核电站发现项风险评测方法

摘要

本发明涉及一种核电站发现项风险评测方法，包括以下步骤：S1、收集核电厂各个传感器检测到的数据，从反馈的数据检查发现核电厂存在的发现项；S2、对发现项进行功率工况重要度检测，得到发现项的风险等级，所述风险等级包括风险程度依次递增的第一风险等级、第二风险等级、第三风险等级、第四风险等级；S3、对发现项进行PSA检测。实施本发明，能够自动对核电厂的发现项进行风险评估，为发现项划分安全等级，操作人员无需对所有发现项进行全面排查，仅需要关注风险等级较高的发现项，从而使得风险较高的发现项能够得到及时的处理，从而提高核电厂运行安全性和稳定性。

说明书

技术领域

本发明涉及核电站安全管理技术，更具体地说，涉及一种核电站发现项 风险评测方法及装置.

背景技术

在核电站的核安全管理中，发现项是指核电站运行期间可能发生的众多 涉及核安全相关的事件。若对于这些发现项不分轻重地进行管理，回事管理 部门和核电厂承受越来越重的负担。当有限的管理能力被过多的分配到不必 要进行过度关注的发现项时，一些风险较高的发现项没有得到应有的关注， 很容易造成核电厂的总体安全性下降。

对于上述的问题，现有技术中一般引入概率安全评价(Probabilistic SafetyAssessment，PSA)体系来进行核电厂的风险管理。PSA不仅可以实 现评估核电站的风险状态，而且可以为核电站的风险管理提供信息，以便有 效地管理核电站的设备和人员操作。但是现有的PSA模型比较专业，不适合 非专业人员使用，而且模型不能反映出电厂的实时状态，无法直接对核电站 的风险进行实时评价，因此必须对现有的PSA模型进行修改得到符合核电站 设备的实际情况的风险评估模型，才能准确的得到实时的评价结果。

发明内容

本发明的目的在于，针对现有的核电厂中风险管理的复杂性较高，不能 反映出电厂的实时状态，无法直接对核电站的风险进行实时评价的缺陷，提 供一种核电站发现项风险评测方法及装置，以克服上述问题。

本发明的一个方面提供一种核电站发现项风险评测方法，包括以下步骤：

S1、收集核电厂各个传感器检测到的数据，从反馈的数据检查发现核电 厂存在的发现项；

S2、对发现项进行功率工况重要度检测，得到发现项的风险等级，所述 风险等级包括风险程度依次递增的第一风险等级、第二风险等级、第三风险 等级、第四风险等级；

S3、对发现项进行PSA检测。

本发明的核电站发现项风险评测方法，其中S2包括：对发现项进行功率 工况重要度第一阶段检测，当检测结果为第一风险等级时，停止检测；否则 对发现项进行功率工况重要度第二阶段检测。

本发明的核电站发现项风险评测方法，功率工况重要度第一阶段检测包 括：检测始发事件、检测缓解系统和检测屏蔽完整性。

本发明的核电站发现项风险评测方法，检测始发事件包括检测LOCA始发 事件、检测瞬态始发事件、检测支持系统始发事件、检测蒸汽发生器传热管 破裂和检测外部事件始发事件。

