，采用的都是国外的PSA软件。     

贝叶斯估计方法在Alpha因子模型参数估计中的应用

核电厂的概率安全分析（PSA）结果表明,共因失效（CCF）在系统的不可靠度中占有相当重要的贡献。国内PSA分析中CCF数据一直采用通用数据,难以体现国内核电机组的运行特点。Alpha因子模型由于其参数估计的简单化、计算结果的精确性等特点是PSA中最常用于模化共因失效的模型。但由于共因失效事件的罕见性,使用经典估计算法难以产生合理的统计值,因此,本文给出共因参数的贝叶斯估计方法,该方法能够结合先验信息和样本信息,不需要很大的样本就能得到较好的估计值,有效解决了核电厂共因失效事件少、使用经典估计方法计算结果不合理的问题,适用于核电厂共因失效模型参数估计。      

核电厂运行阶段PSA模型开发的研究

电厂运行阶段的概率安全分析工作通过建立反映电厂实际设计及运行特点的PSA模型,可以定性及定量评价电厂运行阶段的安全性,帮助电厂寻找设计及运行中的薄弱环节,为电厂管理提升及后续技术改造提供技术支持和见解。而且,运行阶段的PSA模型也是电厂开展一系列PSA应用工作的基础。本文首先总结运行电厂的特点及运行阶段PSA模型开发的主要关注事项,并结合秦山第二核电厂运行阶段的PSA模型开发给出电厂运行阶段PSA的技术路线、主要分析结果、分析见解及改进建议,为后续相似工作的开展提供参考和建议。     

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

概率安全评价（以下简称PSA）作为核电工程项目中的一项风险评估方法和应用技术,其模型开发的详细程度随着核电工程项目的设计认证、建造调试和装料运行依次提升,对电站的安全性、可靠性以及经济性方面作出巨大贡献。为了更好地完成从设计阶段到运行阶段PSA模型的升级完善,更好地发挥PSA在核电厂整个寿期内的作用,通过分析梳理PSA技术在核电厂设计和运行阶段所支持的应用,凝练PSA的技术特征并总结模型完善的要点,促进PSA模型转化更加平顺,对更好地支持PSA技术在核电厂中的应用有重要意义。此外,本文根据分析对PSA建模提出了建议,对未来PSA模型动态化、模块化趋势进行了展望。     

应用于核电厂老化PSA的SSC筛选方法研究

核电厂运行许可证延续必须考虑其延寿期内的核安全问题,确保核电机组在延期运行期间的核安全水平不低于原设计寿期内的核安全水平。可应用PSA技术对许可证延续期间的核电厂建立老化PSA模型,从而评估SSC老化对核电厂整体安全的影响,验证其仍可满足原设计标准。基于此提出了应用于核电厂老化PSA的SSC筛选分析方法,通过考虑趋势分析,老化失效模式与影响分析,风险重要度分析,在三种分析方法基础上建立核电厂SSC筛选的决策矩阵,为选择易老化且安全重要的部件建立了可行的方法。该项工作也为核电厂在许可证延续阶段的风险指引型管理奠定技术基础。     

秦山核电厂PSA模型开发及其应用前景展望

核电厂事故风险是核安全的核心问题,PSA是目前公认的定量评价核电厂风险的最佳方法.秦山核电厂PSA项目组采用事件树与故障树相结合的方法,已基本开发出反映秦山核电厂设计、运行、维修和管理实际状态的PSA模型,并采集到相应的可靠性数据.秦山核电厂以PSA模型为基础,拟把PSA的成果应用到设计变更、维修计划、定期试验和设备分级等诸多领域,使PSA技术不仅在电厂的安全性、可靠性方面作出有益的贡献,而且在提高电厂的可利用率及经济性方面也起到积极的作用.     

风险指引型管理方法及在大亚湾核电厂运行安全管理中的应用

安全评价是核电厂运行安全管理中重要的工作内容。本文运用以概率论为基础的概率风险评价方法(PSA)，在分析核电厂安全评价工作特点的基础上．介绍运用PSA方法进行核电厂安全评价的一般过程与方法．最后结合大亚湾核电厂应用PSA进行设备检修的实例，说明其具有可操作性与科学性。     

故障树求解中前处理技术的算法

核电厂概率安全评价(PSA)技术已引起核电业主和核安全当局的广泛重视,随着PSA应用的广泛开展和深入,对分析软件的计算速度提出了更高的要求。核电厂系统复杂庞大,其完整的PSA模型十分巨大,随着工作的进一步细致,其规模仍在增加,这给计算机的运算带来一定压力。为解决这一问题,在自主开发的PSA软件NFRisk中,采用了两种故障树求解的前处理技术:故障树结构简化方法和故障树模块化方法。实践证明:该技术的应用能明显加快故障树计算速度,缩短故障树求解时间。     

故障树向二元决策图的转换算法

Living PSA(Living probability safety analysis)技术已引起核电业主和核安全当局的广泛重视,该技术要求能快速准确地反映核电厂实际运行状态。因此,基于对新型的可靠性分析算法——二元决策图(BDD)的研究和概率安全分析程序NFRisk的编写经验,介绍了二元决策图的基本概念,故障树向二元决策图转换时的基本事件的排序算法,以及将故障树转换成顶事件的二元决策图的算法。这些算法均已应用在NFRisk程序中,并被证明具有良好的计算性能。     

