事故树分析法在核电厂事故分析中的应用研究

摘要

题目：事故树分析法在核电厂事故分析中

学科专业： 研究生姓名：指导教师： 1

的应用研究

一 遵守学术行为规范承诺

本人已熟知并愿意自觉遵守《福州大学研究生和导师学术行为规范暂行规定》和《福州大学关于加强研究生毕业与学位论文质量管理的规定》的所有内容，承诺所提交的毕业和学位论文是终稿，不存在学术不端行为，且论文的纸质版与电子版内容完全一致。

二 独创性声明

本人声明所提交的论文是我个人在导师指导下进行的研究工作及取得的研究成果。尽我所知，除了文中特别加以标注和致谢的地方外，论文中不包含其他人已经发表或撰写过的研究成果，也不包含为获得福州大学或其他教育机构的学位或证书而使用过的材料。与我一同工作的同志对本研究所做的任何贡献均已在论文中作了明确的说明并表示了谢意。本人完全意识到本声明的法律结果由本人承担。

三 关于论文使用授权的说明

本人完全了解福州大学有关保留使用学位论文的规定，即：学校有权保留送交论文的复印件，允许论文被查阅和借阅；学校可以公布论文的全部或部分内容，可以采用影印、缩印或其他复制手段保存论文。（保密的论文在解密后应遵守此规定）

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研究生本人签名： 签字日期：20 年 月 日

研究生导师签名： 签字日期：20 年 月 日

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摘要

事故树分析法在核电厂事故分析中的应用研究

摘 要

随着现代社会发达的科技设备和贺电设施的广泛使用，各种因素导致的核电厂事故屡有发生，给人们的生产和生活带来了巨大的灾难。核电厂发生的事故的严重性及其危害性整个世界饱受痛苦。因而对核电事故的研究，受到了社会各界的高度重视，完善和研究这方面的技术和管理方法刻不容缓。

基于此，本文采用安全系统工程的原理和分析方法，将事故树和模糊数学相结合，对造成核电厂发生的各种危险因素进行了全面、细致、深入的分析，并对其进行重要度分析，有针对性地提出了有效的预防和控制措施。首先，本文介绍了传统事故树分析法(Fault Tree Analysis，FTA)，它是安全系统分析中的一种非常重要的分析方法，被广泛地应用于各种事故分析中。而传统事故树分析一般要求基本事件的概率是精确的，但是在核电厂实际系统分析中，一部分基本事件的精确概率可以依据统计资料来确定的，而另一部分基本事件的概念本身是不确定的、模糊的，它们往往存在局部正常，局部故障的状态，获得故障精确概率是比较困难的，因而无这些基本事件的精确概率统计资料，这时传统事故树分析方法就显得无能为力了。其次，本文分析了模糊事故树分析法的应用。接着通过对四个案例（不同性质）的描述，结合模糊事故树的分析步骤，进行详细的应用性分析。最终，为模糊事故树分析法在核电事故中的应用进行评价。结果表明，模糊事故树分析方法具有很好的灵活性和适应性，在核电厂分析中有很强的实用价值。

本文的研究过程中，主要应用了定性研究方法和定量分析方法这样的两种方法的结合，通过对模糊数事故分析法进行全面性的分析，从核电事故发生的角度出发，体现出对当前的事故分析过程中的体现效应。整体上，本文的研究得以成功的原因来自于准确的把握了模糊数分析法的体现，同时也表现了对当前的管理能力和效果的整体实现。

关键词：事故树分析法，核电事故，应用研究

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Abstract

Application of fault tree analysis method in the analysis of

nuclear power plant accident.

Abstract

With modern society with developed science and technology equipment and facilities of congratulations on the widespread use of various factors lead to the nuclear power plant accidents occur frequently, to people's production and life brought great disaster. The seriousness of the nuclear power plant accident and its harm to the entire world suffered from pain. Therefore the study of nuclear accident, attaches great importance to by the society from all walks of life, to improve and research on this technology and management method is urgently needed.

Based on this, this article adopts the principle of safety system engineering and analysis method, combining the accident tree and fuzzy mathematics, the various risk factors responsible for plant conducted a comprehensive, detailed and in-depth analysis, and carries on the analysis of important degree, puts forward the effective prevention and control measures. First of all, this paper introduces the traditional Fault Tree Analysis method (Fault Tree Analysis, FTA), it is a kind of very important safety system Analysis in the Analysis method, is widely used in all kinds of accident Analysis. And traditional fault tree analysis generally require the probability of basic events is accurate, but in actual system analysis of the nuclear power plant, part of the precise probability of basic events can be according to the statistical data to determine, but on the other part of the basic event of the concept itself is uncertain, fuzzy, they tend to have local normal, partial failure of the state, it is difficult for failure probability of accurate, thus no exact probability statistics of the basic event, the traditional fault tree analysis method is powerless. Secondly, this paper analyzes the application of fuzzy fault tree analysis. Then through four cases (different), the combination of fuzzy fault tree analysis steps, a detailed analysis of the application. In the end, for the application of fuzzy fault tree analysis method in nuclear accident. The results show that the fuzzy fault tree analysis method has good flexibility and adaptability, in the analysis of nuclear power plant has a strong practical value.

