2024年3月7日发(作者：)
维普资讯
２００６正 国外核动力 第５期 连载讲座轻水堆概率安全评价（ＰＳＡ）入门 第２讲应用风险信息的举例 田南达也，宫田浩一 １前言 本连载讲座贯穿全文的着重点在于让读者理解概率安全评价（以下称ＰＳＡ）的技术方 法，为达此目的，先决条件就是让读者对这项技术产生兴趣。要让读者对这项技术感兴 趣，较好的方法或许就是让读者知道这项技术在实际中怎样使用，或者这项技术发挥了 怎样的作用，也就是说，让读者获得应用这项技术的具体印象。鉴于这一考虑，本讲座 按照核电站设计和运行管理的实际状态，以国内外的具体事例为主，介绍了迄今为止ＰＳＡ 评价技术得到了怎样的应用，以及今后将会怎样应用。 ２日本ＰＳＡ评价技术应用的举例 ２．１ 决定论概念框架的举例 在日本商用核电站建造、运行的法规程序中，有反应堆建造（变更）审批及安全规定 审批的内容。申请过程中的各种技术标准或安全评价，大致都被称之为决定论的安全评 价内容，其多数都是站在概率论的安全评价这一主题的对立面来加以说明的。 但是，在这些决定论概念的框架中，与过去相比，正在部分采用概率论评价或概率 论的思想。以下介绍这方面的事例。 （１）飞机坠落 在《发电用轻水堆设施相关的安全设计审查指南》的“指南３．针对外部人为事件 的设计思想”中，飞机坠落被规定为危险之一。在原子能安全・安全保障院的“针对飞 机坠落到实用发电反应堆设施的概率评价规范”中，提出了飞机坠落于反应堆设施的概 率评价方法，以及是否需要在设计上采用防护对策的判断标准（１０。 次雌・年）。 （２航震设计 在“发电用反应堆设施相关抗震设计审查指南”（以下称抗震指南）中，针对设施、 设备在安全方面的特性，进行了级别划分，根据该设施、设备所具有的功能，规定了设 计考虑的载荷与地震载荷的结合。在抗震指南解释的“Ⅳ．关于地震与其他载荷组合的容 许界限”中指出，只要事故的发生极其罕见，而且事故事件在极短的时期内终结，则没 有必要考虑与地震力的组合。在ＪＥＡＧ ４６０１・补一１９８４中指出，在ＬＯＣＡ（反应堆冷却剂 失水事故）发生后１年时间内，设计用最强地震的发生概率为１０～一１０ 雌・年。因此， 应急用堆芯冷却系统和安全壳冷却系统的抗震级别为Ａ类，并要考虑与设计用最强地震 的加重组合。 （３）安全限制最小临界功率￣（ＳＬＭＣＰＲ） ６１
维普资讯
堆芯燃料在正常运行时通过核沸腾能得到有效的冷却，但是，在某些异常状态下， 会进入膜态沸腾状态，热传导会明显恶化（称为沸腾迁移）。在“关于沸水堆堆芯热工设 计方法及热工运行限制值的决定方法”中，作为抑制瞬态下核沸腾迁移的标准，采用了 ＧＥＴＡＢ（ＧＥ Ｔｈｅｒｍａｌ Ａｎａｌｙｓｉｓ Ｂａｓｉｓ）思想，制定了整个堆芯９９％以上的燃料棒不会发生沸 腾迁移的标准（ＳＬＭＣＰＲ．Ｓａｆｅｔｙ Ｌｉｍｉｔ Ｍｉｎｉｍｕｍ Ｃｒｉｔｉｃａｌ Ｐｏｗｅｒ Ｒａｔｉｏ）。 （４）气象条件的发生概率 在“发电用反应堆设施安全分析相关气象指南”的“Ⅵ．假想事故时大气扩散的分 析方法”中，为了求出假想事故时放射性物质的浓度，规定了针对放射性物质释放量（贝 克勒尔）的浓度 Ｑ）计算方法。算出评价对象地点１年内每小时的气象数据，将这样算出 的ｘ／Ｑ按从小到大的方式累积，采用满足９７％的出现概率的ｘ／Ｑ。这一方法就是为了导 出在假想事故时可能会偶然遭遇的气象条件下的浓度。 （５）安全保障规范的维持标准 在核电站的安全保障规范中，有重要安全设备因某种原因而进入停机状态的规定， 即容许待机以外的时间（ＡＯＴ：Ａｌｌｏｗａｂｌｅ Ｏｕｔａｇｅ Ｔｉｍｅ）。ＥＣＣＳ（应急堆芯冷却系统）由多个 系统（以ＢＷＲ５为例，有高压堆芯注射系统、低压堆芯注射系统、３套低压注水系统）构 成，就应急堆芯冷却的功能而言，评价这些系统组合的可靠性，是ＡＯＴ技术标准的内 容之一。在日本东海村（ＪＣＯ）事故之后，对安全保障规范已做了大量修改，到时将采用 ＰＳＡ评价方法，鉴于对堆芯损伤的考虑，正在进行ＡＯＴ的可行性评价。 以上举例就是概率论思想采用到决定论框架中的举例，但还停留在评价核电站风险 的条件之一，因此，要想应用这些概念进行科学合理的运行管理，可能还会面临一些技 术上的难题。 ２．２ ＰＳＡ评价的应用 如上所述，与过去相比，在进行核电站的设计和评价时。只是部分采用了风险概念。 然而，ＰＳＡ评价技术这一工具能更加明确、而且定量、系统地对电站整体风险进行评价， 具有很多的特点及优势。技术本身内容笔者在下期介绍，大体而言，采用ＰＳＡ评价可以 知道核电站风险方面的特征，也就是说，在怎样的状况下风险才会显现，其时哪一个系 统将会发挥重要的作用，电站的哪一个部位存在弱点。这就意味着能获得怎样的信息， 采取何种有效的措施，以降低电站的风险。 （１）ＰＳＡ评价的应用举例１：事故管理 日本正在关注ＰＳＡ评价的优点，在称之为事故管理（ＡＭ）的工作中，已有了应用ＰＳＡ 评价的先例。在１９９４年之前，电力公司已经在日本国内的所有电站采用了ＰＳＡ评价， 掌握了有关风险方面的电站特征，比如各个电站的风险曲线。根据这些结果，制定和进 行了能够平稳降低风险的有效措施（称之为ＡＭ对策）。这些措施的充实完善工作在２００２ 年时就已经完成，通过ＰＳＡ评价的再一次实施，反应堆的安全性在实际上中得到了大幅 提高（图１）。 （２）ＰｓＡ的应用举例２：电站运行、停堆中的风险管理 另一方面，在运行管理中ＰＳＡ评价的应用中，正在根据ＰＳＡ ｉ￣＇ｆｒ所求得的定量风 险，对过去立足于经验和决定论的考虑所制定的运行维护管理规定进行更科学合理的、 重新评价的研究。 ６２
维普资讯
强化反应堆 停堆功能、 强化放射 Ｊ ０ 一性物质屏 蔽功能 将整体风 险降低到 １，ｌ０以下 ｆ ｒ 强化堆 堡 、 鼷玳＃ 柱苫 辎一箍假盆 区靛 口ＡＭ前 一ＡＭ后 冷却功能 停堆功能失效冷却功能失效停堆功能失效 合计 图１ ＰＳＡ评价结果和ＡＭ有效性评价例 例如，在确定定期检查的工序时，事先 采用ＰＳＡ进行风险评价，其结果是如果知道 了存在有高风险之类的时间段，就可以对定 期检查工序进行若干变更和适当的调整，这 匿 蛊 留 样就可以避免高风险的时间段，降低风险（图 ２）。通过风险评价，可以确认工程变更的适 当性，在风险比较高的时间段做好相应的准 备，或配备完善的体制等，还能紧密结合日 啦 时间（定期检查工程） 常的定期检查作业进行合理的管理。此种方 法称之为ＣＲＭＰ（Ｃｏｎｆｉｇｕｒａｔｉｏｎ ｓｋ Ｍａｎａｇｅｍｅｎｔ Ｐｒｏｇｒａｍ），是ＰＳＡ的有效应用方法之一。 （３）ＰＳＡ评价的应用举例３：发生事件的重要程度评价 事件的重要性评价是运行维护管理中 ＰＳＡ评价的另一个应用举例。这就是应用 图２运用风险的工程管理图 ＰＳＡ评价对电站所发生事件的风险影响 （重要程度）进行定量评价，其结果将会对 廿 １０。 