本发明的核电站发现项风险评测方法，检测缓解系统包括：检测缓解系 统和功能、检测外部事件缓解系统、检测反应性控制系统和检测火灾消防队。

本发明的核电站发现项风险评测方法，检测屏蔽完整性包括：检测一回 路边界，检测安全壳，检测控制室、辅助厂房、反应堆厂房、乏燃料厂房， 检测乏燃料水池。

本发明的核电站发现项风险评测方法，功率工况重要度第二阶段检测包 括：

检测始发事件是否被影响；

当始发事件被影响时，确定始发事件发生概率；

检测事故缓解系统是否被影响；

当事故缓解系统被影响时，确定剩余缓解能力；

映射到事故序列；

计算风险重要度。

本发明的核电站发现项风险评测方法，当始发事件未被影响时，检测事 故缓解系统是否被影响。

本发明的核电站发现项风险评测方法，当事故缓解系统未被影响时，映 射到事故序列。

本发明的核电站发现项风险评测方法，当计算的风险重要度超出第四风 险等级的阈值时，输出风险重要度为第四风险等级；当计算的风险重要度位 于第三风险等级的阈值与第四风险等级的阈值之间时，输出风险重要度为第 三风险等级；当计算的风险重要度位于第二风险等级的阈值与第三风险等级 的阈值之间时，输出风险重要度为第二风险等级；当计算的风险重要度位于 第一风险等级的阈值与第二风险等级的阈值之间时，输出风险重要度为第一 风险等级。

实施本发明的核电站发现项风险评测方法，能够自动对核电厂的发现项 进行风险评估，为发现项划分安全等级，操作人员无需对所有发现项进行全 面排查，仅需要关注风险等级较高的发现项，从而使得风险较高的发现项能 够得到及时的处理，从而提高核电厂运行安全性和稳定性。

附图说明

以下结合附图对本发明进行说明，其中：

图1为本发明核电站发现项风险评测方法的一则较佳实施例的流程图；

图2为本发明核电站发现项风险评测方法的功率工况重要度第一阶段检 测的流程图；

图3为本发明核电站发现项风险评测方法的功率工况重要度第二阶段检 测的流程图；

图4为本发明核电厂一则事件树示意图。

具体实施方式

本发明通过对统计每一种发现项的发生概率，以及每一种发现项对于核 电厂安全运行的影响，即时收集核电厂运行中的各个发现项并对其进行分析， 确定发现项的风险，由于整个评测的过程可以在核电厂运行的过程中进行， 能够及时发现核电厂的重要发现项；此外本发明的核电站发现项风险评测可 以在后台运行，操作人员可以直接获得评测的结果，从而降低评测过程的难 度。

如图1所示为本发明核电站发现项风险评测方法的一则较佳实施例的流 程图。在本实施例中，为了方便操作人员直观发现当前的发现项的重要性， 对不同的安全阈值设置不同的反馈显示颜色。例如，低风险使用绿色表示， 中度风险使用白色表示，高度风险使用黄色表示，极度危险使用红色表示。 这样，风险依次递增的第一风险等级、第二风险等级、第三风险等级、第四 风险等级使用直观的颜色表示，能够快速得到当前核电厂存在的风险。上述 的每一个等级的风险由核电厂的统计数据对应产生或者根据安全指引对应设 置。

首先在第一阶段，执行步骤S1：收集核电厂各个传感器检测到的数据， 从反馈的数据检查发现核电厂存在的安全问题，即发现项。这些需要发现的 问题包括安全重要设备(SSC)、安全功能的降级/不可用还有影响安全的事件 或者潜在事件。例如，某一个核电厂内部输水管道的压力传感器反馈的数据， 该数据的异常能够反映多种发现项。当传感器反馈的数据超出预设的范围时， 表明此时管道出现发现项，若反馈的数据仅超出预设范围，未超出管道设计 的极限安全数值，表明管道认可安全运行，风险重要性较低，监测系统向操 作人员反馈绿色的风险等级，并记录在检查报告中，保证该问题列入核电站 的纠正行动计划中。即在第1阶段中，对发现项的定性评价，通过一些逻辑 问题的回答来确定发现项的重要度(如反馈数值是否在预设范围等)。

但是若该反馈的数值超出了绿色的风险等级，则需要进行第2阶段的评 测，执行步骤S2。在该步骤中对功率工况重要度进行评测，功率工况重要度 包括3个方面的测量：始发事件、缓解系统和屏障完整性的测量。在本实施 例中，屏障完整性尤其指的是核电厂中的一回路的屏障性能。

在本实施例中，对步骤S2中的功率工况重要度的评测过程如图2所示。 在功率工况重要度的评测的第一阶段，根据引导程序确定发现项所影响的安 全基石，然后根据所确定的安全基石的筛选准则，定性评价发现项的重要性。 在本实施例中，对始发事件的筛选包括以下的评测项目：

