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      (趙瑞昌 1．國(guó)家核電技術(shù)研發(fā)中心，北京100190；林誠(chéng)格 2．國(guó)家核安全局，北京100035)

      摘  要：介紹了APl000核電廠的概率安全分析(PSA)的目的、范圍、方法、結(jié)果，包括內(nèi)部事件的一、二、三級(jí)PSA分析，低功率及停堆工況、內(nèi)部水淹、內(nèi)部火災(zāi)以及地震的PSA分析等。分析結(jié)果顯示，由于APl000核電廠的設(shè)計(jì)充分采用了非能動(dòng)特性，其堆芯損壞頻率以及大量放射性物質(zhì)釋放頻率均比現(xiàn)役壓水堆核電廠低，具有更為優(yōu)越的安全性能。

      關(guān)鍵詞：概率安全分析；非能動(dòng)；堆芯損壞頻率

      AbStFact：ThiS paper in troduces the aim，SCope，method and resultS of PrObabiliStic Safety AnalySiS (PSA) of APl000 nuclear power plants，including tbe level Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ PSA of intemal events，and the PSA oflow power and shutdown，intemal flooding，intemal fire hazard and SeiSmic．The resultS of PSA show that the Core Damage Frequency (CDF) and Large Release Frequency(LRF) of APl000 nuclear power plants are less than the existing operating nuclear power plants with the incorporation of passiVe safety features,so the AP1000 nuclear Power plantS will provide a better safety performance.

      Key words：Probabilistic Safety Analysis; Passive; Core Damage Frequeency.

      1  APl000 PSA分析的目的和范圍

      APl000的PSA分析工作是在AP600的基礎(chǔ)上進(jìn)行的，在原有的基礎(chǔ)上，通過(guò)修改某些具體的模型細(xì)節(jié)而體現(xiàn)APl000的設(shè)計(jì)特征。為了確定系統(tǒng)成功準(zhǔn)則，還對(duì)APl000進(jìn)行了特定的熱工水力(T—H)分析。對(duì)APl000核電廠內(nèi)部事件的分析得到堆芯損壞頻率與大量放射性釋放頻率的具體結(jié)果，然后再對(duì)外部事件及停堆模型進(jìn)行分析，從而得到針對(duì)核電廠安全性的整體評(píng)價(jià)結(jié)論。

    對(duì)AP1000進(jìn)行PSA分析的目的如表1所示；其分析范圍如表2所示。

      2  APl000的PSA分析方法

      PSA分析的主要工作任務(wù)都依據(jù)相關(guān)導(dǎo)則的內(nèi)容，以保證各項(xiàng)工作任務(wù)的協(xié)調(diào)。在導(dǎo)則中也說(shuō)明了需要對(duì)PSA分析時(shí)所涉及的不確定性進(jìn)行處理，并明確了PSA分析工作中要盡量使用最佳估算的方法進(jìn)行建模分析與評(píng)價(jià)，包括對(duì)安全系統(tǒng)成功準(zhǔn)則進(jìn)行分析、對(duì)事故現(xiàn)象進(jìn)行模擬以及放射性物質(zhì)的遷移分析等。但最佳估算不可行時(shí)，應(yīng)采用合理的保守假設(shè)。

      對(duì)APl000進(jìn)行PSA分析的主要方法見(jiàn)表3。

      3 APl000的PSA分析結(jié)果

      APl000應(yīng)用了PSA成功準(zhǔn)則分析、嚴(yán)重事故研究與分析等，在設(shè)計(jì)階段就考慮了嚴(yán)重事故的預(yù)防與緩解措施，因此在嚴(yán)重事故方面的安全性能要比現(xiàn)役核電廠高得多。并且，由于在設(shè)計(jì)之初就把PSA方法整合到了APl000的設(shè)計(jì)過(guò)程中，因此PSA的應(yīng)用能夠方便、迅速地反饋到核電廠的安全設(shè)計(jì)中。一、二、三級(jí)的PSA結(jié)果也顯示，在設(shè)計(jì)過(guò)程中即引入PSA分析方法，能夠充分降低風(fēng)險(xiǎn)水平。APl000的PSA分析結(jié)果也表明，其設(shè)計(jì)能夠滿足新型非能動(dòng)壓水堆較高的設(shè)計(jì)要求。