In this paper, the research process, the main application of the qualitative research method and quantitative analysis method is the combination of the two methods, through the analysis of accident analysis of comprehensive fuzzy number,

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摘要

from the perspective of nuclear accidents, reflected in the process of accident analysis of the current effect.Overall, in this paper, the reasons for the success of research from an accurate grasp of the representation of fuzzy number analysis, but also shows the management ability and the effect of the current overall implementation.

Key words: fault tree analysis method; Nuclear accident; Application research on

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目 录

摘 要 ............................................................................................................... 3 图目录.................................................................................................................... 9 第一章 绪论........................................................................................................ 10

1.1 研究背景............................................................................................... 10 1.2 研究意义............................................................................................... 10

1.2.1 实际意义.................................................................................... 10 1.2.2 理论意义.................................................................................... 10 1.3 国内外研究现状................................................................................... 11

1.2.1 国外研究核电事故的现状........................................................ 11 1.2.2 国内研究核电事故的现状........................................................ 12 1.4 研究方法............................................................................................... 12

1.3.1 定性分析法................................................................................ 12 1.3.2 定量分析法................................................................................ 13 1.3.3 模糊事故树方法........................................................................ 13 1.5 研究的主要内容................................................................................... 13 1.6 研究的创新点....................................................................................... 13 第二章 模糊事故树分析方法的理论................................................................ 15

2.1 三角模糊数........................................................................................... 15 2.2 三角模糊运算法则............................................................................... 15 2.3 事故树门的模糊处理........................................................................... 16 2.4 构建事故树........................................................................................... 17 2.5 确定基本事件的模糊概率................................................................... 17 2.6 顶上事件的模糊概率分布................................................................... 18 2.7 基本事件模糊度分析........................................................................... 18 2.8 应用模糊理论的事故树分析步骤....................................................... 20 2.9 本章小结............................................................................................... 22 第三章 事故树方法及其在核电事故中的应用评价........................................ 23

3.1 事故树分析的发展概述....................................................................... 23 3.2 FTA 基本理论....................................................................................... 24

3.2.1 FTA 的符号及意义.................................................................... 24 3.2.2 FTA 的作用和原理.................................................................... 25 3.2.3 FTA 的分析程序........................................................................ 26 3.2.4 最小割集和最小径集................................................................ 28

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3.3本章小结................................................................................................ 29 第四章 事故树分析法在核电厂事故分析中的应用研究.............................. 30

4.1案例1（非计划放射性照射）............................................................. 30

4.1.1确定顶上事件............................................................................. 30 4.1.2确定危害的多元因子................................................................. 30 4.1.3构建事故树................................................................................. 31 4.1.4定性分析..................................................................................... 33 4.1.5定量分析..................................................................................... 33 4.1.6定期评估..................................................................................... 34 4.2案例2（反应性控制）......................................................................... 35

4.2.1确定顶上事件............................................................................. 35 4.2.2确定危害的多元因子................................................................. 36 4.2.3构建事故树................................................................................. 36 4.2.4定性分析..................................................................................... 38 4.2.5定量分析..................................................................................... 38 4.2.6定期评估..................................................................................... 39 4.3案例3（停堆安全管理）..................................................................... 39

4.3.1确定顶上事件............................................................................. 40 4.3.2确定危害的多元因子................................................................. 40 4.3.3构建事故树................................................................................. 40 4.3.4定性分析..................................................................................... 42 4.3.5定量分析结果............................................................................. 42 4.3.6定期评估..................................................................................... 42 4.4案例4（冷却水取水口堵塞）............................................................. 43

4.4.1确定顶上事件............................................................................. 43 4.4.2确定危害的多元因子................................................................. 44 4.4.3构建事故树................................................................................. 44 4.4.4定量分析结果............................................................................. 46 4.4.5定期评估..................................................................................... 46 4.5 结论....................................................................................................... 47 4.6 本章小结............................................................................................... 47 第五章 事故树方法在核电事故中的应用评价................................................ 48

5.1.1FTA 在核电事故中应用的优点................................................. 48 5.1.2 FTA 在核电事故中应用的缺点................................................ 48

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5.2 本章小结............................................................................................... 49 结论...................................................................................................................... 50 参考文献.............................................................................................................. 51 致谢...................................................................................................................... 54

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图目录

图2-1 三角模糊分布 ......................................................................................... 15 图2-1 分析流程图 ............................................................................................. 22 图4-1 案例1 事故树分析 ................................................................................ 33 图4-2 案例2 事故树分析 ................................................................................ 37 图4-3 案例3事故树分析 ................................................................................. 41 图4-4 案例4事故树分析 ................................................................................. 45

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事故树分析法在核电厂事故分析中的应用研究

第一章 绪论

1.1 研究背景

回顾历史，事故树分析首先由美国贝尔电话研究所于1961为研究民兵式导弹发射控制系统时提出来，1974年美国原子能委员会运用FTA对核电站事故进行了风险评价，发表了著名的《拉姆逊报告》。该报告对事故树分析作了大规模有效的应用。此后，在社会各界引起了极大的反响，受到了广泛的重视，从而迅速在许多国家和许多企业应用和推广。中国开展事故树分析方法的研究是从1978年开始的。当时很多部门和企业进行了普及和推广工作，并取得一大批成果，促进了企业的安全生产，同时在学术研究中也得到了广泛的应用。80年代末，铁路运输系统开始把事故树分析方法应用到安全生产和劳动保护上来，也已取得了较好的效果。