磐 １０ 鼙 蝗 １０’ 瞿蔫星望 ７一一一．，－０ ｘ １０ ， 实施对应措施 研究合理的措施发挥作用。最近，在ＥＣＣＳ １０’。 桕 滤网堵塞问题（对吸人口金属网被杂质堵 蜡 １０’ 塞的担心）的研究中，就是应用ＰＳＡ评价 １０。 。 基准 考虑滤 考虑滤网闭塞 证明了该事件在安全上的重要性。这项工 状况 网闭塞 对应措施 作提高了管理人员的运行维护管理水平， 图３ ＥＣＣＳ滤网闭塞事项的影响评价例 并且还能够将一般难于理解的核电站事件 以风险这一“尺度”定量地提出来，发挥促进理解的效果（图３）。 （４）ＰＳＡ的应用举例４：紧急停堆概率评价 属于１级ＰＳＡ评价指标的堆芯损伤概率是表示对周围公众有可能受到影响的指标， 就通常的感觉而言，其数值几乎是不能感知的小数值（如果是内部事件，每年在百万分之 以下）。另一方面，堆芯损伤引发的反应堆停堆，例如反应堆紧急停堆，其概率为每年 Ｏ．１ Ｏ．２次，所认识的是一种可能发生的水平。基于这一观点，作为安全指标或作为停 一６３
维普资讯
止发电风险的指标，虽然不至于导致堆芯损伤，但也应该进行反应堆停堆概率的评价， 这种所谓的０级ＰＳＡ评价正在投入实际应用。在０级ＰＳＡ评价中，可对按评价堆芯损 伤概率的１级ＰＳＡ中不作为评价对象的常用系统设备进行模型化，可以对安全系统以外 的设备的重要性进行评价，因此，一般认为今后ＰＳＡ的评价对象和应用范围还会扩大。 ３美国的应用举例 ３．１迄今为止的工作内容 美国在三哩岛事故之后，针对风险信息的应用展开了积极的研究，在上一期的讲座 中已作了介绍。这里将依据风险信息具体应用的观点，介绍其特别重要的工作内容。 在美国，有关ＰＳＡ评价及其应用的讨论和实际经验被反复强调之时，正好是１ ９９６ 年Ｐｅｆｒｏｒｍａｎｃｅ Ｂａｓｅ的维护规范（维护规则）开始生效之时。在这项规范中，要求对监视与 反应堆设施安全相关设备的内容或设备以及有关的安全功能进行定义，以提高电站现场 对于反应堆安全的认识。这对于后来核电站运行成绩的大幅提高发挥了很大作用。在规 范生效后的修改方面，维护工作实施之前还要审查该项维护工作是否会增加风险。并将 其补充到管理要求中【即（ａ）４项的补充】。由于这个规范的补充，美国的核电站正式引进 了风险监测，成为ＰＳＡ应用的领域之一。 另外，在美国风险信息应用的进展过程中，美国核管会（ＮＲＣ）于１９９８年发布的风险 信息应用相关的５个规范导则也发挥了很大的作用。其中，在称之为总导则的Ｒｅｇｕｌａｔｏｒｙ Ｇｕｉｄｅ １．１７４“基于风险信息判断每座电站审批标准变更时的概率安全评价应用”中，阐 明了审批标准的变更程序和５项原则（规范的满足、深层防护的保持、安全余量的保持、 对风险的控制与监测）。其中，有关风险控制增加的内容，可以看到与美国电力研究所 （ＥＰＰｄ）相类似的标准。以现有堆芯损伤概率（ＣＤＦ）基准为横坐标，与因某些变化带来的 增加的堆芯损伤概率（△ＣＤＦ）相对照，即可判断其变更是否可行（图４，略）。 其余４个导则中使用的风险指标为风险重要程度和累积风险。风险重要程度的应用， 是采用对各个设备评价的重要程度定量指标，以改变该项活动的轻重缓急，在安全上重 要的内容要加以重视，而重要性较低的则可降低重视程度，依靠这样增强和减弱的调配， 即可达到适当分配各种资源的目的。