核电的风险管理技术概述.ppt

风险管理技术概述 Ralph S. Hill III 风险管理任务组， ASME核规范与标准总部(BNCS)主席 SPERI 中国上海 2007年6月 PRA是回答基本问题的方法 什么会发生故障？ 发生的可能性有多大？ 如果发生了，会造成怎样的后果？ 风险的概念 风险=频率×严重性 其中： 风险是指单位时间内的后果 频率是指单位时间内的事件数 严重性是指每个事件造成的后果 电厂风险的估算 风险信息为导向的—最佳估计 传统工程评估的—上限估计 ……PRA是对电厂的合理估计而不是保守估计 （避免对某些特殊专题的过于乐观 ） PRA结果的用途 PRA最薄弱的结果是数字 PRA最得力的结果是从数字化的结果中获得工程上的认识 到底什么是PRA？ 始发事件 故障树 数据 部件失效率 操纵员动作 维修—非相关的不可用度 故障树和事件树的定量化 弄清结果的含义 最小割集 堆芯损伤频率 见识 PRA的范围 一级—堆芯损伤 内部事件 外部事件 二级—安全壳受损 三级—公众剂量 停堆运行 始发事件 内部事件 LOCA 通用瞬态 特殊的始发事件 内部水淹 始发事件的选择 电厂特定经验 通用信息 逻辑模型 保守的始发事件 大LOCA 应急堆芯冷却系统（ECCS）失效（切换到安全壳地坑） 安全壳碎片 对PWR假设有50%会堵塞 BWR现在拥有巨大的吸入滤网 PRA主要技术任务 形成评价团队 汇编电厂特定的系统记录 找出相关性并编制报告 始发事件 事件树 电厂特定数据 故障树 事故序列定量化 源项分析 比较结果并编制报告 系统记录 功能 描述 运行 运行经验 始发事件审查 逻辑模型 关键的结果/见识 简化流程图（PRA中考虑的部件） 什么是事件树？ 事件树模化了电厂系统和操纵员对始发事件的响应： 事件树一般类型： 堆芯损伤事件树（一级） 电厂损伤状态事件树（一级—二级） 安全壳事件树（二级） 事件树的基本方法： 支持状态事件树 前沿系统事件树 支持状态事件树 评价支持状态的可用性以确定初始/边界条件 对每个支持状态建立前沿系统事件树并量化 基于支持系统状态对前沿系统可用度进行量化 小故障树 较大的（许多）事件树 分析者了解电厂状态和系统间的相关性 举例：支持状态事件树 始发事件——汽机脱扣 支持系统： 厂外AC电源/可用 所有必需的DC母线/可用 厂用水/可用 房间冷却HVAC或自然循环或房间风机 事件树 通用瞬态事件树：汽机脱扣 始发事件—汽机脱扣 事件 反应性控制 一次侧压力控制 安全释放阀/开 安全释放阀/关 反应堆冷却剂装量 高压 降压 低压 安全壳控制 压力 温度 反应堆冷却剂装量 什么是故障树？ 系统失效机理的逻辑表述 部件失效的布尔代数组合 事件树中逻辑顶事件发生概率的定量化工具 故障树找出了导致所考虑的系统失效的部件失效组合并对其发生概率进行了定量化 重点在于“失效”与“成功” 故障树举例 PRA模型类型 大事件树/ 小故障树 South Texas核电厂 Seabrook核电厂 小事件树/ 大故障树 Davis-Besse Island核电厂 Wolf Creek Bottom核电厂 Comanche Peek核电厂 Three Mile核电厂 Peach核电厂 St Lucie核电厂 PRA质量问题 PRA需要有多好？ 在NRC的IPE审查中出现的PRA质量问题 1997年6月NRC出版了NUREG-1602的草稿（PRA在风险信息为导向的应用中的使用） ASME PRA标准 NEI的PRA同行审评资质 关键的PRA总体性问题 参数不确定性 模型不确定性 完整性上的不确定性 来自于所有风险信息为导向的应用的累积影响和相互影响 风险管理 NRC具体的PRA问题 在SRP19章中确定的10个具体的PRA相关问题 NRC的PRA问题帮助NRC建立这样的信心：PRA合适地反映了电厂的设计、实际的运行及电厂的运行经验。 ASME核风险管理委员会 ASME PRA标准大纲 风险的定义 定性与定量分析 始发事件 事故序列的建立 系统分析 数据分析 人员可靠性分析 定性与定量结果 附录 ASME PRA标准总结 标准为建立和应用PRA理论（用于商业核电厂）确立了准则和方法 标准为所有现有及未来的风险信息为导向的应用奠定了基础 标准的范围限于功率运行工况下一级PRA（即堆芯损伤频率）内部事件以及足以评估大量放射性早期释放频率的部分二级PRA ASME PRA标准总结（续） 美国核管会和工业界积极参与，并与美国核协会及其它标准制定组织有密切的联系 标准