核电厂概率安全评价概述 ppt课件

核电厂概率安全评价概述张琴芳2014年10月目录PSA的一般概念安全当局与业主的要求核电厂两种安全分析方法的比较核电厂PSA的内容概述PSA分析软件PSA研究的工程应用实践AP1000PSA简介AP1000技术消化吸收再创新PSA和其他专业的关系精品资料你怎么称呼老师？如果老师最后没有总结一节课的重点的难点，你是否会认为老师的教学方法需要改进？你所经历的课堂，是讲座式还是讨论式？教师的教鞭“不怕太阳晒，也不怕那风雨狂，只怕先生骂我笨，没有学问无颜见爹娘……”“太阳当空照，花儿对我笑，小鸟说早早早……”风险的概念衣、食、住、行中都存在风险，主要指的是存在死亡的风险、经济损失的风险等。风险——人们从事某项活动，在一定的时间内会给人类带来的危害。人员伤亡和经济损失。取决于两方面：发生频率（F），后果（C）。R：危害/单位时间F：事件数/单位时间C：后果/事件风险分两类：个人风险和社会风险个人风险——一定时间内发生了某件确定事件而给个人带来的危害社会风险——某一集体的人受到的危害风险的概念（续）对于核电厂，风险主要来自于放射性核素的释放引起的高辐照危害。人员伤亡指早期死亡和晚期诱发癌症死亡、遗传疾病死亡等。经济损失指人员拆离、电站关闭、周围土地荒废、放射性清除等等。核电厂的风险可用下列变量表示：人员死亡/堆年癌症/堆年经济损失/堆年。PSA的定义美国ASME中的定义：PSA是一种对与电厂运行和维修活动相关的风险的定性和定量的评价。该评价根据风险的发生频率来度量，风险变量有堆芯损伤或放射性物质释放及其对公众健康的影响（也称之为概率风险评价，PRA）。IAEA中的定义：PSA提供一种全面的、结构化的处理方法，识别出核电厂失效的情景，并对工作人员和公众造成的风险作出数值估计。PSA的定义（续）SNERDI对PSA的解读：PSA是一种采用概率与统计方法来定量评估核电厂严重事故发生可能性及后果的技术。它通过对始发事件频率、核电厂的设计特点、运行实践经验、运行历史的影响、设备的可靠性、人因失误、堆芯熔化物理过程、放射性迁移对环境和健康的影响等各种因素的考虑，对核电厂进行的综合性的安全评价，它将给出度量核电厂安全水平的定量的数值估计。PSA的输入：电厂设计、运行历史与实践、人员行为、部件可靠性、堆芯损坏的物理过程、安全壳行为以及环境状况等方面尽可能现实的信息；PSA的基础：概率论、布尔代数；PSA的工具：归纳与演绎（事件树与故障树）相综合的逻辑推理；PSA的输出：各种事故序列、各种放射性物质释放和各种健康效应的概率与后果。PSA的历史PSA是核电发展的必然产物，是核安全研究的必然产物。上世纪四十年代，已经有反应堆（没核电厂），提出的问 题 快递公司问题件快递公司问题件货款处理关于圆的周长面积重点题型关于解方程组的题及答案关于南海问题 是反应堆会不会爆炸；五十年代中期，开始设想是否能用概率方法来研究（像57年时，BNL（美国）提出的如放射性核素释放，到底有多大危害）；六十年代，英国为选核电厂厂址的需要，F.R.Farmer提出了一条曲线成为最早将概率引进核安全分析的人；Farmer曲线给出了一条各种事故引起的放射性释放所允许的发生概率的限制曲线，这是PSA的一个根本点，不单只考虑后果，还要考虑概率；Farmer曲线：风险衡量曲线，曲线左下方允许，右上方风险过大PSA的历史（续）PSA是核电发展的必然产物，是核安全研究的必然产物。PSA最早受到系统化关注始于美国的航天部（NASA）。1967年美国阿波罗（Apollo）飞船试验失火，3名宇航员不幸遇难之后，美国宇航局（NASA）组织开发了一套评价“飞船计划”安全方针的“安全准则”建议。但是由于种种原因，NASA在很长一段时间内放弃定量风险分析，转而采用定性分析方法——故障模式和影响分析（FMEA）方法。直至1986年1月28日挑战者号失事之后，NASA才又开始定量的风险分析计划，以支持其航天飞行的设计与运行；60至70年代，美国核电事业迅速且大规模发展，但也并非一帆风顺。定量风险评价成为回应反核势力的有利工具而诞生；PSA的历史（续）PSA是核电发展的必然产物，是核安全研究的必然产物。