[发明专利]用于核燃料后处理厂事故安全分析的分析方法

说明书

技术领域

本发明属于核燃料后处理厂事故安全分析技术，具体涉及一种用于核燃料后处理厂事故安全分析的风险评价分级方法。

背景技术

核燃料后处理设施的处理对象涉及易裂变材料、裂变产物、易燃有机溶剂和有毒物质，核安全问题与化学安全问题并存于整个后处理过程中，因此可能发生临界、放射性物质释放、爆炸和着火等事故。目前世界上核工业设施的事故安全分析主要采用确定论和概率论，但在核燃料后处理厂的应用都存在一定的问题和困难。

确定论分析方法，它是指一套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的方法。确定论分析方法是假定事故已经发生，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，直至得出该事故的放射性后果。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。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极不易发生的大事故，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可能的事故危害，也无法与其他社会风险比较。反而，有时会引起人们的错觉，引起对放射性恐惧，而妨碍公众接受核设施。

概率安全分析（又称概率论，Probabilistic Safety Analysis，简称PSA）方法是70年代以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、事件数分析）和概率风险评价技术对复杂系统的各种可能事故的发生及其进程进行全面分析，从它们的发生概率以及造成的后果（潜在风险）综合进行考虑。PSA方法与传统确定论分析方法相比，不仅能确定从各种不同初始事件所造成的事件序列，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。

目前概率安全分析已经广泛的应用在核动力厂，但在核燃料后处理厂的应用尚属空白。相对于核动力厂主要差异有系统之间有较多交错，系统边界划分相对核动力厂较困难；而且不管是通用数据或者是特定数据的获得，都有很大难度。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。

针对上述原因，需要开发一种新型分析技术用于核燃料后处理厂的事故安全分析中。

发明内容

本发明的目的是为了弥补核燃料后处理厂在事故安全分析方面缺少可适用的成套的方法体系，提供风险评价分级法用于核燃料后处理厂事故安全分析的分析方法。

本发明的技术方案如下：一种用于核燃料后处理厂事故安全分析的分析方法，包括如下步骤：

（1）选取特定厂址并以确定了工艺流程和工程技术方案的核燃料后处理厂为研究分析对象；

（2）进行危害确认，运用FMEA（潜在失效模式和影响分析）分析法对设施始发事件进行鉴别；

（3）根据FMEA分析确定的始发事件中存在若干事件发生后导致的系统响应和后果基本类似的情况，对类似的始发事件进行归类以简化后续分析工作；

（4）根据步骤（3）得到设施的始发事件清单，估算始发事件发生的频率，定性估算其无缓解释放下的可能性和事故后果；

（5）将各个事件发生的可能性和事故后果应用到风险分级矩阵中，得到事件的风险值；

（6）对于步骤（5）中得到的风险值，如果为设施不可接受的风险，则增加工程措施，再估算事件发生的频率及有缓解释放下的事故后果，返回到步骤（5）；如果为设施可接受的风险，则进入步骤（7）；

（7）在设施可接受风险范围内的事件序列，选择独特的和有代表性的事故，并进行工程判断；

（8）根据步骤（7）的分析，确定设施的设计基准事故和严重事故。

进一步，如上所述的用于核燃料后处理厂事故安全分析的分析方法，步骤（2）中，利用FMEA分析法进行分析时考虑下述问题：

b）根据工艺流程选定分析的工艺系统；

b）在分析设备/单元的故障影响时，分为局部影响、高一层次影响和最终影响三个等级；