后处理核安全评价技术

目前国际上对于乏燃料后处理设施的安全分析主要采用确定论分析方法，我国已热试成功的第一座动力堆乏燃料后处理中间试验工厂的事故安全分析也是采用确定论的分析方法。

确定论分析指这样的一套方法，它以纵深防御概念为基础，以确保基本安全功能为目标，针对一套确定的设计基准工况，采用一套保守的假设和分析方法，以满足特定的验收准则。

确定论分析方法假定事故已发生，按要求采取合理的或保守的假设，分析计算整个核设施系统的响应，直至得出核事故的放射性后果。这种事故后果预审分析，其做法是规定典型的假想核事故，对其引起事态演变过程进行分析来检验各项安全措施的有效性，重点是考虑设计基准事故。

目前国际上对于乏燃料后处理设施的安全分析主要采用确定论分析方法，我国已热试成功的第一座动力堆乏燃料后处理中间试验工厂的事故安全分析也是采用确定论的分析方法。

确定论分析指这样的一套方法，它以纵深防御概念为基础，以确保基本安全功能为目标，针对一套确定的设计基准工况，采用一套保守的假设和分析方法，以满足特定的验收准则。

确定论分析方法假定事故已发生，按要求采取合理的或保守的假设，分析计算整个核设施系统的响应，直至得出核事故的放射性后果。这种事故后果预审分析，其做法是规定典型的假想核事故，对其引起事态演变过程进行分析来检验各项安全措施的有效性，重点是考虑设计基准事故。

确定事故分析过程包括以下四个方面：

确定一组设计基准事故；

选择特定事故下的单一故障；

确认分析所用的模型和参量都是保守的；

将最终结果与法定验收准则相对照，确认安全系统的设计是充分的。

由于设计基准事故的选择以及分析模型中有很大的不确定性，为了确保分析结果的包络性，法规要求采用保守假定。因此在确定论事故分析中采用两条基本假设，即单一故障假设和操纵员在事故后短期内不做任何干预的假设，并采用一套定量的验收准则来判定确定论事故分析结果是否符合安全法规的要求。

确定论方法简单易于掌握，广泛应用于核电站设计、制定安全法规和安全审批的安全分析评价中。这一方法的不足之处在于事故分为“可信”与“不可信“不能反映真实情况，以致人们过分集中和研究不易发生的大事故，而忽视了一些更可能发生的小事故和运行瞬变事故。另一方面，单一”可信“事故后果不能反映核设施产生事故的确切危害程度，也无法与其他社会风险比较，反而会影响公众的可接受性。

概率论分析方法适合安全分析的另一重要技术。概率安全分析，简称PSA，是上个世纪70年代后发展起来的一种系统工程方法，是确定论分析法的发展。它采用系统可靠性评价技术即故障树、事件树分析和概率风险评价技术，对复杂系统的各种可能事故的发生极其进程进行全面分析，从他们的发生概率以及造成的后果（潜在风险）综合进行考虑。PSA方法认为核事故是个随机事件，引起核事故的潜在因素很多，核设施的安全性应由全部潜在事故数学期望值表示。PSA方法与传统确定论分析方法相比，不仅能确定从各种不同初因事件所造成的事故序列，还能够系统地和现实地确定该事故的发生频率和事故造成的后果，但PSA方法的数值结果也存在它的局限性和不确定性。

PSA方法的优点是：考察系统所有潜在事故并对系统软硬件包括人进行量化，便于优化改进设计，最后对事故后果进行量化，给出便于与其他活动进行比较的风险，利于被公众接受。因此，20实际80年代后PSA技术及其应用获得迅速发展，成为美国、德国及法国等核工业大国核安全分析领域最热门研究课题之一，也是为下一代更先进、安全、经济的反应堆系统技术取得突破最有贡献的研究成果之一。该技术已经广泛应用于核电厂的安全研究与评价工作。其工作方法及流程见图所示。

目前概率安全分析在后处理核安全的应用还很少，这是由于后处理厂不管是通用数据或者是特定数据的获得都有很大难度。其体现在：一方面，类似工厂的数量较少，运行时间不长，很难有足够的样本空间来进行可信的数据分析，获得特定数据；另一方面由于后处理厂技术的敏感性，并没有很多公布的可以采用的通用数据库。因此，在后处理厂的应用还需深入开展研究。我国目前也在积极开展这方面的研究，并取得了一定成就。

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本词条内容贡献者为:

宋培峰 - 高级工程师 - 环境保护部核与辐射安全中心