1972年初，美国某科学家联盟挑起一场关于LOCA事故的大争论，认为在LOCA事故时，堆芯不可能保持完好的几何形状；在对核电厂的安全问题进行全面研究得出分析结果之前，应该停止核电厂的运行；为了定量评价核电厂此前各项改进的效果以及核电厂运行的风险，同时也为了回应反核方的观点，美国原子能委员会（USAEC）组织一个由Rasmussen（拉斯穆森，美国麻省理工学院教授，曾撰文批评反核方的观点）担纲的约60人的研究小组开展核电厂安全研究；核电厂风险与社会活动风险的比较PSA的历史（续）PSA是核电发展的必然产物，是核安全研究的必然产物。1975年10月，发表了研究报告《反应堆安全研究：美国核电厂事故风险的评价，即著名的WASH-1400报告（又称RSS或拉斯穆森报告）引起了很大反响，这项研究的结果给出了一种对核电厂安全的全新认识,反核力量质疑其中的数据，但引入的方法是无懈可击的；WASH-1400的研究成果有：核电厂堆芯损坏频率比原来的估计要高，但后果比原来小得多；核电厂堆芯损坏的风险主要来自小LOCA事故和瞬态，而不是以前人们主要关心和设防的大LOCA事故；NPP的风险比社会活动的风险小得多；操纵员的行为有着非常重要的作用，人员失误会加剧事故的严重性。PSA的历史（续）PSA是核电发展的必然产物，是核安全研究的必然产物。WASH-1400肯定了PSA是能够描述电厂安全图象的最完整的方法。1979年3月6日美国发生的三里岛事故（世界核电史上的第一起严重事故，第二起是1986年4月26日前苏联的切尔诺贝利事故，第三起是2011年3月11日日本的福岛事故）从反面证明了PSA的正确性和有效性。1979年初NRC曾说过不要用PSA来分析核电安全，三里岛事故后遭到总统委员会的批评，从此开始支持PSA的发展。1981~1994年，美国相继出版了故障树手册NUREG-0492、PSA实施导则NUREG/CR-2300，（PRAProceduresGuide）;暂行可靠性评价计划（IREP，NUREG/CR-2728）；发行NUREG-1150及其系列报告NUREG/CR-4550、4551，对美国5座核电厂重新进行了严重事故风险评价；更新了基础数据及分析方法；PSA的历史（续）PSA是核电发展的必然产物，是核安全研究的必然产物。开展逐个电厂评价其在严重事故下的防卸能力(即IPE（IndividualPlantExamination(单个电厂检查),IPEEE（关于外部事件的单个电厂检查）,为较小规模的PSA计划)；根据PSA分析结果，许多电厂自愿或在NRC要求下进行了必要的改造；1995年8月，NRC发布关于PSA应用的政策声明，利用PSA技术进行风险导向型管理（Risk-informedRegulation）；1998年颁布相应的管理导则（RG1.174、175、176、177等）和 标准 excel标准偏差excel标准偏差函数exl标准差函数国标检验抽样标准表免费下载红头文件格式标准下载 审查大纲（SRP）第19章。其中包括一般导则、在役检查、分级质保、技术规格书的修改等四方面的核电厂Risk-informed决策中PSA的应用，目的是在不影响安全性的前提下，减少目前管理中不必要的保守性；PSA的历史（续）PSA是核电发展的必然产物，是核安全研究的必然产物。2002年，美国ASME正式颁布PSA标准(ASME-RA-S-2002)；2008年，美国ASME与ANS联合颁布PSA标准(ASME/ANS-RA-S-2008),整体规化美国的PSA标准，至2009年出版了功率运行工况下一级PSA及简化二级PSA标准。1992年~1996年，IAEA陆续出版了安全序列从书：50-P-4、50-P-8、50-P-12（level1,2,3PSA实施导则）；2000年以后，IAEA陆续出版安全报告序列从书：IAEA-TECDOC-1135、1229、No.25（对PSA的官方审评）等。PSA的历史（续）PSA是核电发展的必然产物，是核安全研究的必然产物。1984年，我国组建两支PSA队伍，分别以正在设计、建造中的秦山核电厂和大亚湾核电站为对象开展的PSA研究；2000年4月，国家核安全局发布“政策声明：新建压水堆核电厂设计中的几个重要安全问题”，明确指出：“作为确定论设计的辅助和补充，概率安全分析应该在核电厂的设计中得到应用。”