众所周知，我国第一座核电站是秦山核电站。它是我国自行设计建造的30万千瓦原型压水堆核电站，于1985年开工建设，1991年12月15日首次并网发电，1994年投入商业运行。大亚湾核电站紧随其后，引进了法国的核岛技术装备和英国的常规岛技术装备进行建造和管理，于 1987年8月7日正式开工，1994年全部并网。近年来，随着国内核电行业的发展，目前已形成两大核电集团的中广核集团和中核集团，旗下代表的大亚湾核电站、岭澳核电站、岭东核电站、秦山核电站、田湾核电站，宁德核电站，红沿河核电站，已全部或部分投入商业运行。

1.2 研究意义

1.2.1 实际意义

从事故树分析方法的发展史和我国核电厂建设发展的速度来看，二者无论从发展的时间、应用的时间都相对较短，而国内核电厂事故分析方法多来自于美国和法国，多见于任务分析法、变化分析法、屏障分析法、原因因素法，这些方法相对较简单，多为定性分析，而事故树分析方法在国内核电厂案例分析中应用并不广泛，也不系统，从目前核电厂的现状来看，极少数人能够系统的掌握事故树分析方法。事故树在一般的应用过程中，通过定性分析方法来获得，同时，也是结合当前的定性和定量的计算来整体上进行分析，这样的一种分析能力更加具有指导意义，本文结合这样的情况，进行事故树的分析方法，凸显出对当前的核电事故分析中的具体应用的体现和实施。

1.2.2 理论意义

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要的作用和意义体现，这样的表现形式和分析的能力都极大的推进了未来的分析作用和实现的基础性体现。这样的情况下，能够更好的推进到当前的管理效果和实现的基础上，这样的一种分析效果和体现的作用性上都会具有更加重要的作用和意义。

步骤4： 基本事件的模糊重要度分析。对于基本事件的模糊度的重要分析上来来看，需要针对性的体现出对当前的管理效果和实现的基础上来更好的推进和实现。这样的管理基础和管理的过程之间会有更加重要过程和意义的体现。

步骤5： 根据分析结果。找出主要危险因素，提出有效的管理措施。 对于整个分析结果的实现和整体性的功能性的分析上，也会按照对当前的管理作用的分析能力和表现的能力来更好的推进和实现。这样的效果和体现的基础将会更加明确的表现出未来的分析作用和实现的多元性的构件上来体现。所以，人们会更好的实现对当前的管理作用的实现，同时也能够更好的确保当前的管理效果和实现的基础性效果的呈现。人们会更加重要的认识当前的管理能力的建设，同时也能够极大的按照当前的标准化的实施和分析的效果上的具体性实现。这样以来，就会对未来的分析作用和实现的管理的过程之间产生更加重要的作用和意义的表现。

其中，事故树与模糊数学结合的基本分析流程，如下图2-1.

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事故树分析法在核电厂事故分析中的应用研究

确定顶事件 理解系统 分析原因 现场实际情况 构造事故树 定性分析确定底事件的模糊概率 模糊“与或“门 最小割集的求取 顶事件的模糊概率 模糊结构重要度 定量分析2.9 本章小结

本章主要介绍了如何通过事故树分析的方法来体现出对当前的模糊性的建设和客观上的保障基础上的建设过程。进而能够通过对当前的系统性的分析和体现的效益实现，来最终实现对当前的事件的概率性的体现分析上。

提出预防措施

图2-1 分析流程图

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第三章 事故树方法及其在核电事故中的应用评

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3.1 事故树分析的发展概述

事故树分析(FTA)是安全系统工程中最重要的分析方法，该方法最早是由美国贝尔电话公司的 H．A．Watson 和 A．B．Mearns 于 1962 年首先提出来的，他们发现，在做数据处理时用于描述流程的逻辑方法也可用于描述系统中非期望事件发生的概率。因此，他们首先将逻辑树技术应用于系统安全的研究，这就是前面所说的事故树分析方法。最早应用于民兵式导弹发射控制系统的可靠性研究，结果取得了很大的成功。随后波音公司(Boeing)的 Heasl、Schrode 和 Jackson 等人对于事故树分析方法进行了重大的改进。他们主要用来防止系统中易于被疏忽的引爆事故的发生，为系统安全提供了可靠的保证。因而，在当时事故树分析技术就以波音公司为研究中心而迅速发展起来。1960 年后期，事故树分析技术由航空工业方面的应用而开始转入原子能工业以及其他工业生产领域的应用，事故树分析的应用得到了迅速的发展，成功地分析了空间技术和复杂的军事工业中的潜在危险性，因而有了计算机辅助的事故树分析方法(CAFTA)的提出，该方法首先是由 R．E．Vesely 于 1964 年在利用计算机进行事故树分析的基础上而建立起来的一种分析方法。此后，在 1965 年 Koloder 和 Redht 等人又把事故树分析技术用于一般工业生产的安全分析上。随着核武器和原子能工业的迅速发展，人们越来越清楚地意识到系统运行的安全化的重要性，姑且不论核爆炸会给人类带来惨重的灾难，仅仅因事故而导致的核泄漏也会造成环境的严重污染，使受辐射人群的癌症病患者核白血病患者大量增多，给人类生活带来长期的严重影响。因此，美国原子能委员会和国防部对于核设施做了极其严格的限制，从而迫使有关部门增加了核设施的安全投资，加强了对于安全性和可靠性的研究。1974 年，美国原子能委员会发表了 WASH-1400 事故树析(FTA)及其发展报告，即《商用核电站风险评价报告》，也称《拉斯姆逊报告》(Rasmussen Report)。