      APl000在功率情況下內(nèi)部事件(包括地震、火災(zāi)、水災(zāi)等)的CDF(堆芯損壞頻率)與LRF(大量放射性釋放頻率)值分別為2．4l×10^-10/堆·年與1.95×10^-8／堆·年。該頻率值比當(dāng)前在役核電廠的相應(yīng)值低大約2個(gè)數(shù)量級(jí)。這一風(fēng)險(xiǎn)值的減少較大程度上是由于APl000核電廠的設(shè)計(jì)特征，比如高可靠性與多重的非能動(dòng)安全相關(guān)系統(tǒng)的應(yīng)用。與當(dāng)前在役核電廠相比，這些非能動(dòng)系統(tǒng)對(duì)操縱員及支持系統(tǒng)的依賴更少。
      經(jīng)過(guò)偏保守的分析得出，火災(zāi)與水淹情況的堆芯損壞風(fēng)險(xiǎn)要比功率或停堆工況下的堆芯損壞風(fēng)險(xiǎn)小些。

      3．1  帶功率運(yùn)行下的PSA分析

      APl000帶功率運(yùn)行下的PSA分析內(nèi)容主要有始發(fā)事件、事故序列、對(duì)核電廠風(fēng)險(xiǎn)貢獻(xiàn)較大的系統(tǒng)或設(shè)備、共因、人因等，并對(duì)CDF的計(jì)算結(jié)果進(jìn)行了敏感性分析。

      3．1．1  帶功率情況下的內(nèi)部始發(fā)事件導(dǎo)致的CDF

      從PSA的分析結(jié)果可以得到，APl000帶功率始發(fā)事件所導(dǎo)致的CDF值為2．4l×l0^-7／堆·年，相當(dāng)于核電廠運(yùn)行400萬(wàn)堆年可能發(fā)生1次堆芯損壞的頻率。這一數(shù)值要比當(dāng)前在役壓水堆的相應(yīng)CDF值低2個(gè)數(shù)量級(jí)(100倍)。

      在APl000的PSA分析中共定義了26個(gè)獨(dú)立的始發(fā)事件類別，其中11類屬于LOCA事故，12類為瞬態(tài)，3類為未能停堆的預(yù)期瞬態(tài)(ATWS)。這些始發(fā)事件類中包括安注管道破裂、堆芯補(bǔ)水箱管道破裂、非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)熱交換器管道破裂等。

      在核電廠帶功率PSA計(jì)算中，有了類具體的始發(fā)事件對(duì)CDF計(jì)算結(jié)果的貢獻(xiàn)較大，分別是6類LOCA事故以及1類SGTR事故，這7類事故所導(dǎo)致的CDF可以占到總CDF的92％左右，另外的8％則由除此以外的其他始發(fā)事件所導(dǎo)致。這7類始發(fā)事件具體是：#page#

      (1)安注管道破裂；

      (2大破口(破口尺寸大于9英寸)；

      (3)自動(dòng)降壓系統(tǒng)(ADS)誤動(dòng)作；

      (4)小破口(破口尺寸在3／8英寸與2英寸之間)；

      (5)中破口(破口尺寸在2英寸與9英寸之間)；

      (6)反應(yīng)堆壓力容器破裂；

      (7)蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂(SGTR)。

      前3類始發(fā)事件中，每一類對(duì)CDF的貢獻(xiàn)都超過(guò)了10％，3者總的貢獻(xiàn)大于70％。小破口、中破口以及反應(yīng)堆壓力容器破裂事故分別占整個(gè)CDF的7％，6％以及4％。

      APl000的PSA分析結(jié)果還顯示，稀有事故(預(yù)期在核電廠整個(gè)壽期中都不會(huì)發(fā)生的事件)對(duì)CDF的貢獻(xiàn)很小(>1％)。這也表明，APl000的設(shè)計(jì)不但能夠經(jīng)受發(fā)生頻率相對(duì)較高的瞬態(tài)的挑戰(zhàn)，還能通過(guò)縱深防御特征對(duì)更為嚴(yán)重的事故所造成的威脅提供充分的防護(hù)。