；2002年5月，国家核安全局发布“新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策”的 通知 关于发布提成方案的通知关于xx通知关于成立公司筹建组的通知关于红头文件的使用公开通知关于计发全勤奖的通知 ，文中提到了两个定量概率安全目标（CDF<10-51/堆年、LERF<10-61/堆年)；2004年4月，国家核安全局发布新版“核电厂设计安全规定”（HAF102）和“核电厂运行安全规定”（HAF103）。明确提出“必须完成核电厂的概率安全分析”等要求，并提出了PSA应该达到的目的；PSA的历史（续）PSA是核电发展的必然产物，是核安全研究的必然产物。2006年发布核安全导则《核动力厂安全评价与验证》。对PSA的方法、范围以及需要满足的目标给出了明确的指导；2010年2月，国家核安全局发布“技术政策：概率安全分析技术在核安全领域中的应用（试行）”，指出：为了积极、有步骤地推动概率安全分析技术在国内核安全领域中更深层次应用，并为概率安全分析技术的全面推广应用积累经验，制定概率安全分析技术在核安全领域中应用的技术政策很有必要。国家核安全局希望本技术政策的实施将在优化资源配置、提高核动力厂安全水平以及核安全监管活动的效率等方面发挥重要作用，同时也希望为未来相关核安全法规的修订或制订提供良好的基础。……概率安全分析方法提供了对核动力厂风险水平的深入了解，这些有关风险的深入了解应该在决策过程中得以适当的体现；PSA的历史（续）PSA是核电发展的必然产物，是核安全研究的必然产物。2011年7月，国家能源局发布行业标准：应用于核电厂的概率安全评价第1部分：功率运行内部事件一级PSA；2012年1月，国家能源局发布行业标准：应用于核电厂的概率安全评价第2部分：低功率和停堆工况内部事件一级PSA。PSA的用途确认核电厂有一个平衡的设计，没有某个设施或始发事件对电厂总的风险有过大的贡献；提供堆芯损伤频率和大放射性释放频率的评价（包括剂量），以确认与安全目标的一致性；提供外部灾害事件出现频率和后果的评价；确认系统或运行程序的改进能够降低严重事故的频率和缓减它们的后果；核电厂运行指导和风险管理，等等。目录PSA的一般概念安全当局与业主的要求核电厂两种安全分析方法的比较核电厂PSA的内容概述PSA分析软件PSA研究的工程应用实践AP1000PSA简介AP1000技术消化吸收再创新PSA和其他专业的关系安全当局与业主的要求美国核管会(NRC)在其安全目标的政策声明中提出：美国用户要求文件（URD)要求：由于核电厂运行导致其周围居民立即死亡的风险不超过所有可能导致其死亡的社会风险的千分之一；由于核电厂运行导致其周围居民患癌症的风险不超过所有可能导致其患癌症的社会风险的千分之一。堆芯损伤频率(CDF)不超过10-5/堆年大量放射性释放频率(LRF)低于10-6/堆年。研究表明，核电厂的LRF低于10-6/堆年即可满足NRC的两个风险指标。安全当局与业主的要求（续）美国NRC管理导则RG1.200，Rev2(2009.3)，风险导向型决策活动中确定PRA结果技术充分性的方法（AnApproachforDeterminingTheTechnicalAdequacyofProbabilisticRiskAssessmentResultsforRisk-InformedActivities）所有美国核电厂必须满足RG1.200的要求；PSA的范围：内部事件一级、二级PSA，内部水淹、内部火灾PSA，其它外部灾害的筛选和保守分析，地震、强风、外部水淹等等；覆盖所有始发事件和电厂运行模式安全当局与业主的要求（续）10CFR50.71(h)对新建核电厂的要求美国新建核电厂业主要求在首次装料前一年完成PSA,以便满足PSA标准要求,并完成与风险导向型决策应用相关的分析。每个COL业主必须在首次装料计划日之前完成一级和二级PSA。该PSA必须包括在首次装料计划日之前一年发布的NRC认可的PSA标准中规定的始发事件和运行模式。每个COL业主必须按要求维护和升级PSA，PSA升级必须包括在要求升级前一年有效的NRC认可的PSA标准中规定的始发事件和运行模式。在核电厂寿期内必须每四年升级一次。