该报告是由麻省理工学院(MIT)的拉斯姆逊(Rasmussen)教授历时两年，花费三百万美元完成的，报告对事故树分析做了大量和有效的应用，引起了广泛的重视。于该方法不仅能分析出事故的直接原因，而且能够深入揭示出事故的潜在原因，因此在工程和设备的设计阶段，在事故询查中以及编制新的操作方法时，都可以应用事故树分析对它们的安全性做出评价。 近些年来，我国对于事故树分析技术的研究和应用也是非常重视，并且收到了很好的效果。1976 年，清华大学核能技术研究所等单位根据国外文献，在核反应堆安全评价方面应用了事故树

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事故树分析法在核电厂事故分析中的应用研究

分析方法，接着又在电视机等系统上做了实际应用，取得了可喜的成果。1978 年，天津东方化工厂首次应用事故树分析方法，来控制生产中的事故，获得了成功的经验。1982 年，在北京市劳动保护研究所，开展了第一次全国性的安全系统工程座谈会，介绍和推广了事故树分析方法，以后又在许多省市和企业中得到了应用，充分显示了它的科学性和先进性。

实践证明，事故树分析完全适用于我国国民经济各部门各行业的安全管理，是一种具有广阔的应用范围和发展前途的系统安全的分析方法，值得很好的研究和大力推广应用。事故树分析是一种表示导致灾害事故的各种因素之间的因果及逻辑关系图。也就是在设计过程中或现有生产系统和作业中，通过对可能造成系统事故的或导致灾害后果的各种因素(包括硬件、人、环境等)进行分析，根据工艺流程、先后次序和因果关系绘出逻辑图(即事故树)，从而确定系统事故原因的各种可能组合方式(即判明灾害或功能事故的发生途径以及导致灾害、功能事故的各种因素之间的关系)及其发生概率，进而计算系统事故概率，并据此采取相应的措施，以提高系统的安全性和可靠性。

3.2 FTA 基本理论

3.2.1 FTA 的符号及意义

事故树采用的符号包括事件符号、逻辑门符号，其中事件符号用表 2-1 所示

（1） 结果事件

结果事件是其他事件或者事件组合所导致的事件，它总是位于某个逻辑门的输出端，用矩形符号表示结果事件，结果事件分为顶事件和中间事件。 结果事件的标示对当前的事件的分析和结果的一种呈现上，如何能够通过对当前的结果事件的分析，获取对当前的事故相关性的表现，就需要直接的定义其是否为基本

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事件或者是中间事件。

（2）底事件

底事件是导致其他事件的原因事件，位于事故树的底部，它是逻辑门的输入事件而不是输出事件，用圆形图来表示。底事件的表现往往直接决定了事故本身的核心原因所在，也是在后期的模糊分析的过程中体现概率的地方。所以需要对底事件进行分析的同时，还需要进行概率的界定，以便能够体现出不同事件对于事故的影响因素。 （3）省略事件

表示没有必要进一步向下分析或者其原因不明确的原因事件，另外，省略事件还表示二次事件，既不是本系统的原因事件，而是来自系统之外的原因事件，用菱形符号表示。省略事件是一种低概率事件的体现，在本文中所表现的就是对整个可能会发生的状况的一种分析。

（4）开关事件

开关事件又叫正常事件，它是在正常工作条件下必然发生或者必然不发生的事件，用房形符号表示。 开关事件的发生对于整个已有的事件基础上来看，有着决定性的指导意义。因为其有着特定的归属性，在其发生的时候，可能会对整个事故本身就会产生决定性的影响，同时，假如分析权重过大，可能会直接影响到其后期的发展。 （5）引入事件

位于事故树底部，表示树的以下部分分支在另外地方。 引入事件一般的是针对当前的不同的效果和基础上所产生的原因的综合，这样的情况下，人们对于整个事件本身的分析能力和表现的原因往往是界定模糊，既可以是内部原因，又可以是外部原因，还可以成为整个影响环境的因素等。 （6）引出事件

位于事故树顶部，表示本树是另外部分绘制的一棵事故树的子树。引出事件往往是一种附带的事故体现，在这样的事件表现上，会产生更多不同的分析效用和体现的效用。需要关注到这样的一些事件中，来进一步体现出对整个事件本身的结果性分析和认知。

3.2.2 FTA 的作用和原理

事故树分析可用来分析事故，特别是重大恶性事故的因果关系。可进行系统的危险性评价，事故的预测，事故的调查分析，沟通事故情报安全措施，优化决策等工作。也可用于系统的安全性设计。其逻辑性强、即可定性分析，又可定量分析等优点，使之能够较全面的分析导致事故的多种因素及其逻辑关系，并对它们做出简洁和形象的描述便于发现和查明系统内固有的和潜在的危险因素，为制定安全技术措施和采取安全管理对策提供依据。能够明确各方面的失误对系统的影响，并找出重点和关键的因素，使作业人员全面了解和掌握各项危险危害因素。