A、LOCA始发事件(Lossofcoolantaccident，失水事故)

B、瞬态始发事件

C、支持系统始发事件

D、蒸汽发生器传热管破裂

E、外部事件始发事件

对于A、LOCA始发事件，主要的评测包括：首先确定发现项所导致的结 果是否会产生大于一回路小破口的泄漏率，若发现项会产生大于一回路小破 口的泄漏率，则需要进行功率工况重要度评测的第二阶段；否则的话则继续 检测。继续检测包括：确定发现项是否会影响LOCA事故的缓解系统，最终导 致丧失全部功能，例如，若发现项为界面LOCA事件，这有可能影响缓解系统， 导致核电站的缓解系统丧失全部通能。当出现这种发现项时，停止检测，转 向进行功率工况重要度评测的第二阶段。

而对于B、瞬态始发事件，则确定发现项是否会导致反应堆跳堆以及用于 使电厂从跳堆向稳定的停堆状态所需要的缓解系统功能丧失，以及检测发现 项是否包括高能飞射物、内部水淹、火灾。例如，当发现项为丧失冷凝器或 者丧失主给水的时候，就有可能导致反应堆跳堆或者使电厂从跳堆向稳定的 停堆状态所需要的缓解系统功能丧失。当出现上述的发现项的时候，停止继 续检测，转向进行功率工况重要度评测的第二阶段，否则的话，显示风险为 绿色。

而对于C、支持系统始发事件，检测发现项是否包括全部或部分丧失可能 导致始发事件或作为始发事件贡献项的支持系统功能，以及影响缓解系统。 例如，发现项为丧失厂外电，丧失直流电，丧失交流电，丧失设备冷却水系 统，丧失重要厂用水系统和丧失仪用压缩空气系统，上述的发现项会影响到 缓解系统的正常运行。当检测到上述的发现项时，转向进行功率工况重要度 评测的第二阶段，否则的话，显示风险为绿色。

而对于D、蒸汽发生器传热管破裂，首先检测发现项是否包括蒸汽发生器 传热管降级事件，即一根传热管不能承受三倍稳态满功率运行状态下压力。 若出现这种发现项，则转向核电厂的蒸汽发生器完整性SDP评价程序，该核 电厂的蒸汽发生器完整性SDP评价程序是一种现有的评价体系，能够快速对 蒸汽发生器完整性进行检测。若并未检测到上述的发现项，则继续进行以下 的检测：检测是否存在至少一个蒸汽发生器违反核电厂事故泄露的性能标准。 例如，发现项为包含超过了设计基准事故状态下规定的事故泄露性能标准。 若检测出存在至少一个蒸汽发生器违反核电厂事故泄露的性能标准，则转向 进行功率工况重要度评测的第二阶段，同时参考蒸汽发生器完整性；否则的 话，显示风险为绿色。

而对于E、外部事件始发事件，检测发现项是否会影响火灾或内部水淹始 发事件的频率。若发现项会影响上述的频率，则转向进行功率工况重要度评 测的第二阶段，否则的话，显示风险为绿色。

通过上述A～E的检测，初步将发现项的影响为绿色的事项区分出来，减 少操作人员对于低风险事件的关注，由于区分的方式是通过设定好的逻辑判 断来执行，区分的效率很高，并且不需要操作人员进行干预就能够直观的获 知当前的核电厂运行状况。

在功率工况重要度的评测的第一阶段，还涉及缓解系统筛选。缓解系统 筛选包括以下的检测：

A、缓解系统和功能

B、外部事件缓解系统

C、反应性控制系统

D、火灾消防队

对于A、缓解系统和功能，该项检测并未包括反应性控制系统，具体包括 检测发现项是否影响设计或执照、检测发现项是否表示丧失系统/功能、检测 发现项是否为最少一列丧失时间大于技术规范所允许的时间/两个独立的安 全系统丧失的时间大于技术规范所允许的时间、发现项是否表示一个或多个 技术规范中不包含的，在电厂维修规则(Maintenancerule)中定义的高安 全重要度设备功能丧失＞24小时。

