《概率安全分析》PPT课件.ppt

概率安全分析 主要内容 概述基本分析方法事件树分析方法故障树分析方法人因分析数据及定量化应用前景 概述 一 背景概率安全评价 PSA 又称概率风险分析 PRA 是一种系统的工程安全评价技术 20世纪70年代初 PRA技术逐渐成熟 并在航空与航天部门应用成功 1975年 PSA首次应用于轻水反应堆安全分析 WASH 1400报告 RSS 1979年3月 三里岛核电厂2号机组发生的事故证实了 反应堆安全研究 的预言 概述 二 意义它可以发现设计缺陷 共因失效概率 各种可能的失效模式和电厂内各种不利的系统间相互作用 PSA技术还可以用来估价设计改动的代价 因此它可以用作设计决策的重要工具 虽然PSA的分析结果中会给出堆芯熔化的概率及环境后果 但是很难说这是它的终极目标 更不是它的唯一目标 我们宁可把PSA分析过程看作对核电厂的一次全面认识过程 这也许更合乎实际 也更合乎PSA技术的特点 概述 三 分级 概述 基本分析方法 一级PSA 始发事件分析 事件树分析 事故序列定量化 原始资料收集 故障树分析 不确定性和敏感性 共因失效分析 人员可靠性分析 建立数据库 始发事件 一 始发事件的定义始发事件是事件对电厂运行产生干扰 当电厂的各种缓解系统不能成功运行时 存在堆芯损害的潜在功能 二 始发事件的选择2 1放射性释放的来源和条件电厂放射性释放源 反应堆堆芯 换料水池 乏燃料处理装置以及放射性废物储存箱 运行工况 A 满功率到一回路压力大于P11 温度大于P12 B P11 P12以下至RRA连接条件 C RRA连接至正常冷停堆 D 一回路排水或开口 电厂损伤状态的定义 始发事件 2 2确定始发事件清单的方法工程评价参考现有清单演绎分析运行经验反馈 始发事件 2 3始发事件清单大LOCA中LOCA小LOCAV LOCA压力容器破裂丧失热阱丧失给水 始发事件 丧失电源给水管道破口蒸汽管破口一回路瞬态二回路瞬态硼误稀释丧失直流电源丧失压缩空气SGTR蒸汽管道破裂叠加SGTR 始发事件 三 电厂安全功能及前沿系统控制反应性 RPR HHSI 排出堆芯衰变热和储存热 ARE和GCTc ASG和GCTc HHSI 安注箱和LLSI RRA PTR 保持反应堆冷却剂压力边界完整性 稳压器安全阀 RRA安全阀 主泵密封水注入 保持反应堆冷却剂总量 HHSI 低压安注系统 Accumulator 保护安全壳完整性 EAS 事件树分析方法 事件树分析 EventTreeAnalysis 方法是一种逻辑演绎法 在给定一个始发时间的前提下 分析此始发事件可能导致的各种事故序列的结果 从而定性和定量地评价系统的特性 帮助分析人员获得正确的决策 事故序列以图形表示 且呈树型 故得名事件树 事件树分析方法 事件树分析步骤1建立分析的边界条件2定义始发事件所要求的安全功能3确定成功准则4建立事件树5逻辑简化 事件树分析方法 举例 故障树分析 什么是故障树 一种图形化的 演绎的静态分析方法 分析系统是如何失效的 从不期望的事件开始 分析可能造成 顶事件 的各种因素 按逻辑关系从上至下分析 直至找到导致顶事件发生的最终原因 显式构模表达多重故障 用于评估系统的不可用度 故障树分析 故障树分析的步骤 1 建树前的准备熟悉系统 2 选取顶事件定义系统任务 边界 功能范围系统的简化流程图系统和部件的初始 分析状态系统和部件的成功准则 故障树分析 3 失效模式与效应分析FMEA 4 从顶事件开始 由上至下寻找可能导致该事件发生的直接原因 直至分析到已探明发生原因的故障 即基本事件 形成故障树 故障树分析 故障树分析 故障树分析 故障树分析 人因分析 1 类型A 始发事件前的人员动作 影响系统或部件的不可用性 2 类型B 引起始发事件的人员动作 3 类型C 响应始发事件而进行的人员动作 人因分析 A类人员可靠性分析 ASEPC类人员可靠性分析 THERP HCR 