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事故树分析法在核电厂事故分析中的应用研究

并能够充分吸取事故的教训，防止同类事故的再次发生。在这样的情况下，能够更好的推进当前的系统发生都会更好的体现出对当前的事故树分析的过程中中会有着更加重要的作用和意义表现。同时，人们会根据对当前的事故树本身的表现情况也能够更好的带来对当前的系统的分析能力和表现的能力过程中。所以说，如何能够更加明确的表现出对当前的作用的体现，也会更好的实现对整个未来的系统的实现意义和分析的过程分体现。只有在这样的情况下，人们才能够更好的体现出对当前的多元性的分析和符号的实现，所以，对于人们对于当前的需要性和分析的有效性之间会有更加重要的作用和意义表现。

从FTA的原理上来看，故树分析是从结果到原因找出与灾害事故有关的各种因素之间因果关系和逻辑关系的作图分析法。这种方法是把系统可能发生的事故放在图的最上面，称为顶上事件，按系统构成要素之间的关系，分析与灾害事故有关的原因。这些原因，可能是其他一些原因的结果，称为中间原因事件(或中间事件)，应继续往下分析，直到找出不能进一步往下分析的原因为止，这些原因称为基本原因事件(或基本事件)。图中各因果关系用不同的逻辑门联接起来，这样得到的图形象一棵倒置的树。 对分析火灾事故系统来说，由于存在一些人的不安全行为、物的不安全状态以及环境方面的隐患，可能导致灾害性的后果，为了不使这些危险性因素导致灾害性后果，就需要预先分析和判断系统或操作过程中可能会发生哪些危险，有哪些条件可能导致这些危险以及发生危险的可能性有多大。有了这种分析和判断，就可以采取相应的手段和措施进行全面性分析和体现。在这样的情况下，需要针对当前的系统的表现过程和人们对于未来的发展中产生更加重要的作用和意义表现。所以，整体上来看，对于FTA的实现分析和体现的效果都会具有更好的重要意义，因为人们对于整个故障本身的理解也需要一步步的体现，这样才能够更好的分析出来。施来消除危险，或者限制火灾事故发生的范围，把事故损失减少到最低限度。

3.2.3 FTA 的分析程序

事故树分析一般的具体程序步骤为 （1）确定顶上事件

对于顶上事件而言，就是一般的情况下，在整个分析的过程中所产生的一些应该就有的事件未来发展的需要性，对于当前的未知的情况下的整个实现的过程也会带来对当前的一种事件本身的模糊性。所以，在进行顶上事件的确定性上能够更好的体现出对当前的系统的分析和实现的基础，这样才能够在未来的整个发展的基础上产生更加重要的意义和作用的体现。但是，对于事件本身需要发生的情况和未来发展的基本的效益体现上，如何能够更好的推进当前的。分析效用和实现的基础性的效果上，也会产生更加重要的作用和意义表现。

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（2）理解系统

理解系统的过程是体现对当前的整个必要性的分析和实现的基础而言的，在这样的情况下，能够更好的理解整个当前需要解决的系统的问题，也需要通过对当前的系统能力的表现来更好的推进和实现。所以，在进行理解的过程中，有必要适当的画出作业的流程图，这样才能够进一步实现对当前的系统本身的实现效果和分析的效果呈现。

（3）调查事故、分析原因

在进行事故的原因的调查和分析的过程中，如何能够更好的明确对当前的系统的整个事件的把握也是需要进一步的体现的，在这样的情况下，人们对于未来的表现过程也会更好的凸现出来，如何能够更加明确的表现出当前的整个原因和实现的过程体现，都会尽量的按照对当前的分析能力和实现的能力来进行。所以， 在这一步上，进行适当的原因的分析和故障的实现，将会更好的体现出对当前的事故本身的需要性和分析能力的体现效果。所以，未来的系统性的实现中如何能够更好的找到其中的原因，将会为未来的事故本身的分析产生更加重要的作用和意义的表现。

（4）构造事故树

通过对已有的逻辑关系的分类，在对当前的不同的系统中和原因进行一步步的梳理，这样就能够结合当前的系统管理的有效性和标准的实施，也会更加明确的凸显出对已有的表现性的过程体现。所以，人们对于整个当前的实施的能力和分析的嗯呢管理上，也会具有更好的重要性的分析的有效性。所以，在进行构造事故树的过程中，按照事故一般的逻辑关系，进行构建，这样就能够直观的体现出对当前的整个系统本身的分析作用和实现的有效性作用的凸显。

（5）定性分析

根据已有的表现形式进行全面性的分析，通过对当前的系统的实现效果和分析的能力表现，更好的推进到当前的系统分析的过程中来。这样的情况下，就能够极大的体现出对整个已有的不二表达式的而实现和分析的过程实施搜索一，人们会更具对当前的系统的分析能力和实现的基础来更加明确的体现出来。同时，人们对于整个当前的系统的分析和发展的过程之间也会有更加重要的作用和表现的形式。通过对当前的计算的能力表现和分析，最终呈现出对当前的最小割级的分析和实现，进而能够更好的体现出对整个最小径集的实现来找到各种事件的结构的重要程度。所以，人们会需要对当前的系统进行分析，同时也需要不断的按照当前的表现的过程来推进未来的分析效用和实现的基础性的效用。

