葉博書 陸古兵 張龍飛 朱利文 王飛

摘 要：概率安全評價（PSA）是定期安全審查中（PSR）非常重要的一個安全要素。該文介紹了PSA分析技術(shù)在核電廠定期安全審查中的應(yīng)用現(xiàn)狀，從技術(shù)要求和實際需求兩個方面對船用核動力裝置定期安全審查應(yīng)用PSA分析技術(shù)的必要性進行了探討。針對船用核動力裝置特點，探討了在其定期安全審查中應(yīng)用PSA分析技術(shù)的研究范圍和實施程序，并歸納了船用核動力裝置定期安全審查中PSA專題評審的主要步驟，提出了以故障樹分析為主的定性及定量安全評價方法。

關(guān)鍵詞：概率安全分析 船用核動力裝置 定期安全審查 專題評審 應(yīng)用方法

中圖分類號：U664 文獻標(biāo)識碼：A 文章編號：1674-098X（2016）01（a）-0018-03

定期安全審查（PSR）是以規(guī)定的時間間隔對運行核電廠的安全性進行的系統(tǒng)性的再評價，以應(yīng)對老化、修改、運行經(jīng)驗、技術(shù)更新和廠址方面的積累效應(yīng)，目的是確保核電廠在整個使用壽期內(nèi)具有高的安全水平。為了便于審查，一般根據(jù)審查任務(wù)將其劃分為14個安全要素，概率安全評價（PSA）是其中非常重要的一個安全要素。在核電廠定期安全審查中，要求進行針對每個審查對象的實時概率安全分析。

概率安全評價（PSA）又稱為概率風(fēng)險評價（PRA），是一種系統(tǒng)的工程安全評價技術(shù)。其在核電廠中的應(yīng)用相當(dāng)廣泛，逐漸成為核電廠設(shè)計、制造、運行過程中必須執(zhí)行的關(guān)鍵步驟，已經(jīng)形成了比較成熟完整的基于PSA核電廠規(guī)程及相關(guān)方法制度。2004年4月國家核安全局已經(jīng)明確規(guī)定所有核電廠必須進行PSA，各核電廠也已經(jīng)完成了各自的PSA報告并經(jīng)審評，正在開展PSA的應(yīng)用。而船用核動力裝置至今尚未有PSA規(guī)定要求，還處于方法應(yīng)用研究過程中。該文針對船用核動力裝置特點，探討了其應(yīng)用PSA的研究范圍和實施程序，提出了以故障樹分析為主的定性及定量安全評價方法。

1 PSA分析技術(shù)在核電廠定期安全審查中應(yīng)用現(xiàn)狀

概率安全評價的主要作用是能夠通過分析評價來深入了解核電站的設(shè)計、性能和環(huán)境影響，包括對支配性風(fēng)險因素的鑒別以及對可降低風(fēng)險的各種方案進行比較。根據(jù)IAEA safety seiers No.106和IAEA-TECDOC-1200，PSA可以應(yīng)用于設(shè)計和變更、事故管理、核電廠運行、安全分析和研究、核安全部門管理等幾方面。IAEA在其相關(guān)文件中提出了在核電站的PSR中建議應(yīng)用PSA。在法國，PSA首先被用于900MW機組的第二次PSR，包括確認(rèn)電廠改進的有效性（如對VD2、PIS2等批次的改進項目進行評價）。

在我國，NNSA在各個方面都有PSA的要求，如在核安全政策中“新建核電廠設(shè)計中的幾個重要安全問題”以及在HAF0312中的建議等。HAF 0312的第7.2節(jié)第4款關(guān)于在PSR中應(yīng)用PSA的具體描述為：“如果已經(jīng)進行PSA，并且得到了核安全部門的認(rèn)可，則該PSA的結(jié)果就可以被用來衡量每個缺陷未解決所引起的風(fēng)險。PSA的信息顯然是有幫助的，但由于其數(shù)據(jù)和技術(shù)的不確定性，只依據(jù)PSA的結(jié)果還不能對核電廠的繼續(xù)運行做出決定?！?/p>