人因分析 始发事件前HRA 分析始发事件发生前人员动作 类型A 的可靠性 始发事件前人员动作 电站正常运行期间发生的 会影响部件或系统安全功能的人员行动 人因分析 始发事件后HRA分析例子SGTR事件描述 反应堆自动停堆 安注自动投入 安注保护信号将触发主给水隔离和启动辅助给水 操纵员进入EOP规程 根据主控制室征兆判断事故 所依据的征兆包括 二次侧剂量水平和蒸汽发生器水位的变化识别事故的蒸汽发生器 蒸汽发生器传热管断裂事故SGTR中的人误事件为例 识别出事故的蒸汽发生器后需要将其隔离 其目的是避免事故蒸汽发生器被充满水 导致事故蒸汽发生器的大气排放阀或主蒸汽安全阀带水向环境排放 为了进可能快地减少直至终止一二回路的泄漏 必须通过一回路的降温 降压来实现 然后将机组带到余热去除系统投入 并最终将机组带到冷停堆工况以便维修事故蒸汽发生器SGTR事件运行规程 SGTR事故后的应急规程是A3规程 SGTR始发事件发生后需要保证的安全功能有 1 紧急停堆 RPS 2 辅助给水和主给水系统的投入 AFW MFW 3 隔离事故蒸汽发生器 FSGIS 4 用完好的蒸汽发生器进行降温5 高压安注 HPI 6 冲排冷却 Feed Bleed 7 余热去除 RHR 找出SGTR始发事件发生后 7个功能题头中需要实现的人员动作 这个步骤原则上有事件树分析人员和HRA分析人员共同完成 SGTR事件树各个题头中有多少个操纵员动作需要完成 在不同的电站由于规程 自动化程度等差异 是不同的 破损SG隔离的相关规程 假定 A3规程第2步 识别破管蒸汽发生器 失控上升 或 主蒸汽管道N 16仪放射性高 或 蒸汽发生器排污水放射性高 或 蒸汽发生器取样放射性高 或 抽气器排汽放射性高 破损SG隔离的相关规程 假定 A3规程第3步 a 调整破管蒸汽发生器的大气释放阀开启设定值至7 0MPab 确认破管蒸汽发生器的大气释放阀 关闭c 关闭破管蒸汽发生器的主蒸汽隔离阀及其旁路阀d 隔离破管蒸汽发生器的排污e 关闭破管蒸汽发生器的主蒸汽隔离阀前疏水阀 破损SG隔离的相关规程 假定 A3规程第4步 检查破管蒸汽发生器的水位a 窄量程水位 大于9 1mb 隔离给水 分析中的相关假设 1 使用了EOP规程 且操纵员经过良好的培训2 操纵员一步一步按照规程进行操作3 诊断可用时间窗口 30分钟4 压力水平 中等5 操纵员培训和经验 SGTR培训水平良好 经验良好6 人员恢复的可能性 值长和STA 假定与操纵员的相关性中等 根据表格20 21Item3 b 每一个恢复因子为0 19 取0 2 分析过程 1 诊断失误概率根据假设 诊断可用时间为30m 得到诊断失误概率为 0 0012 动作失误概率在正确诊断的情况下 操纵员仍有可能在动作的执行过程出现错误 根据E3规程 操纵员总共需要进行5步主要的操作 假定任何一步出现错误 都将导致任务失败 因此需要将5个步骤的动作失误概率相加 模型链接与定量化 编码系统模型的链接定量化计算 编码系统 编码系统基本原则编码的唯一性和一致性编码的唯一性和一致性是指在PSA模型中的任一事件 包括始发事件 设备失效模式 题头事件 人因事件 故障树中的逻辑门等 有且仅有一种编码进行表示编码的完备性编码系统一般应能涵盖故障树和事件树分析中遇到的所有情况需不断地对编码系统进行补充和完善补充与完善要保证兼容性编码的简洁明了和易读性编码应能很好地表达所要求的内容 并尽可能多地直接反映出所包含的信息 模型链接 一个PSA模型不可能是一个人完成的 一定是多个人努力的结果将多个人完成的多个模型链接成一个完整的 可计算的模型 是模型链接的主要内容由专人完成 需要对软件的使用很熟悉 数据输入由数据分析人员根据编码系统 将设备失效参数 共因失效参数统一输入到一个新建模型中 并分发给其他分析人员在后续的构建模型过程中 若有增加失效参数的需要 必须通过数据分析人员和编码制定者讨论后 