（6）定量分析

根据各基本事件的发生概率求出顶上事件的发生概率。把求出的概率与通过

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事故树分析法在核电厂事故分析中的应用研究

统计分析得出的概率进行比较，如果两者不符，必须重新分析研究已构造出的事故树是否正确完整，各基本原因事件的事故率是否估计过高或过低等等。在求解出顶上事件概率的基础上，进一步求出各基本事件的概率重要系数和临界重要系数。在分析时，若当事故发生概率超过预定概率目标时，要研究降低事故发生概率的所有可能，从中选出最佳方案；或者寻找消除事故的最佳方案。进而通过各重要度分析，选择治理事故的突破口，或按重要度系统值排列的大小，编制不同类型的安全检查表，以加强人为控制。

（7） 制定预防事故措施

从已有的分析基础上，实现对当前的整个系统的实现和分析的能力表现，这样就能够更好的推进到当前的管理基础和实现的基础上来。所以，人们需要对当前的整个已有的预防的事故表现过程和体现的效果呈现的过程之间，也会具有更加重要的作用的作用。结合当前的系统的分析能力和表现的基础之间，会有更加重要的作用和意义的表现。所以，在这样的情况下，能够更好的推进整个当前的时间预防本身的过程，就是为了能够确保当前的预防分析的能力和实现的能力之间是否具有更加紧密的联系，只有在这样的情况下，才能够确保对当前的系统的分析效用和实现的基础性效果的体现，同时，能够极大的实现对当前的整个事件本身的需要性的分析。

3.2.4 最小割集和最小径集

对于整个最小割集的实现和最小径集这样的实现对整个已有的情况下的分析。这样的情况下，能够更好的导致了当前的系统分析的能力和表现的过程性体现。在这样的情况下，人们能够更加明确的体现出对当前的表现过程的实现，同时也更好的体现出对未来的分析能力和实现能力的表现基础的体现。这样的一种过程的实施和分析的能力都会极大的提升对事件本身的柔和性。但是，对于事故树本身的俄方逆袭来看，并不会起到对整个已有的分析效用的体现，更多的是依靠当前的割集的实现来更好的推进到未来的分析能动性上。所以，只有确定了这样的一种最小割集和实现的标准化的建设，都会极大的推进未来的分析能力和建设的能力。

在事故树的表现过程中，人们都会极大的推进到未来的分析效果和分析的过程中会产生更加重要的作用和意义表现。这样的一种能力的构成和实现的基础都是对于当前的系统分析的过程来体现的。所以说，人们不断的按照当前的系统的分析效果上，也会按照对当前的整个最小割集的实现，会产生更加重要的作用。对于不同的事件表现之间，都会极大的体现出对当前的系统能力表现和分析能力之间的过程性实现，人们如何更加明确的体现出对当前的管理表现和分析的表现之间具有更加重要的作用。但是，对于当前的表现基础上来看，这样的一些情况

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和分析的能力之间也会有着或多或少的分析和体现。但是，往往这样的表现形式嫩巩固极大的体现出对当前的管理效用和实现的基础性效用之间的有效性。

在事故树中，我们把引起顶事件发生的基本事件的集合称为割集。一个事故树中的割集一般不止一个，在这些割集中，凡是不包括其他割集的，叫做最小割集。换言之，如果割集中任意去掉一个基本事件后就不是割集，那么这样的割集就是最小割集。所以最小割集是引起顶事件发生的充分必要条件。 在事故树中，当所有的时间都不发生时，顶事件肯定不会发生。然而顶事件不发生常常并不要求所有基本事件都不发生，而只要某些基本事件不发生顶事件就不发生。这些不发生的基本事件的集合称为径集。在同一事故树中，不包含其他径集的径集为最小径集。如果径集中任意去掉一个基本事件后就不再是径集，那么该径集就是最小径集。所以，最小径集是保证顶事件不发生的充分必要条件。

对于简单的事故树，人们并不会根据对当前的分析能力和表现的能力之间产生更好的作用性分析。同时，人们关注到的重点分析的效果和实现的基础性效果的体现上，事故树本身之间会有更加必要性的分析。但是，对于整体性的分析能力上来看，这样的一种形式表现和分析的能力表现之间具有更加重要的意义和体现的基础性能力的构建。简单的表现和分析的过程都是为了更加明确的体现出当前的系统的能力构成，这样的能力表现之间也会因为对当前的整个事故树的实现之间，会产生更好的实现基础和体现的效果。

3.3本章小结

本章主要介绍了事故树的分析方法和整个分析的基础，在进行对当前的不同的核电事故的效用上，体现出对当前的整个多元性的分析和实现的过程性的体现和效益。所以，在后期的研究过程中，将会结合当前的不同的效果分析的基础和实现的多元性的分析来更好的推进当前的整个管理能力的实现和分析的过程体现。