另外，在累积风险方面，针对某一电站状态（Ｉｎ设备 的待机状态等）的持续，设置时间上的限制。其中最盛行的应用项目就是技术规规范 （Ｔｅｃｈｎｉｃａｌ Ｓｐｅｃｉｉｆｃａｔｉｏｎ）的变更和在役检查，具体举例介绍如下。 （１）技术标准的变更 在相当于日本安全保障的技术标准方面，在Ｂｒｏｗｎｓ Ｆｅｒｒｙ－２／３（ＢＷＲ）标准中，应急用 柴油发电机的ＡＯＴ为７天时间，同时开展设备系统的检查和电气系统的检查，但时间 是不够的，因此，就提出申请延长到１４天。附加条件中的堆芯损伤概率增量（ＩＣＣＤＰ： Ｉｎｃｒｅｍｅｎｔｌａ Ｃｏｎｄ￣ｉｏｎａｌ Ｃｏｒｅ Ｄａｍａｇｅ Ｐｒｏｂａｂｉｌｉｔｙ）低于Ｒｅｇｕ—ｌａｔｏｒｙ Ｇｕｉｄｅ １．１ ７７的基准值（５ ×１０ ），作为补偿措施，还要在监视之下，保证不同时实施可能增大风险的维护活动， 而且，在恶劣天气时不实施柴油发电机的在线维修，这项管理措施已获得了美国核管会 的认可。 （２）应用风险信息的在役检查（ＲＩ．ＩＳＩ：Ｒｉｓｋ Ｉｎｆｏｒｍｅｄ Ｉｎ Ｓｅｒｖｉｃｅ Ｉｎｓｐｅｃｔｉｏｎ） 塞瑞一１核电站（ＷＨ ＰＷＲ）￣提交了应用风险信息变更在役检查的申请。将５１５处管 ６４
维普资讯
段的破损概率和其影响进行了模型化，算出了在安全上的重要程度，由专业化的模版分 类为：１０８处管段的安全重要程度高，其余的管段安全重要程度低。对检查部位数量和 检查方法变更进行了研究。变更的结果，与ＡＳＭＥ Ｓｅｃｔｉｏｎ ＸＩ的检查程序相比较，能够 降低堆芯损伤概率等风险，并可降低照射剂量，美国核管会已经认可了这项变更。ＲＩ．ＩＳＩ 的引入，是一项能够同时降低风险和放射性剂量的活动，但是，这项活动之所以能够实 现，是因为应用了风险信息，将检查的信息资源集中到了对风险有效的部分，过去ＡＳＭＥ Ｓｅｃｔｉｏｎ ＸＩ的检查程序并不是基于与定量化的风险关系来规定的。 ３．２目前的研究动向 如上所述，关于风险信息的应用，可以说是美国在全世界扮演了先驱者的角色，今 后还会继续开展进一步的研究。以下介绍这方面的事例。 （１）风险重要程度的分类（１０ ＣＦＲ ５０．６９） ２００４年，美国核管会公布了新的标准（１０ ＣＦＲ ５０．６９），在区别原有安全系统／常用系 统的标准中，增加了风险信息，关联到了许多标准条件。这一标准根据风险的重要程度， 对将核电站的设备进行分级（图５），根据各自的级别，划分出了标准处理上的轻重缓急。 例如，ＲＩＳＣ．１为风险重要程度高的安全系 ”ＲＩＳＣ一１”ＳＳＣｓ ＿三ｊ”ＲＩＳＣ一２”ＳＳＣｓ 统，会采用和原来一样的严格标准； 涉及安全的 不涉及安全的 ＲＩＳＣ．３虽然也是安全系统，但因风险重要 景 安全上重要的 安全上重要的 程度低，其标准的限制将会放宽（例如免除 烟 在役期间的试验）；另外，ＲＩＳＣ一２虽然是 酲 ３ １”ＲＩＳＣ－３”ＳＳＣｓ ”ＲＩＳＣ ＳＳＣｓ 涉及安全的 不涉及安全的 非安全系统，但其风险重要程度高，因此 安全上重要度低的 安全上重要度低的 要采用比过去更加严格的标准（功能监 决定论 视）。有关风险重要程度分类的具体方法， 图５风险重要度分类 正准备制定民用标准。 （２）１０ ＣＦＲ ５０的修订（ＥＣＣＳ功能部件研究等） 美国核管会正在应用风险信息对原有规范进行修订，已经更改了可燃性气体控制的 重要项目。