我國將技術(shù)狀態(tài)與運行安全評估運用在大亞灣核電站、秦山一期核電站以及中國核動力研究設(shè)計院高通量工程試驗堆，國家核安全局進行了安全審查。根據(jù)大亞灣核電站十年安全審評大綱的要求，在確定論安全分析的基礎(chǔ)上應(yīng)充分利用PSA技術(shù)，對在PSR過程中發(fā)現(xiàn)的問題（偏差）進行分析評價；對于確實影響安全運行的偏差，需要論證采取糾正行動后電廠運行的安全水平能滿足新的法規(guī)、標(biāo)準(zhǔn)要求。大亞灣核電站PSR的11個安全因素為：核電廠的實際狀態(tài)；安全分析；設(shè)備合格鑒定；老化管理；安全性能；其他核電廠經(jīng)驗和研究成果的利用；規(guī)程；組織和行政管理；人因；應(yīng)急計劃；環(huán)境影響。而安全分析和規(guī)程兩個因素是對PSA提出應(yīng)用要求的主要安全因素。在近兩年內(nèi)，大亞灣核電站進行了設(shè)計審查專題的審評工作（屬于安全分析因素），主要是通過借鑒法國電力公司（EDF）的經(jīng)驗反饋及確定論的方法提出了大亞灣核電站的糾正行動建議，其中包括系統(tǒng)的改造及規(guī)程的修改等內(nèi)容。為了更全面地評價這些糾正行動，需要利用大亞灣核電站現(xiàn)有的PSA評價工具對相關(guān)改進項目進行評價，以評估相關(guān)糾正行動對核安全的貢獻。

2 船用核動力裝置定期安全審查應(yīng)用PSA分析技術(shù)的必要性

本章主要對PSA在船用核動力裝置中應(yīng)用的必要性進行研究，通過對國內(nèi)外定期安全審查中PSA應(yīng)用及研究情況的調(diào)查可以看出，PSA分析技術(shù)基本都應(yīng)用于核電動力廠，其在船用核動力裝置方面的應(yīng)用基本無公開發(fā)表的相關(guān)文獻公開發(fā)表。但是，隨著其在核電廠中應(yīng)用的相關(guān)技術(shù)和制度的逐漸成熟，將其應(yīng)用于船用核動力裝置定期安全審查也將成為必然的發(fā)展趨勢。因為，對于船用核動力裝置來說，其的關(guān)鍵部分（即動力來源、核設(shè)施中潛在危險最嚴(yán)重的部件）與核電廠均相同，根據(jù)相關(guān)性思想，在PSA分析技術(shù)應(yīng)用于船用核動力裝置定期安全審查的研究中，可以利用其在核動力廠中法規(guī)體系及相關(guān)技術(shù)作為背景進行研究。下面主要從目前船用核動力裝置PSR在安全監(jiān)督方面所需的技術(shù)要求及實際需求兩個方向進行分析。

2.1 技術(shù)要求

目前，PSA在核電廠安全評價中已經(jīng)具有相關(guān)的法規(guī)體系，并成為核電廠安全評價的一個標(biāo)準(zhǔn)化工具，而船用核動力裝置安全評價尚無標(biāo)準(zhǔn)化的工具的研究。安全性在核反應(yīng)堆運行過程中是重中之重，尤其是在核潛艇、核動力船方面，因為目前這兩種動力裝置主要應(yīng)用于軍事，在民用上還未出現(xiàn)核動力裝置。隨著各種相應(yīng)鑒定安全的相應(yīng)技術(shù)的不斷發(fā)展，在船用核能安全方面，應(yīng)具有以下特性。

（1）原子核裂變產(chǎn)生的放射性物質(zhì)具有不穩(wěn)定性，其安全分析技術(shù)無法進行固定模式的確定。

（2）船用核動力裝置在運行過程中，其運行環(huán)境隨時可變，在針對運行的過程中進行作安全分析時，需要加入運行環(huán)境這一要素。

（3）核動力裝置運行過程中，其運行功率隨時在變動，無法以固定的安全分析模式技術(shù)對其進行過程安全評價，遇到突發(fā)狀況時只能依靠經(jīng)驗中出現(xiàn)的頻率情況估計后再下命令進行處置。