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事故树分析法在核电厂事故分析中的应用研究

第四章 事故树分析法在核电厂事故分析中的应

用研究

4.1案例1（非计划放射性照射）

世界各国核电厂都发生过放射性照射事件和预兆事件。一些非计划照射已超出法规规定的辐照限值，有些事件已造成了潜在伤害。这些事件的后果严重影响了从事辐射工作的人员、电厂，甚至于影响到了整个核电行业。由于非计划放射性照射的危险性质决定了这种事件会迅速导致管理机构、政府和公众对我们行业的竞争能力和专业技能产生负面影响。本文假设案例1中，某核电站的退役，并且可能产生的放射性危害进行分析，具体来看，主要有：

4.1.1确定顶上事件

一般性的反应堆在进行退役的活动实现的构成中，能够极大的体现出对当前的活动行为的固件和分析，这样就能够极大的体现出对当前的事故本身的反应的体现。在反应堆退役活动过程中，出现的危害性事故比较复杂，通过上述案例分析及对文献的整，退役中常出现的放射性危害事故及其危害因子有:

( 1) 内照射: 通过食入、吸入等方式摄入放射性核素;

( 2) 外照射: 主要在去污、切割、拆卸等过程中，产生较强的外照射; ( 3) 其他危害: 主要是临界状态、遏制亏损、潜在污染等。

从整个当前的分析能力的体现上来看，这样的管理过程的实施和分析的过程极大的提升了对当前的系统分析的过程的有效性体现，同时，人们也更好的认知到了对当前的管理效果和实现的效果上的分析，通过不同的核电事故的分析和体现，将会更好的推进和分析对当前的管理效果上的变化性能力的实施。这样的过程中，如何能够更加明确的体现对当前的多元性的分析和建设的过程的实施，也将会更好的实现对未来的分析作用的实施和发展。结合管理本身的有效性，将会更加明确的针对未来的发展和建设的过程之间产生更加重要性和多元性的意义表现。同时，人们关注到的重点分析和实现的重点建设的能力上，也会因为对当前的系统的关联性和体现的有效性之间会具有更加有效和多元性的体现性分析的能力表现。所以，人们会关注当前的事故本身的有效性，这样就会更好的推进到未来的发展和建设的过程中，进而能够更好的体现出对的管理效果和实现的效果的分析作用和体现的效果。

4.1.2确定危害的多元因子

对于本案例中的情况可以通过对的整个系统本身的分析来实现，结合这样的

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事故树分析法在核电厂事故分析中的应用研究

4.2.2确定危害的多元因子

对于本案例中的情况可以通过对的整个系统本身的分析来实现，结合这样的一个过程能够看到，在非计划性的照射的过程中，内照射的主要是通过食入或者吸入，那么对于这样的情况下，接触到的人员无非有这样三种，第一是操作工人呢，第二是管理者，第三是整个厂区的其他人员。在这些因子的表现中，能够更好的实现对整个事件的本身的监控，同时也带来了事件潜在的危害性。

对于外照射而言，去污过程，切割的过程和拆卸的过程，都会产生强烈的外照射。在这样的情况下，接触到的最多的就是维修工人。其他的危害中，这样的情况一般来源于整个操作的过程中的失误和危害性的多元性的体现。

4.2.3构建事故树

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图4-2 案例2 事故树分析

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4.2.4定性分析

结合现有的分析效果和实现的效果，对整个氢气爆炸的事故原因进行适当的分析，这样的情况下，会具有更加准确性的体现和效果的分析。在进行具体的效果分析上，也能够看到，对于当前的氢气的爆炸的事故处理上，也会具有相对的管理措施。

4.2.5定量分析

通过计算得出，割集数量：36

{X1,C1,X2,X5,X7}{C1,X3,X4,X5,X7}{C1,X5,X7,X11}{X1,C1,X2,X6,X7}{C1,X3,X4,X6,X7}{C1,X6,X7,X11}{X1,C1,X2,X5,X9}{C1,X3,X4,X5,X9}{C1,X5,X9,X11}{X1,C1,X2,X6,X9}{C1,X3,X4,X6,X9}{C1,X6,X9,X11}{X1,C1,X2,X5,X8}{C1,X3,X4,X5,X8}{C1,X5,X8,X11}{X1,C1,X2,X6,X8}{C1,X3,X4,X6,X8}{C1,X6,X8,X11}{X1,C1,X2,X5,X10}{C1,X3,X4,X5,X10}{C1,X5,X10,X11}{X1,C1,X2,X6,X10}{C1,X3,X4,X6,X10}{C1,X6,X10,X11}{X1,C1,X2,X7,X12}{C1,X3,X4,X7,X12}{C1,X7,X11,X12}{X1,C1,X2,X9,X12}{C1,X3,X4,X9,X12}{C1,X9,X11,X12}{X1,C1,X2,X8,X12}{C1,X3,X4,X8,X12}{C1,X8,X11,X12}{X1,C1,X2,X10,X12}{C1,X3,X4,X10,X12}{C1,X10,X11,X12} 径集数量：7