二级PSA在严重事故管理中的应用研究

Level 2 Probabilistic Safety Analysis (PSA) can be used to quantitatively assess the risk of severe accident and is a good tool to evaluate the severe accident management. By studying the general method and procedure for the application of level 2 PSA in severe accident management, taking an improved generation-Ⅱnuclear power plant as an example, the “primary loop depressurization operation ” and the “ primary loop emergency water injection” in severe accident management guideline are quantitatively evaluated. Analysis shows that performing the “primary loop depressurization operation” immediately after entering the severe accident management guideline can greatly reduce the risk of large radioactive release, and performing “primary loop emergency water injection operation” contributes greatly to reducing the risk of large radioactive release in the slower accident sequence. The study shows that there still has further improvement room in severe accidents management for nuclear power plants in China.     

二级PSA在严重事故管理中的应用研究

二级概率安全分析（PSA）可用来定量评估严重事故风险，是评价严重事故管理的良好工具。通过研究二级PSA应用于严重事故管理的一般方法与流程，以某二代改进型核电厂二级PSA模型为例，对严重事故管理导则中“一回路卸压”和“一回路应急注水”两个关键操作进行了定量评价。评价表明进入严重事故管理导则后立即执行“一回路卸压操作”可大幅度降低大量放射性释放风险，执行“一回路应急注水操作”对于降低进程较慢的事故序列大量放射性释放风险贡献较大。研究表明国内核电厂针对严重事故的管理还有进一步提升空间。      

大亚湾核电站停堆工况风险研究

基于传统ＰＳＡ方法学（适用于功率运行工况）及核电站停堆工况特征，提出了一套停堆ＰＳＡ特征方法，包括电站运行状态离散法，分阶段评价和主逻辑故障树评价。将该方法应用于大亚湾核电站（ＧＮＰＰ）停堆工况ＰＳＡ研究，得到了较真实反映ＧＮＰＰ实际情况的结果。研究结果对ＧＮＰＰ的停堆运行和管理有实际应用价值，以我国今后核电站设计、运行及管理也有现实意义。     

基于PSA技术的核电厂数字化仪控系统可靠性设计及应用

传统意义上核电厂数字化仪控系统主要依靠提升设备的可靠性来满足电厂安全目标。随着监管要求的逐步提高，在提升设备可靠性基础上，基于概率论技术的设计手段逐步成为核电厂安全设计新的研究方向。本文应用概率安全评价（PSA）技术，对典型电厂始发事件进行分析及研究，之后对仪控设计方案整体进行PSA建模，再将其置于电厂PSA模型中，通过定量评估分析，识别薄弱环节，给出优化改进措施。在此基础上提出了一套确保核电厂仪控系统满足整体安全目标的可靠性设计流程。      

动态可靠性评价方法在AP1000核电厂严重事故中的应用研究

动态可靠性评价方法能模拟系统状态发生连续或多重变化的情况，是核电厂概率安全研究的一个新发展点。本文利用动态可靠性评价方法，使用严重事故程序MAAP对AP1000核电厂全厂断电事故进行分析，并将动态可靠性评价结果应用于二级概率安全评价（PSA）分析，最终评价对放射性裂变产物的影响。研究结果表明，系统动态特性对核电厂PSA的分析结果有一定影响，且动态可靠性评价过程可挖掘更多信息，有利于更好地指导核电厂设计及提高核电厂的安全性。     

核电站严重事故后果概率安全评价方法研究

核电站严重事故后果概率安全评价(PSA)是采用概率论的方法对核电站放射性后果进行分析,并定量给出放射性物质对核电站周围公众的健康效应影响。以国内某压水堆核电站为参考厂址,建立合适的场外后果分析模型。采用分层抽样方法对参考厂址1a的气象数据进行抽样,源项和释放特征等数据取自二级PSA的研究结果。利用事故后果评价程序对核电站严重事故后果进行计算,并用概率论方法对结果进行评估。通过计算将各事故和事故谱的场外个人剂量表示为CCDF曲线和总频率-剂量曲线,再用概率论方法得到不同距离处个人剂量超过指定剂量的条件概率;也可用此方法对确定烟羽应急计划区的安全准则中所描述的"大多数严重事故序列"进行量化。     

多堆厂址始发事件分析探讨

多堆厂址一级概率安全评价（PSA）研究中，机组数目的增加使得建模工作量剧增，给整个核电厂的风险评估带来困难。结合已有基础，本文研究了多堆厂址始发事件分析的筛选方法，提出利用堆芯损伤频率（CDF）上下限值评估方法，分析厂址内不同机组数对厂址CDF的影响。结果表明，双机组厂址适合优先进行具体分析。针对双机组核电站，对多堆厂址内各始发事件进行筛选。结果表明，丧失厂外电、丧失热阱等事件适合建模分析，并对其他筛选结果给出后续分析建议，为多堆厂址一级PSA后续事故序列建模工作提供了重要基础。