每个COL业主，在提交更新执照的应用申请之日前，按要求完成所有运行模式和所有始发事件的PSA升级。安全当局与业主的要求（续）IAEA关于核电厂设计的安全要求：NNSA关于核电厂设计的安全要求：1988年版《核动力厂设计安全规定》(IAEA50-C-D.Rev1），原则性的要求；2000年版《核动力厂设计安全规定》(NS-R-1:2000)，更明确、更系统的要求。2002年颁布《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》，6个方面，14条要求；2004年颁布《核动力厂设计安全规定》HAF102（同NS-R-1），新要求的核心是设计管理、严重事故与PSA；要求进行核电厂全面的安全评价，安全评价包括确定论安全分析和概率论安全分析两种互补的技术。2010年颁布技术政策：概率安全分析技术在核安全领域中的应用。目录PSA的一般概念安全当局与业主的要求核电厂两种安全分析方法的比较核电厂PSA的内容概述PSA分析软件PSA研究的工程应用实践AP1000PSA简介AP1000技术消化吸收再创新PSA和其他专业的关系核电厂两种安全分析方法的比较确定论方法——假设DBA法概率论方法——PSA（PRA）研究的是核电厂某一事故发生后出现的物理现象、事故的进展过程和导致的后果；研究的是核电厂会发生什么样的事件，事件发生后会出现什么样的事件序列，这些事件序列会导致怎样的后果，这些后果各是由哪些基本事件组合导致的，发生概率有多大。vs核电厂两种安全分析方法的比较确定论方法——假设DBA法基本思想是纵深防御，防御的对象是DesignBaseAccident。事故分为可信事故和不可信事故：可信事故——根据经验判断，选择事故进行分析。其中最危险的可信事故假设为主管道双端断裂大LOCA。不可信事故——设计中不考虑。根据DBA的要求来设计安全设施。设计准则是单一故障准则。做法是经过大量的分析计算来证明在DBA下，在安全系统发生单一故障的情况下，电厂还是安全的。评价标准是核电厂周围公众所受的剂量（有一个限值）。核电厂两种安全分析方法的比较概率论方法——PSA（PRA）事故是一个随机变量，事故没有可信与不可信之分，它分析的是事故谱；系统中的故障不会仅仅是单一的，多个部件同时故障的情况也可能存在；认为核电厂是有风险的，用风险来度量。结论是NPP的风险比其它社会活动的风险低，所以是可接受的。目前两种方法的关系：核电厂的安全分析报告必须两种方法同时包括（15章和19章）目录PSA的一般概念安全当局与业主的要求核电厂两种安全分析方法的比较核电厂PSA的内容概述PSA分析软件PSA研究的工程应用实践AP1000PSA简介AP1000技术消化吸收再创新PSA和其他专业的关系核电厂PSA的内容概述PSA的三个层次：一级PSA–事故频率分析二级PSA--事故进程和安全壳响应分析、源项分析三级PSA–厂外后果分析、风险综合不确定性分析贯穿整个一、二、三级PSA过程。按电厂运行状态，分：功率运行、低功率及停堆工况PSA；按始发事件性质，各级PSA又可分为：内部事件与外部事件PSA。针对各级PSA核电厂PSA的内容概述（续）PSA范围123PSA等级运行模式停堆低功率正常运行始发事件外部灾害内部灾害内部事件核电厂PSA的内容概述（续）PSA项目管理和组织确定PSA目标确定PSA范围、选择分析方法和分析程序项目管理工作队成员的选择和组建工作队人员培训经费和进度计划质量保证大纲的建立和同行专家对话式审查完成PSA所需要的资源（以人力、计算机时间、日历时间等表示）在很大程度上取决于PSA的范围和PSA工作队可用的专业人员。对于一个给定范围的PSA，即使有“无限制的”人力资源，但由于某些任务必须按先后次序进行，因而在所需时间上也有一个下限值。