对于上述4项，首先检测发现项是否影响设计或执照，若发现项影像设 计或执照，则显示风险重要度为绿色，否则的话进行其余3项检测。而当检 测发现项表示丧失系统和/或功能的时候，转向进行功率工况重要度评测的第 二阶段，否则的话，继续进行下面的剩下的检测。而当发现项是表示以下情 形的实际功能丧失，即最少一列丧失时间大于技术规范所允许的时间，或， 两个独立的安全系统丧失的时间大于技术规范所允许的时间的时候，转向进 行功率工况重要度评测的第二阶段，否则的话，检测最后一项。最后一项为 检测发现想是否表示以下情形的实际功能丧失，即一个或多个技术规范中不 包含的，在电厂维修规则中定义的高安全重要度设备功能丧失＞24小时，当 确定发现项是该情形的时候，转向进行功率工况重要度评测的第二阶段，否 则的话，显示风险为绿色。

而对于B、外部事件缓解系统，该检测主要针对地震、火灾、水淹、恶略 天气下的保护降级。该检测主要确定发现项是否包含专用于缓解地震，水淹 或恶劣天气始发事件的设备或功能的丧失或降级，例如地震缓冲器，水淹屏 障，防龙卷风门等设备所产生的发现项。当出现涉及上述设备的发现项的时 候，转向前述中的始发事件筛选，否则的话显示风险为绿色。

而对于C、反应性控制系统，需要进行3项的检测：首先检测发现项是否 会影响单个反应堆保护系统(RPR)跳堆信号和其他冗余的跳堆信号以及跳堆 手段。例如，当发现项为其他RPR自动跳对信号，间隔性的控制棒下插或者 是手动停堆等。当出现上述的发现项，停止检测，转向进行功率工况重要度 评测的第二阶段。若没有上述的发现项，则继续进行余下的两个检测。此后 检测发现项是否包括无意的控制操作导致正反应性增加，例如，发现项为无 意的硼稀释、冷却水注入、无意的控制帮移动、主泵速度控制等，若出现上 述的发现项，则转向定性标准评价SDP，该评价体系为现有的SDP程序，否则 的话进行最后的检测。最后检测发现项是否导致操纵员对反应性的处置不当， 例如发现项为反应堆功率超过功率限制或者未能预见和控制反应性的改变。 当出现种类型的发现项的时候，转向定性标准评价SDP，否则的话显示风险为 绿色。

而关于D、火灾消防队，该检测包括3个项目：

1、发现项是否包括消防队训练和资格授权，或消防队人员配置；

2、发现项是否包括对消防队响应火灾时间的影响；

3、发现项是否包括灭火器，灭火水龙带，灭火水龙头。

首先关于第1个测试，若发现项是包括消防队训练和资格授权，或消防 队人员配置，则进一步检测以下子项目是否被设计：①消防队在消防演习中 具备在需要的时间内消除火险的能力，且该发现项对于消防队响应火灾的能 力并无重大影响；②在所有任务时间中，消防队所面临的人手不足的事件短 于2小时。若检测到上述的①、②子项目中的至少一个，则显示风险为绿色， 否则的话检测后续的两个项目。

对于第2个测试，检测发现项是否包括对消防队响应火灾时间的影响， 若是，则进一步检测是否存在以下的3个子项目：①消防队的响应时间由于 纵深防御的其他元素而被缓解，例如易燃物存放未超过限制，火灾防护系统 功能正常，安全停堆功能未受影响；②发现项包括高火灾风险重要度区域， 具备自动灭火系统；③电厂具备充分的就地火灾保护补偿措施。若检测到上 述的3个子项目中的至少一个，则显示分享微绿色。否则检测最后一个项目。

对于第3个测试，检测发现项是否包括灭火器，灭火水龙带，灭火水龙 头。如果发现项包括灭火器，灭火水龙带，灭火水龙头，检查以下几项是否 有一项或多项被涉及：①防火屏障并未降级，且火险状况不需要使用水进行 灭火；②灭火器或水龙带短时间丢失，且附近有其他灭火器、水龙头。如果 以上的至少一个被选中，其风险重要度为绿色，否则的话转向定性准则评价 SDP。

