概率安全分析中不確定性的識別和評估

馬超 顏見秋

摘 要：概率安全分析作為系統(tǒng)化的安全分析方法，在核電廠安全分析和風險管理中發(fā)揮著重要的作用。由于該分析方法中諸多因素的復雜性，使得概率安全分析的結果存在較大的不確定性，需要對這些不確定性進行識別和評估，以確信相關風險的可接受性。概率安全分析中的不定性分為三類：參數(shù)不確定性、建模不確定性和完備不確定性，本文對這些不確定性進行了研究，給出了三類不確定性的識別和評估方法，并結合實際的工作對特定模型進行了較為完整的不確定性分析。

關鍵詞：概率安全 不確定性 識別和評估

中圖分類號：O21 文獻標識碼：A 文章編號：1672-3791（2014）02（a）-0010-02

概率安全分析標準ASME/ANS PRA標準中明確要求對概率安全分析中的不確定性進行識別和評估。美國核管會（NRC）和美國電力研究院（EPRI）在發(fā)布的報告中將概率安全分析中的不確定性歸納為三類：參數(shù)不確定性、建模不確定性和完備不確定性。這些不確定性的來源不同，處理方式也不同。合理的處理這些不確定性，對于概率安全分析結果的可信性具有重要意義，為概率安全分析在核電廠設計和運行中的應用奠定基礎。

1 參數(shù)不確定性的識別和評估

參數(shù)不確定性主要分為兩個方面：基本事件的不確定性和風險計算的不確定性。

基本事件的不確定性主要包括始發(fā)事件、人誤事件和設備可靠性數(shù)據(jù)等的不確定性。在始發(fā)事件分析、人誤分析以及設備可靠性數(shù)據(jù)分析時，一般都會給出不確定性分析結果，它們的不確定性處理歸入到相應的分析中。

風險計算的不確定性來源于認知相關性。割集中的所有事件如果獨立，則輸出的點估計值即為均值。但通常情況并非如此，對于割集中相似的設備，它們之間存在某些聯(lián)系，導致點估計值與考慮了這種聯(lián)系的均值是不同的，有時還區(qū)別較大。一般把這種聯(lián)系稱作認知相關性。由于認知相關性的普遍存在，在風險計算中需要處理這種不確定性。ASME/ANS PRA標準對風險計算的不確定性給出了不同的能力類別。滿足能力類別I的方法是計算點估計值，通過設定案例計算不確定度；滿足能力類別II和III的方法是計算點估計值，確定并建立認知相關組，傳遞不確定性，最終給出均值和概率分布，不同的是能力類別II只對重要的認知相關組進行分析。

2 建模不確定性的識別和評估

建模不確定性是指：沒有一致認可的方法或模型去處理，并且方法或模型的選取不同會對概率安全分析結果有影響的事項，例如，成功準則變化、新增始發(fā)事件等。

識別建模不確定性來源及相應假設可以以通用的建模不確定性清單為基礎，結合電廠特定的特征和建模方式，最終來確定清單。ASME/ANS PRA標準、美國NRC發(fā)布的相關報告以及電廠特定概率安全分析報告等，可用以形成通用清單。

在給出建模不確定性來源及相應假設清單后，需要對這些來源和假設，針對特定的模型進行詳細的分析和描述，主要包括事項的描述、影響模型的地方、特定建模方式、所作的假設、對模型的影響程度和分析評估等。最終對于確定為建模不確定性的事項進行定性篩選，篩選出重要的事項開展詳細的敏感度分析。

3 完備不確定性的識別和評估

完備不確定性是指概率安全分析的范圍和詳細程度是否能夠支持所得的結論。由于核電廠的風險來源很多，不同運行模式下對不同的風險響應也不同，使得概率安全分析的對象、內容、方法等方面都很寬泛，就目前的技術水平和發(fā)展狀況，通過概率安全分析完整的評估核電廠風險是難以實現(xiàn)的。

可通過如下的途徑來處理完備不確定性：升級概率安全分析模型，使得范圍和深度能夠滿足；使用篩選分析，確定范圍和深度不滿足的部分是不重要的；使用保守分析，確定范圍和深度不滿足的部分的風險值。

4 特定模型的不確定性分析

本節(jié)結合具體的PSA工作，以國內某三環(huán)路壓水堆核電廠功率運行工況一級PSA（以下簡稱功率工況一級PSA模型）為分析對象，給出特定模型的不確定性分析過程和結果。

4.1 參數(shù)不確定性

功率工況一級PSA模型的始發(fā)事件頻率采用通用數(shù)據(jù)和電廠特定分析得到，人誤概率通過細致的人員可靠性分析給出，設備隨機失效概率采用通用數(shù)據(jù)及貝葉斯更新的方式給出，絕大部分數(shù)據(jù)都給出了不確定性的度量，能夠滿足ASME/ANS PRA標準的能力類別II的要求。

功率工況一級PSA模型采用國際及國內較為通用的RiskSpectrum建模，該軟件通過基本事件與參數(shù)的關聯(lián)自動建立認知相關組，通過蒙特卡羅仿真的方法進行不確定性的傳遞，能夠給出均值和不確定性分布，基本滿足能力類別II的要求。

4.2 建模不確定性

首先建立壓水堆核電廠功率運行工況一級PSA的建模不確定性的通用清單，可以從ASME、EPRI和NRC等發(fā)布的報告中，以及以往的PSA報告中得到。得到的通用清單包括支持系統(tǒng)始發(fā)事件分析方法、軸封破口處理方式等共44項。

對通用清單的各項不確定性來源針對該功率工況一級PSA模型進行特定分析，分析過程見表1（示例）。

通過表1可總結出功率工況一級PSA模型的建模不確定性清單，對于重要的建模不確定性需要開展敏感性分析。

4.3 完備不確定性

本功率工況一級PSA模型是在核電廠設計階段為滿足法規(guī)的要求而開展。從上面的要求來看，僅有功率運行工況一級PSA是不夠的，這也限于當前國內PSA的發(fā)展情況。針對缺少的部分，采取不同的方式予以補充或說明。

（1）升級分析模型：停堆工況PSA，功率工況二級PSA，停堆工況二級PSA，乏燃料貯存池PSA；

（2）進行篩選分析：外部事件PSA，地震PSA/抗震裕量分析（SMA）；

（3）進行保守分析：內部火災PSA，內部水淹PSA。

5 結語

本文通過對參數(shù)不確定性、建模不確定性和完備不確定性的研究，給出了三類不確定性的識別和評估方法，并結合實際的工作對特定模型進行了較為完整的不確定性分析，初步給出了分析結果，為后續(xù)概率安全分析及其應用的不確定性分析提供了一定基礎。在特定模型的不確定性分析中發(fā)現(xiàn)，參數(shù)不確定性的分析是最為簡單和直接的，但認知不確定性的處理需要進一步細致和精確才能達到ASME能力類別III的要求；建模不確定性的通用清單需要進一步補充，以期更加完善；完備不確定性方面，目前還存在較大的空缺，更多是通過定性篩選和保守分析的方式給出，但隨著國內PSA的進一步發(fā)展會逐步填補，這方面的不確定性分析也會更加完善。

參考文獻

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