概率安全評價

PSA方法首次大規模應用於核電廠的安全研究是1975年的《反應堆安全研究》（WASH-1400）。此後經過30 a的發展和完善，PSA已經被公認為安全分析的有效工具。國際原子能機構（IAEA）指出“PSA技術已經成為核電廠安全評價的一個標準化工具，使人們能夠深入地了解核電廠的設計、性能和環境影響，包括對支配性風險因素的鑒別以及對可降低風險的各種方案進行比較。

因而可以說，PSA為安全有關問題的決策提供了協調一致的、完整的方法”。在國際實踐中，PSA方法已廣泛應用於核電廠的設計、運行和維修等各個領域，對促進核電行業的發展起到了非常重要的作用。目前，我國新頒布的核安全法規也已明確要求將PSA方法應用於核電廠的設計與運行的安全分析，這對促進我國PSA技術的發展、完善和應用有非常重要的意義。

PSA方法儘可能現實地綜合核電廠的有關信息進行全面的風險評價，這些信息包括核電廠的設計、建造、運行、維修、設備可靠性、人因可靠性、堆芯損壞事故物理過程及其對公眾健康與安全的潛在影響。與傳統的確定論方法相比，PSA方法具有如下特點。

（1） PSA不僅研究某一事件發生后出現的物理現象、過程和導致的後果，而且還在此基礎上對風險進行量化評價。

（2） PSA的分析對象不局限於設計基準事故，而是對所有事件及其可能進程進行全面的分析。PSA並不認為設計基準事故對核電廠的風險貢獻就一定高於其他事件。

（3） PSA在分析時沒有採用單一故障準則，而認為多重故障是有可能發生的。

（4） PSA在分析時考慮了事件發生後人員干預行為失敗的可能性及其負面影響。

（5） PSA在分析時考慮了設計上存在的系統、設備、人員之間互相影響的各種複雜的相關性。

（6） PSA採用較現實的假設來反映核電廠的實際情況，其評價結果更加接近現實。

可見，PSA方法在很大程度上能夠彌補傳統的確定論方法的不足，綜合使用這2種方法可以讓安全分析更加全面、客觀和合理。

按照研究的層次分類

PSA通常分為3個級別。一級PSA的目的在於計算堆芯損壞頻率（CDF）。堆芯損壞是指“反應堆堆芯裸露並被加熱到預計會發生長期包殼氧化或嚴重的燃料損壞，且涉及的堆芯部分足以引起大的放射性釋放”。二級PSA是在一級PSA分析結果的基礎上，研究堆芯損壞后的事故進程及安全殼響應，評價各種放射性核素向環境的釋放量及釋放頻率。三級PSA進一步研究放射性物質在環境中的擴散，估算其對公眾健康和社會環境的影響。目前，詳細的二級PSA和三級PSA尚未普遍開展，具體應用也較少。在實際應用中，與CDF並列使用的風險度量指標是早期大量釋放頻率（LERF），即“導致放射性核素在有效地疏散緊鄰電廠的居民之前大量地、未被緩解地從安全殼向外界釋放並造成早期健康影響的事故的頻率”。美國核管會（NRC）推薦了一種用以計算LERF的簡化方法。這種方法是在一級PSA的基礎上，分析安全殼的響應行為，確定需要早期響應的大量放射性核素釋放的情景並計算其發生頻率。

按照研究的始發事件類別分類

PSA又可以分為內部事件PSA和外部事件PSA。前者研究由核電廠內部因素產生的事件，如冷卻劑喪失事故（LOCA）、各種瞬態，包括喪失廠外電。後者研究由核電廠外部因素或自然因素產生的事件，如地震、颱風，包括內部火災。

按照研究的核電廠運行工況分類

PSA又可以分為功率運行PSA、低功率運行PSA與停堆工況PSA。

大亞灣核電已經完成了內部事件一級PSA（包括功率運行與停堆工況）和功率運行的簡化二級PSA，建立了能夠同時評價CDF和LERF這兩個風險度量指標的一體化模型。

開展PSA研究首先需要明確其目的、範圍和對象，明確所涉及的運行模式和始發事件的範圍。下面以功率運行內部事件的一級PSA為例，說明其研究過程以及主要的技術要素。

概括說來，PSA需要回答並解決如下3個問題：

①會發生哪些事故情景？

②各種事故情景的後果是什麼？

③發生這些後果的頻率或可能性有多大？

前2個問題是構建核電廠的PSA邏輯模型時要考慮與回答的問題。第1個問題是要找出各種可能的始發事件，確認緩解始發事件所需要的安全功能，分析各安全功能或成功或失敗的後續進程。第2個問題是要確定各事件進程的最終後果，即是否導致堆芯損壞。第3個問題是PSA邏輯模型定量分析時要回答的問題，要在數據分析的基礎上，計算出導致堆芯損壞的事件進程的發生頻率。這時需要計算始發事件的發生頻率和安全功能的失效概率，而確定安全功能的失效概率需要評價系統與設備的故障概率和人員干預行為的失敗概率。

功率運行內部事件一級PSA研究的主要任務有：始發事件分析、事件序列分析（含熱工水力計算）、系統分析、人因可靠性分析、相關性分析、數據分析以及定量化分析。這些任務的研究框架及相互關係如圖1所示。後文將分別對這些任務和採用的方法進行描述。