核电厂PSA的内容概述（续）IAEANo.50-P-4的一级PSA所需时间上、下限及所需人员估计PSA的工作内容一、二、三级PSA关系PSA的工作内容（续）PSA模型一级PSA的主要内容一级PSA：堆芯损坏事故频率分析核电厂可能发生的始发事件始发事件发生后引起堆芯损坏的事故序列堆芯损坏事故序列的原因堆芯损坏事故序列的发生频率始发事件分析；事故序列分析；成功准则；系统分析；人员可靠性分析；数据分析；相关性分析；事故序列定量化；不确定性和敏感性分析；等二级PSA的主要内容二级PSA：事故进程与安全壳响应分析、源项分析电厂损伤状态分析（1/2级PSA的接口分析）严重事故典型序列分析（严重事故现象学研究）安全壳失效模式及概率分布分析事故进程事件树（安全壳事件树）分析源项分析（放射性物质在安全壳内的迁移及向环境的释放）不确定性和敏感性分析；等二级PSA的主要内容三级PSA：厂外后果分析与风险综合源项归并分析（2/3级PSA的接口分析）严重事故后果分析（MACCS程序）对电厂附近居民的个人早期伤亡风险晚期健康影响（潜伏癌症）公众所受到的总剂量经济后果风险综合（PRAMIAS程序）。目录PSA的一般概念安全当局与业主的要求核电厂两种安全分析方法的比较核电厂PSA的内容概述PSA分析软件PSA研究的工程应用实践AP1000PSA简介AP1000技术消化吸收再创新PSA和其他专业的关系PSA分析软件PSA分析软件系统—骨干程序RALLY，一级PSA分析RISKSPECTRUM，一级PSA、LivingPSA分析；EVENTRE，二级PSA事件树分析；PSTEVNT，二级PSA序列归并；XSOR，二级PSA源项分析；PARTITION，二级PSA源项归并；MACCS，三级PSA后果分析；PRAMIS，三级PSA风险综合；LHS，PSA不确定性分析。PSA分析软件（续）PSA分析软件系统—接口程序STRAUSL2，用于一二级接口MASTERK，CHAFRQ，APET与源项及后果分析接口上述一二三级PSA骨干程序均系国外引进，其中RALLY来自德国GRS，用于德国风险评价，比较早，现由RISKSPECTRUM代替，该程序系我院购买于瑞士SCANDPOWER公司的商用程序；其余主干程序通过IAEA技术合作项目得到，都是用于NUREG－1150分析中的程序。我院研发了不确定性分析程序LHS，使程序系统具有不确定新分析功能，用EVNTRE/LHS进行了美国SURRY核电厂的Fast-SBO的APET分析，进行程序的工程例题验证，计算结果与SURRY很好吻合。一二三级PSA分析软件系统实现配套PSA软件系统流程目录PSA的一般概念安全当局与业主的要求核电厂两种安全分析方法的比较核电厂PSA的内容概述PSA分析软件PSA研究的工程应用实践AP1000PSA简介AP1000技术消化吸收再创新PSA和其他专业的关系PSA研究的工程应用实践上海核工院PSA研究始于1984年；QS1：可靠性分析为主，学习方法，开始应用；C1：一二三PSA研究，一级PSA部分应用，二三PSA设计后评价；新设计核电厂(C2、CNP1000、C3/C4、AP1000等)PSA：秦山及恰希玛一期PSA：PSA：作为设计手段，全面参与设计迭代，用于系统设计改进和概率安全目标的确认，提交安全当局取证审查；PSA研究的工程应用实践（续）辅助给水系统是核电厂两个有定量可靠性指标要求的系统之一；美国核管会（NRC）规定：应根据NUREG－0611和NUREG－0635提供的方法与数据确定AFWS的功能需求不可用度，其可接受值为1.0×10-4--1.0×10-5。我院参照美国NRC规定的方法与数据分析了在下列三种工况下AFWS的不可用度：失去主给水（LMFW）；失去外电源（LOOP）；失去所有交流电源（LOAC）经过多 方案 气瓶 现场处置方案 .pdf气瓶 现场处置方案 .doc见习基地管理方案.doc关于群访事件的化解方案建筑工地扬尘治理专项方案下载 比较分析，对AFWS系统进行优化，最终使得AFWS系统的设计满足要求。秦山一期PSA应用—辅助给水系统改进核电厂方案特点系统不可用度LMFWLOOPLOAC卡托巴4.6×10-52.8×10-48.1×10-2原设计(84年)柴油机泵手动投入，两台电动泵、一台柴油机泵出口由桥管相连1.4×10-35.4×10-31.0改进方案一柴油机泵自动投入1.3×10-42.9×10-44.7×10-2秦山改进方案二在改进方案一基础上，去掉手动阀V11A,B;二台阀V05A,B合成一台阀V05~10-5~10-5~10-2改进方案三在改进方案二的基础上，柴油机泵出口通过自己的一套管道阀门分两路接到两台蒸汽发生器上~10-5~10-5~10-2现设计采