      3．1．2  占主導(dǎo)的堆芯損壞事故序列

      APl000的PSA分析在帶功率情況下的內(nèi)部始發(fā)事件建模過(guò)程中，共建立了791個(gè)堆芯損壞事故序列。這些堆芯損壞序列由始發(fā)事件的發(fā)生以及后續(xù)能夠?qū)е露研緭p壞的系統(tǒng)或操縱員動(dòng)作的成功與失效狀態(tài)組合而成。在這791個(gè)事故序列中，有190個(gè)序列所導(dǎo)致的堆芯損壞頻率在7×10^-8／堆·年至l×10^-15堆·年。剩下的序列對(duì)CDF并不會(huì)產(chǎn)生多大的貢獻(xiàn)。

      在這791個(gè)堆芯損壞事故序列中，能夠?qū)е赂叨研緭p壞頻率的前10個(gè)事故序列總共對(duì)CDF貢獻(xiàn)為(約為1．92X10^-7／堆· 年)，前19個(gè)序列為90％(約2．18×10^-7/堆·年)，前58個(gè)序列為99％(約2．39X10^-7／堆年)，前100個(gè)序列為99．9%約2．41×10^-7／堆·年)，見(jiàn)圖1。

      其中，占主導(dǎo)的前19個(gè)事故序列如表4所示。

      上述對(duì)CDF貢獻(xiàn)最大的4個(gè)主導(dǎo)事故序列占總CDF值的比例已超過(guò)50％。對(duì)這4個(gè)事故序列的相關(guān)事故進(jìn)程描述如下：

      (1)安注管道、堆芯補(bǔ)水箱(CMT)、安全殼內(nèi)置換料水箱(1RWST)中的某一列發(fā)生破裂，反應(yīng)堆會(huì)先行停堆，并啟動(dòng)第2個(gè)CMT進(jìn)行注入，同時(shí)啟動(dòng)ADS。序列還假設(shè)了IRWST中的1條管線注入失敗，因此，反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)壓力較低，堆芯損壞將在RCS較低壓力下發(fā)生。

      (2)大破口事故發(fā)生后，反應(yīng)堆因空泡的作用而停堆或處于次臨界，RCS會(huì)快速降壓，堆芯損壞將在RCS低壓情況下發(fā)生，同時(shí)，序列還假設(shè)了1個(gè)安注箱向RCS注入失效。

      (3)ADS誤動(dòng)作事件發(fā)生后，反應(yīng)堆因空泡的作用而停堆或處于次臨界，RCS快速降壓，2個(gè)安注箱至少有1個(gè)會(huì)進(jìn)行注入，從而在較短時(shí)間內(nèi)對(duì)RCS進(jìn)行補(bǔ)水，且序列假設(shè)CMT注入失效，IRWST自動(dòng)注入不會(huì)啟動(dòng)，此時(shí)堆芯損壞將在RCS中等壓力條件下發(fā)生。

      (4)安注管道、堆芯補(bǔ)水箱(CMT)、安全殼內(nèi)置換料水箱(1RWST)中的某一列發(fā)生破裂，反應(yīng)堆會(huì)先行停堆，且假設(shè)第2個(gè)CMT注入成功，ADS啟動(dòng)失敗；在序列中還假設(shè)IRWST中的管線注入失敗，因此，反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)壓力較低，堆芯損壞將在RCS低壓情況下發(fā)生。

      每個(gè)堆芯損壞序列都由部件級(jí)的割集組成，全部序列總共約有19000個(gè)割集。其中對(duì)CDF數(shù)值貢獻(xiàn)較高的前2000個(gè)割集占了總CDF的98％，見(jiàn)圖2。

3．1.3重要度及敏感性分析

      在系統(tǒng)功能正常執(zhí)行的過(guò)程中，各個(gè)設(shè)備所處角色的重要程度是不盡相同的。重要度分析的主要目的則是通過(guò)對(duì)系統(tǒng)整體及組成系統(tǒng)各個(gè)設(shè)備間的關(guān)系進(jìn)行深入的研究，給出所研究的各個(gè)設(shè)備對(duì)于系統(tǒng)功能的正常執(zhí)行所作貢獻(xiàn)的重要程度。通過(guò)重要度分析，確定對(duì)核電廠堆芯損壞有最大影響的那些因素，從而使核電廠的風(fēng)險(xiǎn)控制更具針對(duì)性。APl000的PSA分析中進(jìn)行了部件重要度、共因失效重要度、人因失效重要度以及敏感性幾個(gè)方面的分析。