{X1,X3,X11}{X5,X6,X12}{X7,X8,X9,X10}{C1}{X2,X3,X11}{X1,X4,X11} {X2,X4,X11}

结构重要度大小：

I[C1]>I[X11]>I[X1]=I[X2]=I[X3]=I[X4]>I[X6]=I[X5]=I[X12]>I[X7]=I[X8]=I[X9]=I[X10] 值的大小： I[X1]=0.437 I[X2]=0.437 I[X3]=0.437 I[X4]=0.437 I[X6]=0.250 I[X7]=0.125 I[X8]=0.125 I[X9]=0.125 I[X10]=0.125 I[C1]=1.000 I[X11]=0.6835 I[X5]=0.250

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I[X12]=0.250

通过计算，得出概率P=0.05

4.2.6定期评估

从上文的分析中我们能够看到，当前的评估过程中，作为事件最为重要的一个方面就是对当前的系统表现过程的外辐射的一种效果呈现。那么，在外辐射的割集发生的情况下，对于概率为0.125的情况，需要加大重视。这样才能够更好的体现出对当前的管理因素和实现的基础性因素上的认知和能力的表现。同时，人们关注到的重点和分析的能力水平上，也会更好的凸显出对当前的整个定期评估的过程性的建设。对于当前的定期的分析能力和实现的能力上李戡，需要不断的按照当前的评估的重点需求来更好的实施，因为只有在这样的情况下，才能够更好的确保对整个已有的评估系统的分析和能力的表现。

在后期的评估的过程中，可以按照当前的一种系统性的分析和使用的角度，来进行具体的实施，这样的情况下，需要针对性的实施对当前的系统评估的专业性和有效性。进而能够极大的实现对当前的整个系统的分析过程中的重要意义的体现。所以，在对当前的分析和结论性的实现上，将会产生更加重要的作用和意义表现，同时也能够极大的实现对当前的评估的过程和体系上的分析效果的实现。这样的基础系那个的分析能力将会更好的推进到未来的系统管理的结构中，同时也会按照当前的系统评估的过程来更好的推进到当前的管理能力和管理的实现过程中。人们只有不断的按照当前标准型的构建和分析的过程，才能够不断的呈现出其必要的分析能力和体现上的过程能力。所以，对于当前的分析效果和实现的基础的程序有着重要的促进作用和实现的效果。

4.3案例3（停堆安全管理）

从近年来国内外核电行业绩效的分析表明：大约23%的的事件发生在大修期间，而核电厂只有大约5%的时间处于大修阶段。这种情况表明了大修期间电厂是多么的脆弱，以及强调了在大修期间构筑坚实的屏障以保证电厂安全裕度的重要性。

控制所有影响功率水平和堆芯临界的因素对于核安全极其重要。尽管如此，我们仍能够看到很多这方面的事件重复发生。国内外所发生的反应性管理事件充分表明，未能实施有效的反应性管理，将导致意外的和失控的反应性瞬态不断发生。所以，在案例2中，以氢气爆炸为例，进行分析。

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4.3.1确定顶上事件

氢气导热系数高，化学活性、渗透性和扩散性强，因而在氢气储存、运输和使用过程中都易造成泄露． 同时，氢气为无色无味气体，且比空气轻，不易被人们察觉，导致其易在设备、容器、建筑物顶。部积聚，遇明火或热源而引发爆炸． 由此可知，氢气系统可能发生的事故状况主要为火灾和爆炸．由于一个事故树只能选定一个顶上事件，同时考虑到事故树分析是把所研究系统的最不希望发生状态作为分析的顶上事件，所以本文将氢气爆炸作为事故故障分析树的顶上事件．从整个当前的分析能力的体现上来看，这样的管理过程的实施和分析的过程极大的提升了对当前的系统分析的过程的有效性体现，同时，人们也更好的认知到了对当前的管理效果和实现的效果上的分析，通过不同的核电事故的分析和体现，将会更好的推进和分析对当前的管理效果上的变化性能力的实施。这样的过程中，如何能够更加明确的体现对当前的多元性的分析和建设的过程的实施，也将会更好的实现对未来的分析作用的实施和发展。结合管理本身的有效性，将会更加明确的针对未来的发展和建设的过程之间产生更加重要性和多元性的意义表现。同时，人们关注到的重点分析和实现的重点建设的能力上，也会因为对当前的系统的关联性和体现的有效性之间会具有更加有效和多元性的体现性分析的能力表现。所以，人们会关注当前的事故本身的有效性，这样就会更好的推进到未来的发展和建设的过程中，进而能够更好的体现出对的管理效果和实现的效果的分析作用和体现的效果。

4.3.2确定危害的多元因子

特种作业人员应持证上岗． 应保证氢气站及升压站相关特种作业人员持证上岗，并定期进行安全培训和教育，加强作业人员的安全意识和安全技能; 严禁无特种作业资格人员从事涉及氢气运输、存储、使用和灌充的作业．对于本案例中的情况可以通过对的整个系统本身的分析来实现，结合这样的一个过程能够看到，在非计划性的照射的过程中，内照射的主要是通过食入或者吸入，那么对于这样的情况下，接触到的人员无非有这样三种，第一是操作工人呢，第二是管理者，第三是整个厂区的其他人员。

对于外照射而言，去污过程，切割的过程和拆卸的过程，都会产生强烈的外照射。在这样的情况下，接触到的最多的就是维修工人。

其他的危害中，这样的情况一般来源于整个操作的过程中的失误和危害性的多元性的体现。

4.3.3构建事故树

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本文来源：https://www.bwwdw.com/article/xid3.html