（4）船用核動力裝置的人員配置在設(shè)計時也實行了最優(yōu)選擇，造成了運行過程中每一操縱員所遇狀況不同，因此經(jīng)驗式的安全評價技術(shù)也各不相同。

鑒于以上的船用核動力裝置所具有的特性可以看出，在進行船用核動力裝置安全評價方面所采用的技術(shù)應(yīng)具有全面性、綜合性的特點。因此選取PSA相關(guān)技術(shù)作為船用核動力裝置安全評價的方法，將會大大提高運行過程中的安全性，同時提升高效率，減少過程預(yù)估的時間的浪費。

2.2 實際需求

目前，PSA在核動力廠定期安全審查中已經(jīng)形成了一套完整的法規(guī)體系，具有比較成熟的相關(guān)理論，在實際應(yīng)用中，它可以作為技術(shù)指導(dǎo)。隨著第一座核電站建立以來，商用核電廠得到了迅速的發(fā)展，也有幾十年的運行歷史，在相關(guān)行業(yè)已經(jīng)積累了非常豐富的經(jīng)驗，同時也已經(jīng)形成了各種安全評價方法體系及相關(guān)法規(guī)體系。

船用核動力裝置主要是用于巡航、護衛(wèi)等的任務(wù)艦船的動力裝置，其安全的重要性的重要程度不言而喻。在運行過程中，涉及到很多相關(guān)技術(shù)人員，這就意味著在安全方面需要具有一套可依據(jù)的參考方案。因此在實際設(shè)計中，依據(jù)PSA在核電動力廠中的應(yīng)用研究技術(shù)進行船用核動力裝置的安全評價，并形成一種規(guī)格報告書作為船用核動力裝置PSR的重要內(nèi)容，以提高其航行及作戰(zhàn)效率。而且對于船用核動力裝置，在每一期的安全評審中都應(yīng)進行安全評價的報告式文件供參考。

3 PSA在船用核動力裝置定期安全評審中應(yīng)用方法探討

3.1 船用核動力裝置定期安全評審的特點

在船用核動力裝置的運行過程中，為了保證其運行的安全性、可靠性，需要對整個船用核動力裝置進行定期安全評審，即以規(guī)定的時間間隔對核動力裝置的安全性進行系統(tǒng)性的再評價，以應(yīng)對運行經(jīng)驗、技術(shù)更新、設(shè)備老化及修改等方面的積累效應(yīng)。船用核動力裝置在整個運行史中，可能會出現(xiàn)設(shè)備更換，監(jiān)測系統(tǒng)升級，設(shè)備老化等情況，并且出現(xiàn)的時間無法確定，這就需要當(dāng)出現(xiàn)這種情況時，對核動力裝置進行安全評審，以估計該核動力裝置的運行可靠性，即具有以下特點。

（1）就目前的船用核動力裝置來說，其緊急運行時間無法確定，這在安全方面就要求隨時做好安全評審的準(zhǔn)備，以保證船用核動力裝置在緊急運行過程降低風(fēng)險，提高可靠性。

（2）船用核動力裝置運行環(huán)境不是穩(wěn)定不變的，它隨時可能會遇見強大的震動等外在因素影響，容易造成設(shè)備問題繼而發(fā)生事故，如果具有定期安全評審，將可以根據(jù)以往的評審結(jié)果進行判斷，從而降低事故的發(fā)生。

（3）當(dāng)船用核動力裝置在維修后，設(shè)備性能可能發(fā)生改變，從而隱藏風(fēng)險，此時進行安全評審，可以大大降低這種隱患。

（4）船用核動力裝置在運行過程中，其運行功率隨時變動，造成設(shè)備可能出現(xiàn)一些無法適應(yīng)這種突變的情況，此時的安全評審在解決該類問題時具有重要的作用。

鑒于以上的特點，在船用核動力裝置中引進PSA技術(shù)，可以對定期安全評審的結(jié)果進行頻率分析，查找出船用核動力裝置在設(shè)計和運行過程中的薄弱環(huán)節(jié)，并對這些薄弱環(huán)節(jié)進行評價，然后彌補。需對潛艇核動力裝置定期安全評價與審查技術(shù)方法開展深入、系統(tǒng)的研究，以切實掌握核動力裝置實際技術(shù)狀態(tài)與安全水平。