      3．1．3．1部件重要度

      風(fēng)險(xiǎn)降低分析(RRW)結(jié)果顯示，APl000中有6個(gè)部件的RRW值大于1．05，IRWST泄放管堵塞的RRW值最高。具體如表5所示。

      對(duì)于其他RRW值低于1．04的設(shè)備和部件失效事件可以忽略，因?yàn)橥ㄟ^(guò)事件樹(shù)的分析和計(jì)算表明，這些事件對(duì)于CDF的貢獻(xiàn)并不大。

      對(duì)于RAW(風(fēng)險(xiǎn)增加權(quán)重因子)的研究則表明，除了共因失效外，安注系統(tǒng)元件的RAW值最高，其次為非1E級(jí)直流電與不間斷電源(EDS)、多樣的1E級(jí)直流電與不間斷電源、CMT部件等。

      3．1．3．2共因失效的重要度

      共因失效(Common Cause Failure，CCF)對(duì)CDF也有比較重要的影響。有關(guān)的共因失效包括：

      (1)核電廠保護(hù)系統(tǒng)、安全監(jiān)測(cè)系統(tǒng)以及控制系統(tǒng)的軟件共因失效；

      (2)保護(hù)系統(tǒng)與安全監(jiān)測(cè)系統(tǒng)中所用的變送器失效；

      (3)安全殼地坑再循環(huán)濾網(wǎng)堵塞，

      (4)反應(yīng)堆停堆斷路器失效；

      (5)IRWST重力注入管路逆止閥與爆破閥失效；

      (6)IRWST的過(guò)濾系統(tǒng)堵塞；

      (7)ADS-4爆破閥以及保護(hù)及安全監(jiān)測(cè)系統(tǒng)輸出失效。

      上述共因失效對(duì)于核電廠要維持較低的CDF值的影響很大。

      對(duì)風(fēng)險(xiǎn)降低貢獻(xiàn)較大的共因失效硬件系統(tǒng)主要有：ADS-4爆破閥、重力注入與IRWST再循環(huán)管路部件、儀控組件與傳感器。#page#

      3．1．3．3人因失效的重要度

      在PSA的分析中評(píng)價(jià)了主控制室對(duì)不同操作任務(wù)的完成效果。風(fēng)險(xiǎn)降低分析結(jié)果表明，共有10種操縱員動(dòng)作的RRW因子大于1％。當(dāng)假設(shè)所有操縱員執(zhí)行動(dòng)作都成功時(shí)，并沒(méi)有發(fā)現(xiàn)對(duì)CDF貢獻(xiàn)大于3％者。這也表明，相關(guān)操縱員的行為動(dòng)作水平的提高對(duì)電廠整體CDF的減小并沒(méi)有太大影響。

      風(fēng)險(xiǎn)增加分析結(jié)果也表明，有7種操縱員失誤行為的RAW因子大于100％(假定所考察的操縱員行為錯(cuò)誤，所能引起的CDF增加值與原CDF值之比)。這其中比較重要的失誤行為足操縱員沒(méi)有判斷出蒸汽發(fā)生器發(fā)生傳熱管破裂(SGTR)，該行為的失誤所對(duì)應(yīng)的RAW值為6．3，與設(shè)備或系統(tǒng)的RAW值相比并不是很大。可見(jiàn)操縱員行為對(duì)于APl000核電廠的整體CDF貢獻(xiàn)并不是很重要。

      更進(jìn)一步的分析表明，在假設(shè)30種操縱員操作無(wú)誤的情況下，CDF的計(jì)算結(jié)果也并沒(méi)有大的改善。而當(dāng)這30種操縱員操作行為都假設(shè)失誤時(shí)，CDF值會(huì)增加至1．4X10^-5／堆·年，前100個(gè)序列為99．9%約2．41×10^-7／堆·年)，見(jiàn)圖1。但與當(dāng)前在役核電廠相比，該CDF值依然是較低的。這表明，APl000對(duì)于操縱員行為的依賴程度非常低，在無(wú)需操縱員干預(yù)時(shí)，APl000仍然可以滿足安全目標(biāo)。