确定新增加参数的编码和取值系统分析人员在分发的包括有失效参数的模型上建立各自的故障树一定要严格按照编码系统确定基本事件的编码系统间共用部分 需要相关分析人员讨论 确定各自的分析边界需要调用其它故障树的 以转移门或待发展事件表示 不同的人调用相同的支持系统 转移门或待发展事件的编码必须相同构建的故障树模型包括共因失效组 不同人员涉及到的相同设备的共因失效组 相关人员要进行讨论 将多人构建的包括有故障树的多个模型整合到一个模型中利用RiskSpectrum的导入 导出功能先把支持系统故障树导入到一个模型中 而且独立性最强的故障树 最先导入与后面的系统故障树整合时 打开要整合的系统故障树模型 再导入已经整合的模型 即 用整合好的模型覆盖未整合的模型中的相同部分再将前沿系统的故障树整合到已经包括有所有支持系统故障树的模型中所有故障树都整合到一个模型中后 逐个将代表支持系统故障树的转移门或待发展事件替换为相应的故障树逻辑门只有转移门或待发展事件编码相同 才利于查找 收集事件序列分析人员提供的事件树题头和后果 由专人汇总各题头的成功准则 确定各题头和后果的编码由模型链接者负责将所有题头事件 包括始发事件 和后果输入到模型中 并将模型分发给事件序列分析人员事件序列分析人员建立各自的事件树 并选择各题头 包括始发事件 的输入 确定事件序列的后果若有需要增加的题头和后果 一定不能擅自增加 要通过模型链接者和编码制定者采用故障树整合类似的方法 将事件树整合到一个模型中 定量化计算 故障树的定量化事件序列的定量化一组事件树的同一后果的定量化 发展应用 目前 美国在PSA的应用领域处于领先地位 美国核管会新的核电厂监督检查大纲的一个重要建立基础就是PSA的应用 同时 PSA也被广泛应用于NRC的法规制定 修改以及对电厂所提与许可证条件相关的变更申请的审批 美国近几年来有多座核电厂提升了功率 这正是PSA应用所取得的一个重要成果 总的来说 PSA应用通常可划分为三大类 它们是 设计和程序的适用性确定 运行活动的优化 管理应用 设计和程序适用性确定是一种比较成熟的PSA应用 早期执行PSA的主要目的是计算堆芯损坏概率和确定决定整体风险的事故序列 PSA在这方面的具体应用如下 评估设计特点 与安全目标作比较 设计变更 修改 程序的评价 改进 随着电厂日益认识到PSA在优化运行活动方面的应用不仅能方便运行和增加安全 而且能降低费用 这种应用日趋广泛 这种应用需要对整个PSA进行快速的重复计算 因而需要使用个人计算机和PSA软件 大部分这类应用是基于所确定的设备 活动 的重要性 但是对每一具体应用而言 它都有一些明显的特征 最普通的这类应用包括 维修优化 配置控制 技术规格书的改进 对于核管理机构而言 PSA是一个有用的工具 许多国家的核电公司被要求执行PSA 虽然PSA被要求用作现有安全分析和管理的补充 但许多管理决策都是使用PSA理论作出的 PSA在管理领域的应用可包括以下几类 基于风险的管理 事件分析 基于PSA的检查 基于风险的指标 20世纪80年代末 我国的一些研究机构 如清华大学 上海核工程研究设计院等单位开始进行PSA方面的跟踪和研究工作 目前 秦山 期 中国广东核电集团公司等都在对自己的核电厂进行PSA的开发和应用工作 但这些工作仅限于1级PSA 同时 这些分析并没有包含外部事件 对于2级PSA 国内尚处于学习阶段 当前 我国已有5台核电机组建成运行 另有6台机组正处于建造中 可以说 核电正处于一稳步增长的阶段 然而 我们必须关注核电的安全性和经济性 开展PSA的研究和应用 对改善和提高核电厂运行的安全性和经济性具有重要的现实意义 目前 我国在1级PSA方面已进行了一些卓有成效的工作 各个核电公司也都意识到了开展PSA研究和应用的必要性 而国家核安全局也在已经发布的核安全政策表述中明确规定了PSA方面的安全目标 相信在这些因素的推进下 我国PSA工作必将迈入一个新的纪元