以上给出了本实施例中对于涉及缓解系统的发现项的不同检测应对，而 在图2中，安全基石的筛选还包括屏障完整性的筛选。在本实施例中，屏障 完整性的筛选包括：

A、一回路边界；

B、安全壳；

C、控制室、辅助厂房、反应堆厂房、乏燃料厂房；

D、乏燃料水池。

在屏障完整性的筛选中，主要检测发现项是否涉及上述的4个列举项目。

首先关于A、一回路边界，若发现项涉及到一回路边界，例如发现项会导 致压力增加的热冲击事件等，此时停止后续的检测，转向功率工况重要度评 测的第二阶段，否则进行其他的B、C、D的检测。

而关于B、安全壳；首先检测该发现项是否表示实际的安全壳旁路(阀门， 气锁等)，安全壳隔离系统和热移出设备；若是，则停止后续检测，转向安全 壳完整性SDP；否则继续检测后续的项目。后续的项目为：确定该发现项是否 包括氢气符合器的功能降低，若是，停止检测，转向安全壳完整性SDP，否则， 其风险重要度为绿色。

而关于C、控制室，辅助厂房，反应堆厂房，或乏燃料厂房。当发现项只 表示控制室，或辅助厂房，或乏燃料水池的放射性屏障功能降级，则风险重 要度为绿色；否则的话检测发现项是否表示控制室对烟或毒气的屏障功能降 级。若检测发现项表示控制室对烟或毒气的屏障功能降级，则停止后续的检 测，并进行功率工况重要度评测的第二阶段，否则的话，显示风险为绿色。

而对于D、乏燃料水池的检测，共有4项需要检测的子项目：①检测发现 项是否会负面影响乏燃料水池温度超过最大温度限制时衰变热的移出能力； ②检测发现项是否由燃料处理错误，燃料组件跌落，储存桶跌落或起重机在 乏燃料水池上操作过程中引起的燃料包壳的机械损伤，以及可发觉的放射性 泄漏所导致；③检测发现项是否会导致乏燃料水池水装量下降至水位下限； ④检测发现项是否会影响乏燃料水池的中子吸收，燃料棒束的错误放置(例 如，燃料装料方式错误)或硼浓度。

在上述的4个子项目中，首先检测第①项，若发现项会负面影响乏燃料 水池温度超过最大温度限制时衰变热的移出能力，则停止后续的检测，并转 向定性准则评价SDP，否则继续检测剩余的3项子项目。对于第②项，若检测 发现项符合第②项，则转向定性准则评价SDP和职业放射安全SDP评价程序。 否则继续剩余的两项子项目检测。关于第③项的子项目，若发现项会导致乏 燃料水池水装量下降至水位下限，则停止后续的检测，并转向定性准则评价 SDP，否则的话检测最后一项的子项目，在第④项的子项目中，若检测确定发 现项会影响乏燃料水池的中子吸收，燃料棒束的错误放置或硼浓度，则转向 定性准则评价SDP，否则将风险重要度显示为绿色。

通过上述的检测，已经将发现项分类成3种不同的处理：对于风险较低 的发现项，显示为绿色，而对于适用于现有SDP检测的项目则转向对应的SDP 检测，以确定其风险性；最后剩余的项目则由功率工况重要度评测的第二阶 段进一步确定其风险性。

在本发明中所提供的功率工况重要度评测的第二阶段，其评价的对象为 发现项所影响的事故序列，而事故序列是由始发事件和缓解系统组成，通过 确定始发事件和缓解系统的影响，就可以得出事故序列的严重程度，继而可 以确定发现项的重要度。