3．1．3．4敏感性分析

      PSA中的敏感性分析主要用于分析系統(tǒng)或部件之間及其與核電廠整體CDF之間的相互關(guān)系(其自身參數(shù)的變化所導(dǎo)致的其他各項(xiàng)參數(shù)的變化)，以及特定條件或參數(shù)的變化對(duì)結(jié)果的影響。一般用百分比的形式表示。

      其主要內(nèi)容則包括兩方面：(1)確定CDF值對(duì)于設(shè)備、部件失效(主要是相依失效)以及人因失效的敏感性；(2)分析對(duì)PSA分析結(jié)果有重要影響的模型假設(shè)條件。

      對(duì)APl000的有關(guān)系統(tǒng)進(jìn)行的敏感性分析結(jié)果顯示，保護(hù)系統(tǒng)、安全監(jiān)測(cè)系統(tǒng)以及1E級(jí)直流電源這些系統(tǒng)對(duì)維持CDF較低值的作用最大。在對(duì)5個(gè)后備的非安全相關(guān)系統(tǒng)(包括化學(xué)和容積控制系
統(tǒng)CVS、啟動(dòng)給水系統(tǒng)SFW、正常余熱排出系統(tǒng)RNS、多樣化驅(qū)動(dòng)系統(tǒng)DAS、柴油發(fā)電機(jī)DGs)進(jìn)行敏感性分析時(shí)，假設(shè)了這些系統(tǒng)都不可用，并得到相應(yīng)的CDF為7．40×10^-6／堆·年，約足總CDF值的31倍。這說(shuō)明APl000的CDF值對(duì)上述這5個(gè)系統(tǒng)同時(shí)失效還是比較敏感的。但實(shí)際上，由于這5個(gè)系統(tǒng)同時(shí)失效的發(fā)生概率極低，因此這對(duì)電廠整體CDF計(jì)算結(jié)果的貢獻(xiàn)并不大。

      APl000核電廠在帶功率條件下內(nèi)部事件所致的堆芯熔化模型上共進(jìn)行了36個(gè)重要度及敏感性分析。

      重要度分析論證了下述內(nèi)容：

      (1)單個(gè)基本事件對(duì)于電廠CDF的影響與重要性；

      (2)安全相關(guān)與非安全相關(guān)系統(tǒng)對(duì)維持電廠較低CDF值的重要程度；

      (3)安全殼保護(hù)系統(tǒng)對(duì)維持較低LRF的重要性；

      (4)人因或班組對(duì)于核電廠CDF的影響；

      (5)其他非能動(dòng)系統(tǒng)(如逆止閥)的可靠性對(duì)CDF的影響等。

      敏感性分析則顯示：

      (1)操縱員行為都失誤時(shí)，APl000的CDF值為1．4×10^-5／堆·年。這個(gè)值相當(dāng)于當(dāng)前在役核電廠在操縱員行為全部成功時(shí)的CDF值；

      (2)對(duì)阻止堆芯熔化最為重要的系統(tǒng)包括保護(hù)系統(tǒng)與安全監(jiān)測(cè)系統(tǒng)、1E級(jí)直流電源、ADS、IRWST再循環(huán)系統(tǒng)、CMT、安注箱。但非安全相關(guān)系統(tǒng)都不存在較高的系統(tǒng)重要度；

      (3)操縱員行為可靠性的提升并不會(huì)對(duì)風(fēng)險(xiǎn)降低有顯著的貢獻(xiàn)，只有7種操縱員行為(在假設(shè)其都失效時(shí))會(huì)對(duì)CDF產(chǎn)生風(fēng)險(xiǎn)增大的影響，其中最重要者是操縱員未能診斷出SGTR的發(fā)生；

      (4)當(dāng)所有逆止閥的失效率都增大10倍時(shí)，CDF會(huì)增至8．8×10^-7堆·年 ，這表明即使是在比較悲觀的假設(shè)下，依靠逆止閥進(jìn)行動(dòng)作的非能動(dòng)安全相關(guān)系統(tǒng)的運(yùn)行是能夠滿足安全要求的；

      (5)由于APl000的非能動(dòng)設(shè)計(jì)不需要交流電源，因此柴油機(jī)的運(yùn)行持續(xù)時(shí)間并不會(huì)對(duì)核電廠的整體CDF造成影響；