纳了可靠性分析提出的建议1.4×10-57.6×10-52.5×10-2PSA研究的工程应用实践（续）秦山一期PSA应用—辅助给水系统改进PSA研究的工程应用实践（续）恰希玛一期（C-1）PSAC-1PSA分析采用90年代国际先进方法：NUREG－1150方法和相关计算机程序；完成内部事件满功率工况一级PSA分析；CDF＝3.5x10-5/堆年（点估计）；比较：SURRY，4.5x10-5/堆年（NUREG－1150）；应用举例：余热排出系统设计改进：显著降低ISLOCA风险；C-1电厂一级PSA工作PSA研究的工程应用实践（续）恰希玛一期（C-1）PSAC-1PSA分析采用90年代国际先进方法：NUREG－1150方法和相关计算机程序；电厂损伤状态（PDS）分析：31个PDS；事故进程及安全壳响应分析：建立了PC电厂事故进程事件树（APET），共54个顶事件，193种情况，454条分支，4.5万条事故序列；用EVNTRE程序进行序列定性定量分析；源项分析：对所有事故序列进行源项分析；得到19组源项，用于三级PSA分析；不确定性分析；二级PSA分析工作内容包括PSA研究的工程应用实践（续）恰希玛一期（C-1）PSAC-1PSA分析采用90年代国际先进方法：NUREG－1150方法和相关计算机程序；三级PSA方法研究MACCS程序应用开发C-1电厂三级PSA工作PSA研究的工程应用实践（续）C2设计中PSA分析及应用2001年巴基斯坦颁布的PAK/909及PAK/911规定，核电厂建造和装料许可必须提交PSA分析报告并通过PNRA审评；C2 合同 劳动合同范本免费下载装修合同范本免费下载租赁合同免费下载房屋买卖合同下载劳务合同范本下载 对初步设计、施工设计阶段PSA分析及应用作出相应规定：分别递交初步及最终PSA分析报告，并给出基于PSA的设计改进项；在C2设计中，PSA作为设计工具，得到充分应用，PSA分析反馈成为C2设计工作的重要组成部分；巴基斯坦可能是世界上第一个将PSA纳入核电厂许可证条件的国家；C2则是世界上第一个将PSA分析报告纳入取证条件的新建核电厂。PSA研究的工程应用实践（续）C2设计中PSA分析及应用C2高压安注系统设计改进高压安注系统与喷淋系统设置了一条公用的小流量回流管，该管的设置有2种方案：原来的设计：管上设置两台串联的常开电动隔离阀V31A、B（C-1的设计）；改进设计：管上设置四台常开电动隔离阀V31A、B、C、D，其中V31A、C串联，V31B、D串联，然后再两两并联（C-2目前的设计）。重要厂用水系统设计改进原来的设计：当运行中的冷却塔风机出现故障时，没有明确的报警信号；所有的风机的启动都是手动的。改进设计：增加风机失效的报警装置；泵与风机连锁启动。PSA研究的工程应用实践（续）C2设计中PSA分析及应用C2PSA敏感性分析及改进建议化容系统往复式上充泵敏感性分析主给水调节阀敏感性分析辅助给水系统止回阀敏感性分析主压缩机电源母线接线设计改进主泵轴封的材料对其可靠性的影响从其它电厂引进电源的敏感性分析PSA研究的工程应用实践（续）C2设计中PSA分析及应用有关C2的PSA科研C2内部事件一级PSA为开展PSA新领域的科研提供了很好的基础。结合我院原国防科工委的科研，对C2进行二级PSA，使C2具备完整的一、二级PSA成果，2008通过国家核电组织的成果鉴定，该成果得到了业界的普遍认可，获得2011年度中国核能行业协会科学技术二等奖；还获得上海市科学进步三等奖；内部火灾PSA研究（NUREG/CR-6850）内部水淹PSA研究；“C-2内部火灾和水淹分析及其应用”获得2011年度中国核能行业协会科学技术二等奖；低功率停堆PSA研究。2011年已通过中国核能行业协会的成果鉴定。目录PSA的一般概念安全当局与业主的要求核电厂两种安全分析方法的比较核电厂PSA的内容概述PSA分析软件PSA研究的工程应用实践AP1000PSA简介AP1000技术消化吸收再创新PSA和其他专业的关系AP1000PSA简介概述AP1000PSA是以AP600PSA（始于1987年）为基础，结合AP1000的一些设计改进而建立起来的；AP1000在设计过程中连续应用PSA技术，对电厂风险进行评价以优化电厂安全，使得电厂最终设计的整体安全水平超过设计目标。