在如同日本沸水堆那样的未被活化的安全壳中，不需要能够维持未被活化的 可燃性气体浓度的控制系统。而且，对ＥＣＣＳ的文件修改进行了研究，并于前些日子公 布了标准草案。标准修订草案内容有：将大破口ＬＯＣＡ的定义定为相当于破损概率１Ｏ ／年的管道破损，更大规模的破损定位于超过设计基准的ＬＯＣＡ，包壳管最高温度的标 准已不适用，容许信赖外部电源，单一故障已不适用。 （３）风险管理技术规范 依据上述维护规则，引进了风险监测，就可以在实施风险管理的状况下进行维护活 动，在这个良好的基础上，南德克萨斯计划（Ｓｏｕｔｈ Ｔｅｘａｓ Ｐｒｏｊｅｃｔ）作为风险管理技术规范 之一，已向核管理委员会提交了一份先导程序（Ｐｉｌｏｔ Ｐｒｏｇｒａｍ）申请。 以上美国的事例都是先进的项目，而日本的研究工作可能还需要花费一定的时间， 但是，就确保核电站安全的发展方向而言，将会受到关注。 ４其他产业的应用举例 在核能以外的产业中，风险信息的应用也是非常热门的话题。在化工厂、飞机和铁 ６５
维普资讯
道运输、天然气工业等各种领域中，都正在进行风险信息的应用。 以下就介绍其中两个例子。 ４．１苯浓度环境标准 关于苯之类的致癌性物质，日本的行政机构首次基于风险概念制定了化学物质的环 境标准。具体而言，对于没有界限值的有害大气污染物质，在设定环境标准的风险水平 时，是以终生风险水平ｌ０ 作为目标的。依据这一目标，苯环境标准每年的平均值在 ０．００３ ｍｇ／ｍ。之下。 ４．２汽车的安全对应措施 因汽车事故而致死的人员数量非常多，这不仅仅是要防止事故的发生，还需要减轻 事故的影响，有关这方面的对应措施正在研究之中。１９９９年ｌ １月，前运输省的运输技 术审议会提出，通过采取车辆的安全措施，到２０１０年时将年死亡人数降低１２００人。目 前正在进行相关对策的研究和评价。 基于“不分析事故就不会有对策”的思想，交通事故综合分析中心（财团）进行了事 故信息的收集和分析，以事故的实际状态为依据，提出了应该致力解决的重点领域，正 在开展事前评价及对应措施的研究。 也许是上述对应措施显现功效，１９９５年之前，因汽车事故每年的死亡人数为１万人， 后来便逐年减少，到２００５年时，死亡人数为６８７１人。 ５结束语 综上所述，ＰＳＡ能够有效地应用于核电站的设计到运行维护管理的广泛领域中，就 管理者和核电公司双方而言，都是一项具有很大好处的先进技术。在Ｅｌ本，目前其应用 领域和应用实例虽然有限，但是，如本文所述，通过具体应用事例和研究的不断积累， 将来，作为更合理的、能实现更高安全性的先进技术工具，ＰＳＡ会得到更加积极的应 用是值得期待的。另外，现有的ＰＳＡ技术往往被作为所谓“安全屋”的工具来认识，但 作为现场运行管理的工具来认识的程序还不够。希望能通过这次讲座，让ＰＳＡ能成为在 运行管理和维护管理的实际工作发挥作用的工具，也希望读者能有兴趣继续阅读本次讲 座之后有关ＰＳＡ风险评价技术的内容。 刘胜吾译自《日本原子力学会》，Ｖｏ１．４８，Ｎｏ．４（２００６） Ｃ上接第４０页） 期阶段。同时也无法获得正确的火焰蔓延过程。此外，研究人员还发现，低氢浓度的燃 烧过程超出了ＧＯＴＨＩＣ的机械燃烧模型的应用范同。 陈彬译自《Ｔｈｉｒｄ Ｉｎｔｅｎｒａｔｉｏｎａｌ Ｃｏｎｆｅｒｅｎｃｅ ｉｎ ＣＦＤ ｉｎ ｔｈｅ Ｍｉｎｅｒａｌｓ ａｎｄ Ｐｒｏｃｅｓｓ Ｉｎｄｕｓｔｉｒｅｓ）Ｄｅｃ．２００３ 付霄华校 ６６