较佳的，本实施例中的功率工况重要度评测的第二阶段包括：

1)确定发现项对始发事件的影响，并结合发现项的暴露时间确定始发 事件可能性。

2)确定发现项对缓解功能的影响，即确定前沿系统和操作员行为的剩 余缓解能力。

3)计算与该发现项相关的事故序列，给出发现项的风险重要度。

具体的，本实施例中功率工况重要度评测的第二阶段如图3所示，首先 在进入功率工况重要度评测的第二阶段，确定始发事件是否被影响，当检测 出始发事件不被影响的时候，确定风险重要度为绿色，否则就需要确定始发 事件的发生概率，该始发事件的发生概率与风险密切相关。当确定好始发事 件的发生概率之后，进一步确定事故缓解系统/功能是否被影响。事故缓解系 统是在核电厂中保证事故不会立刻对核电厂运作产生即时影响的一套保障性 系统。当事故缓解系统未受到影响的时候，风险重要度较低，可以标定为绿 色。而当事故缓解系统收到影响的时候，则需要确定剩余的缓解能力，并整 理前面各个步骤中检测到的信息，一并映射到事故序列中。然后依据发现项 的发生概率，确定出风险重要度。当计算的结果显示超出了风险红色阈值的 时候，输出风险重要度为红色的结果；而当计算的结果显示超出了风险黄色 阈值的时候，输出风险重要度为黄色的结果；当计算的结果显示超出了风险 白色阈值的时候，输出风险重要度为白色的结果；若均为超出上述的阈值， 表明此时的风险较低，可以输出绿色的风险重要度。

为了更清楚阐述如何计算出风险重要度，在本实施例中首先列出需要分 析的始发事件。如下表所示：

表1

确定了功率工况SDP中需要分析的始发事件范围后，接下来应根据发现 项的性质和后果来确定发现项的发生会引起哪一种始发事件。发现项对始发 事件的影响分为直接影响和间接影响两部分。

发现项直接影响始发事件，即发现项的存在将直接影响始发事故。比如： 主变压器的故障，可能引发一个停堆的瞬态事件；给水调节阀的故障可能导 致一个潜在的给水丧失事件。

发现项间接影响始发事件，即发现项通过影响前沿系统或支持系统，间 接影响到始发事件。比如，LHA001JA跳开，主要影响应急柴油机的供电性能， 进而影响丧失厂外电源始发事件。始发事件和系统/设备的相关性，是根据电 厂的系统/设备配置情况，并参考大亚湾核电厂概率安全评价报告来确定。

为了实现对发现项的简单量化，需要确定在发现项暴露时间内始发事件 发生的可能性，它是由始发事件发生频率和暴露时间综合确定的。

如果发现项的起始时间未知，暴露时间应取自部件或功能最近一次证实 成功至事件被发现的时间段的一半(t/2)。如果发现项的起始时间是已知的， 那么暴露时间是发现项一直存在的时间。

例如：

1)缺陷开始时间未知：如应急柴油机的月度试验中，发现了导致柴油机 跳闸的缺陷存在。但是上次月度试验是成功的。那么说明，在最近一个月的 备用期间，应急柴油机存在会导致其不可用的缺陷。但是缺陷是什么时候出 现难于确定，那么就选取30/2＝15天作为该事件的暴露时间。

2)缺陷开始时间已知：如人员在维修中错误的设置使得机组存在隐性的 缺陷，直至下次维修时发现此缺陷或者暴露，则缺陷存在的时间是从上次维 修结束后至缺陷发现时间。

在本实施例中，暴露时间一般选取3天和30天作为分界点，暴露时间<3 天，3～30天和>30天分别代表为1/100、1/10和1年。若某类始发事件的频 率为1E-1每年，则在对应的暴露时间内的始发事件的概率分别是1E-3、1E-2 和1E-1每年。为了方便计算，将始发事件的概率以数字的形式表示，即1就 代表1E-1。根据此原则可以得到其他类别始发事件的概率。

暴露时间对于始发事件的发生概率也有影响，一般的，在正常检测的情 况下，暴露时间越长的始发事件的发生概率更高(为了方便计算，将始发事 件的概率取对数表示，所以对应以下表2时则为暴露时间越长的始发事件的 发生概率更低)；而一旦发生暴露时间较长的时候，更加影响核电厂的安全。 而在本实施例中，经过概率统计，得到以下的始发事件发生概率：