目标评价AP1000响应瞬态和事故的能力；满足NRC的管理要求；论证设计满足CDF和LRF的安全目标；论证PSA模型与AP1000的设计配置和运行要求一致以及PSA方法论满足URD的要求；AP1000PSA简介（续）目标（续）论证AP1000设计在人员干预方面薄弱环节少，敏感性不强；为设计过程提供输入；论证满足氢气控制准则；作为事故管理程序的基础。范围内部事件一级、二级和三级PSA；内部事件敏感性、重要度和不确定性分析停堆风险评价外部事件风险评价。AP1000PSA简介（续）AP1000PSA报告内部事件一级PSA内部事件二级PSA内部事件三级PSA内部事件不确定性、重要度和敏感性分析低功率和停堆风险分析（一级）外部事件风险分析内部始发事件分析事件树与成功准则分析系统分析共因和人因分析数据分析事件树定量化和CDF计算严重事故现象分析安全壳事件树及其成功准则裂变产物释放和源项分析厂外剂量评价内部水淹内部火灾地震裕量分析其他外部事件分析安全壳失效概率和LRF计算AP1000PSA简介（续）—始发事件分析2&3—事件树分析和成功准则4&6—系统分析(故障树)5，7-28—共因失效分析29—人因可靠性分析30—数据分析32—定量化计算(CDF)31，33—严重事故分析34-44内容对应PSA章节AP1000PSA简介（续）内容对应PSA章节—裂变产物源项45—厂外剂量风险评价49—重要度、敏感性和不确定性分析50&51—停堆评价54—地震裕量评价55—内部火灾和水淹评价56&57—其它外部事件评价58—结果分析和主要见解59其中有5个章节号留空，即：46-48、52、53未使用。AP1000PSA简介（续）方法论始发事件和事件树分析——确定一套完整的始发事件清单。包括对PWR运行经验、对以往的PSA和对AP1000电厂特性的考虑的审查。对于每个始发事件类别，均构建一棵事件树以模化可能的事故序列。成功准则——采用MAPP4、NOTRUMP和其他程序进行大量分析来确定始发事件发生后缓解系统的成功准则。系统分析——对预防或缓解严重事故有贡献的安全相关和非安全相关的前沿系统和支持系统进行定性分析，并构建系统故障树。该分析确定了每个系统中的各个部件的重要度。人员可靠性分析——进行详细的人员可靠性分析，着重评估单个操纵员的决策对多个系统的影响。AP1000PSA简介（续）方法论（续）共因失效分析——分析识别和模化相关性（共因失效），包括系统内部和位于相似环境中使用相似部件的多个系统之间的相关性。严重事故分析——采用MAPP4程序进行分析来研究严重事故序列进程并定义放射性核素源项。剂量评估——计算各种裂变产物释放类别的厂址边界剂量。氢气控制分析——使用MAPP4程序进行分析论证氢气点火器的有效性。停堆评价——评价低功率和停堆工况下堆芯损伤频率。AP1000PSA简介（续）方法论（续）火灾和水淹评价——通过内部火灾和内部水淹风险评价评估电厂的潜在薄弱环节。抗震裕度评价——使用抗震裕度方法来识别潜在的地震薄弱环节，并评价超设计安全停堆地震的裕度。结果汇总——通过综合堆芯损伤分析、严重事故分析和剂量分析结果来获得超出某个水平的厂址边界剂量频率。结果AP1000核电厂总CDF和LRF满足NRC的安全目标，且有非常显著的裕量。这些频率与现有运行的典型PWR的相应频率值相比，约低两个量级。目录PSA的一般概念安全当局与业主的要求核电厂两种安全分析方法的比较核电厂PSA的内容概述PSA分析软件PSA研究的工程应用实践AP1000PSA简介AP1000技术消化吸收再创新PSA和其他专业的关系AP1000技术消化吸收再创新从2007年初开始AP1000技术消化吸收工作，支持三门、海阳核电厂1&2号机组初步安全分析报告，（包括根据西屋公司的输入汇编PSAR报告，国家核安全局审评问题与西屋的沟通交流，审评问题西屋答复的翻译、审评对话的参与、对话工作单的翻译等）；TP3课堂培训；全面开展AP1000后续机组PSA的建模与报告编写；在消化AP1000PSA报告的基础上，自主建立后续机组的PSA模型，对每一份PSA分报告，不仅力求恢复AP1000PSA的内容，而且要弄清搞懂技术。