3.2 應(yīng)用方法探討

在船用核動力裝置進行定期安全評審后，就可以得到該次評審結(jié)果中核動力裝置所顯示的狀態(tài)。但是，船用核動力裝置在整個壽命限期內(nèi)，涉及了設(shè)計、運行管理及安全監(jiān)督等方面，定期安全評審的報告文件將會復(fù)雜多變，在應(yīng)用過程中將會比較耗時。因此，可以在安全評審中采用PSA的方法對船用核動力裝置安全評價分析，評價各種不同的設(shè)計選擇方案。在應(yīng)用PSA時，通過考慮由各種假設(shè)始發(fā)事件、人因差錯和安全系統(tǒng)的重要措施對于風(fēng)險的貢獻來識別薄弱環(huán)節(jié)，特別是在早期核動力裝置設(shè)計中未充分考慮潛在的交聯(lián)耦合和共因事件的相互影響。

PSA作為整體研究工作，需要大量的初始信息，如船用核動力裝置設(shè)計、航行范圍內(nèi)水文、氣象環(huán)境信息和一般性數(shù)據(jù)、裝置運行具體信息等。PSA分析要基于管路系統(tǒng)圖、電氣系統(tǒng)圖和儀表系統(tǒng)圖，各個分系統(tǒng)的說明性資料，船用動力裝置試驗、維修、運行規(guī)范。并且，要反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和安全殼的設(shè)計資料。

在收集數(shù)據(jù)的過程中，用通用數(shù)據(jù)和船用核動力裝置累積特有數(shù)據(jù)形成數(shù)據(jù)庫，進行堆芯、安全殼發(fā)生事故物理過程分析和放射性核素釋放運行的分析，計算放射性在船體空間內(nèi)彌散造成的工作人員收到的放射性劑量和造成的健康效應(yīng)。

先通過定期安全評審的方式得出一份報告文件，然后根據(jù)這份報告文件的情況找出裝置的薄弱環(huán)節(jié)，綜合這些薄弱環(huán)節(jié)按照概率分析法的特點對其故障檢修，即按出現(xiàn)頻率高低排位進行風(fēng)險排除。并在核動力裝置運行壽期內(nèi)應(yīng)保持概率安全分析更新，以便將其用于決策過程。

該文結(jié)合船用核動力裝置特點，借鑒地核電廠PSR中概率安全分析技術(shù)應(yīng)用經(jīng)驗，將船用核動力裝置PSR中PSA專題評審的主要步驟歸納如下（見圖1）。

（l）明確PSA的目標(biāo)和范圍，編寫PSA專題的評審細則。

（2）建立審查組織和團隊，完成評審細則的審查和批準(zhǔn)。

（3）選擇恰當(dāng)?shù)姆治龇椒ú?gòu)建船用核動力裝置三級PSA模型。

（4）熟悉設(shè)施裝置并收集數(shù)據(jù)信息，對構(gòu)建的三級PSA模型進行評審。

（5）對于在PSR過程中發(fā)現(xiàn)的偏差和糾正措施，討論確定哪些需要進行概率風(fēng)險評價。

（6）使用PSA評價工具及方法進行評價，選擇初始事件，進行事故序列建模和危害識別及篩選。

（7）對數(shù)據(jù)進行評價并估算參數(shù)，對存在的風(fēng)險數(shù)據(jù)量化，并完成相應(yīng)的評價報告。

（8）編寫并提交PSA專題評審報告。

4 結(jié)語

（1）在船用核動力裝置的PSR中應(yīng)用PSA分析技術(shù)是必然發(fā)展趨勢。

（2）在船用核動力裝置的PSR中使用PSA評價工具及方法對相關(guān)偏差及其糾正行動進行評價是是現(xiàn)實可行的，有利于切實掌握核動力裝置實際技術(shù)狀態(tài)與安全水平。

（3）在核動力裝置運行壽期內(nèi)應(yīng)保持概率安全分析更新，以便將其用于決策過程。

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