表2

在上述表格中，每一行的始发事件对应3种不同的发生概率，例如V类 始发事件中，大破口失水事故的发生概率在暴漏时间大于30天的时候，取值 为5。

除了始发事件本身对核电厂安全的影响外，核电厂自身的缓解系统剩余 的缓解能力也会对核电厂安全有影响，一般的，核电厂剩余的缓解能力越高， 核电厂越安全。在本实施例中，剩余缓解能力x为：x＝-log10(失效概率)。 本实施例中，各事件的剩余缓解能力如下：

表3

当按照上述实施例得到始发事件的影响以及缓解系统剩余的缓解能力 后，可以通过将受影响的始发事件和缓解系统映射到相关的事件树中，如图4 所示为核电厂一则事件树示意图。事件树是由始发事件出发，按照各缓解功 能的成功或失败形成若干事件序列的两叉逻辑树，其中缓解功能是由一系列 防止堆芯损坏、防止安全壳失效或减少放射性物质泄漏的动作组成，例如反 应性控制、堆芯淹没和堆芯热量导出，而这些缓解功能的实现是由前沿系统 或是操作员行为来支持。事故序列，即事件树分析中结果为堆芯损坏(CD) 的事件序列。

功率工况SDP的事故序列，是根据前面确定的26个始发事件发展所需要 的缓解系统和操作员行为，画出简化的事件树。然后根据简化的事件树，得 出导致堆芯损坏(CD)的事件序列。每一个事故序列都是由始发事件和缓解 功能组成，通过以上始发事件和缓解功能的计算准则，可以得出始发事件的 风险值和缓解功能的剩余值，进而得出每一个事故序列的概率风险值。下面 给出大破口失水事故的事件树模型及其事故序列(CD序列)，通过对大破口失 水事故所有事故序列的计算，即可得出大破口失水事故的重要度。

参考图4，大破口失水事故为始发事件，中压安注、安全壳喷淋直接注入 (自动)、低压安注直接注入、低压安注冷段再循环、低压安注热段再循环、 安全壳喷淋再循环(自动)为缓解系统，则对应于大破口失水事故，其事故 序列(CD序列)有：①大破口失水事故+中压安注；②大破口失水事故+安全 壳喷淋直接注入(自动)；③大破口失水事故+低压安注直接注入；④大破口 失水事故+低压安注冷段再循环；⑤大破口失水事故+低压安注热段再循环； ⑥大破口失水事故+安全壳喷淋再循环(自动)，通过对这6条事故序列的每 个环节进行计算(即对始发事件和缓解系统进行计算，计算规则分别见表2 和表3)，即可得出每一个事故序列的风险。

得到发现项所影响的每一个事故序列的风险后，需要根据以下的计算准 则，给出该发现项的概率风险值，即发现项的风险重要度。如下表所示：

表4

在上述的表4中事故序列值，是由表2中的始发事件发生概率与表3中 的剩余缓解能力可信度的值相加后得到，即对于一个发现项，他有可能影响 其对应的始发事件和缓解系统，因此需要对始发事件和缓解系统进行计算， 计算准则分别对应上面的表2和表3。

通过上述的各个步骤，完成了功率工况重要度评测的第二阶段的检测。

当完成上述的检测后，整个步骤S2就完成了。而对于更加详细的风险评 测，在必要的时候，进行步骤S3：通过详细的PSA分析，以对风险分析进行 审查。由于该步骤S3的评测仅在必要的时候由专业的PSA人员进行，而不是 如现有技术中的那样，对所有的发现项都进行详细的PSA分析。因此相比于 现有技术，本发明避免了操作人员对所有的风险提醒进行处理，是操作人员 能够集中精力处理风险较高的发现项，令核电站的运作更加安全。

以上仅为本发明具体实施方式，不能以此来限定本发明的范围，本技术 领域内的一般技术人员根据本创作所作的均等变化，以及本领域内技术人员 熟知的改变，都应仍属本发明涵盖的范围。