AP1000技术消化吸收再创新（续）2010年5月10日—14日，及6月28日—7月2日，两次邀请美国ABS公司的PSA专家MrJames.C.L进行AP1000PSA技术咨询与交流；2010年7月，策划非能动核电厂自主化PSA，并开始自主化研究工作；2011年5月10日，三门核电一期业主同意采用我院自主化PSA的分析成果，正式委托我院结合三门电厂施工设计和厂址特征开展相应的PSA分析，7月20日我院正式启动三门核电一期FSAR的PSA及火灾危害性分析。AP1000技术消化吸收再创新（续）2012年3月完成CAP1400的初步设计阶段的PSACAP1400PSA总体情况概述技术目标应尽可能满足RG1.200的要求满足适用的ASME标准解决依托项目PSAR阶段PSA审评遗留问题方法以AP1000PSA所采用的，仍适用于CAP1400的PSA方法为基础，结合最新的PSA分析方法工具故障树和事件树建模定量化工具——RISKSPECTRUM内部水淹水位计算工具——IFA火灾现象建模工具——FDTs、CFAST、FDS系统或电厂HCLPF值计算工具——MCSHCLPF用于热工水力支持性计算的系列热工程序——MAAP/NOTRUMP等CAP1400PSA总体情况概述（续）总体结论停堆风险大幅下降火灾风险有所上升其他结论和PSA见解与AP1000PSA的基本一致总CDF（单位：/堆年）相比依托项目PSAR的百分比相比依托项目FSAR的百分比CAP1400PSAR4.15E-781.5%90.0%依托项目PSAR5.09E-7100.0%110.4%依托项目FSAR4.61E-790.6%100.0%CAP1400相关设计改进在PSA中体现的已实施或计划实施的设计改进：ADS成功准则从4取3（4台ADS第4级阀门中需开启3台）变为有条件的4取2（2条环路上的2台ADS第4级阀门各取一台）。（建议并实施的改进）增设极早期火灾探测系统（VEWFDS）。（建议并计划实施的改进）增大了堆腔淹没管线的管径，加快了堆腔淹没速率，操纵员可有更多的时间来实施堆腔淹没操作。（建议并实施的改进）PXS-V118A（B）、V120A（B）、V123A（B）以及125A（B）的所有接线盒进行防喷淋和防水淹设计。（建议并实施的改进）改进仪控系统设计，尽可能避免系统间的软、硬件共因失效。（建议并计划实施的改进）CAP1400相关设计改进（续）若实施可优化电厂设计的改进建议：电气载荷分配的优化，例如两条10kV母线ECES1、ECES2之间的负载平衡;改进RNS注入管线的设计，使其能用于缓解安注管破裂事故;应急运行规程（EOP）的优化，重点关注ADS降压操作相关的部分。目录PSA的一般概念安全当局与业主的要求核电厂两种安全分析方法的比较核电厂PSA的内容概述PSA分析软件PSA研究的工程应用实践AP1000PSA简介AP1000技术消化吸收再创新PSA和其他专业的关系PSA和其他专业的关系PSA和其他专业的关系（续）核电厂业主操纵员培训情况电厂规程试验、维修大纲运行事件设备可靠性数据等PSA和其他专业的关系（续）一所PSA专业由PSA室、热工室、屏蔽专业共同完成二所抗震裕度评价SMA设备HCLPF值地震PSA设备地震易损度承压热冲击中的PSA分析压力容器热冲击事件序列PTS事件序列频率PSA和其他专业的关系（续）三所始发事件分析、事件树分析、故障树分析、人员可靠性分析系统说明书、系统流程图系统运行规程、试验维修内部水淹分析工艺系统布置、水量防水淹要求内部火灾分析工艺系统布置SMA、SPSA设备HCLPF值设备地震易损度PSA和其他专业的关系（续）四所故障树分析、人员可靠性分析AC、DCPMS、PLS、DAS主控室设计内部水淹分析电仪布置、防水淹要求内部火灾分析电缆布置、防火性能等SMA、SPSA设备HCLPF值设备地震易损度PSA和其他专业的关系（续）五所内部水淹分析建筑结构、消防、给排水、暖通内部火灾分析建筑结构、消防SMA、SPSA设备HCLPF值设备地震易损度外部灾害（飞机、强风、洪水等）建筑结构、总平PSA和其他专业的关系（续）咨询部外部灾害分析厂址历史洪水、设计基准洪水位厂址历史强风、设计基准风速厂址地震危险性概率分布厂址地质、交通（机场、航线）等三级PSA厂址地形、气象、人口、道路等信息谢谢Thankyou