      (6)共因失效基本事件，特別是安全相關(guān)系統(tǒng)的共因失效基本事件中的單個(gè)事件或事件組，對(duì)CDF的影響都很大，通過(guò)增大安全相關(guān)系統(tǒng)多重性或多樣化方式，可以顯著地降低單個(gè)部件隨機(jī)失效對(duì)系統(tǒng)失效的貢獻(xiàn)。

      3．2帶功率運(yùn)行條件下內(nèi)部事件導(dǎo)致的LRF

      APl000的二級(jí)(安全殼響應(yīng))與三級(jí)(核電廠整體風(fēng)險(xiǎn))PSA的分析結(jié)果表明，帶功率運(yùn)行時(shí)的內(nèi)部事件所導(dǎo)致的事故后果，不會(huì)帶來(lái)嚴(yán)重的影響。APl000的安全殼設(shè)計(jì)可以在嚴(yán)重事故后充分阻止放射性物質(zhì)的釋放，防止其對(duì)公眾造成傷害。APl000的LRF(直接關(guān)聯(lián)到安全殼失效頻率)可分為兩種類型的失效：(1)安全殼初始即失效(安全殼的完整性因始發(fā)事件的發(fā)生而立即失效)；(2)安全殼因產(chǎn)生高能釋放的嚴(yán)重事故現(xiàn)象而發(fā)生完整性失效。綜合這兩類失效即可得到總的LRF值。   經(jīng)PSA的分析可知，APl000的LRF值為1．95×10^-8／堆·年。

3．2．1  占主導(dǎo)的LRF序列

      對(duì)現(xiàn)有各種釋放類進(jìn)行的分析表明，旁路(BP)類型釋放類是LRF的主導(dǎo)，占LRF的54％；安全殼早期失效則占38％。這2個(gè)釋放類總的發(fā)生頻率是1．8×10^-8／堆·年 ，約占到LRF總值的92％，安全殼隔離失效釋放類占7％，余者由其他釋放類貢獻(xiàn)。

      各個(gè)釋放類、相應(yīng)電廠損壞狀態(tài)及其占總的LRF份額如表6所示。

3．2．2帶功率條件下二級(jí)PSA對(duì)APl000設(shè)計(jì)特性的評(píng)價(jià)

      APl000的設(shè)計(jì)特性能夠使LRF處于一較低值，并使放射性物質(zhì)僅有很少量釋放至環(huán)境，甚至可與常規(guī)能源相比：#page#

      (1)堆腔室的淹沒(méi)能力使嚴(yán)重事故下反應(yīng)堆壓力容器不會(huì)失效。壓力容器及其堆外冷卻的設(shè)計(jì)可保證堆腔室中的水能夠?qū)毫θ萜鬟M(jìn)行持續(xù)冷卻，防止其失效(達(dá)到堆內(nèi)熔融物持留，即IVR的目的)。壓力容器的完整性得以維持，則可消除熔融物釋放到壓力容器外，進(jìn)而對(duì)安全殼構(gòu)成潛在威脅的可能性。

      (2)RCS的降壓能力緩解了高壓嚴(yán)重事故下可能導(dǎo)致的事故后果，并減小了高壓嚴(yán)重事故下的LRF值。在進(jìn)行分析時(shí)假設(shè)了在嚴(yán)重事故下若RCS長(zhǎng)時(shí)間處于高壓狀態(tài)，則會(huì)對(duì)RCS壓力邊界、管道、蒸汽發(fā)生器傳熱管等造成的破壞，而高壓RCS失效則可能產(chǎn)生安全殼失效或旁路。

      (3)鋼制安全殼與安全殼屏蔽構(gòu)筑物之間空氣流道的環(huán)段設(shè)計(jì)能夠減小放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放，在其釋出安全殼之前增大其沉積量。

      從APl000的二級(jí)PSA分析中能夠得到有關(guān)其設(shè)計(jì)特點(diǎn)的一些啟示：

      (1)APl000的安全殼有效性超過(guò)90％(所謂安全殼有效性是指一旦堆芯熔化發(fā)生，安全殼能夠阻止釋放的效能，一般計(jì)算時(shí)可用1與一旦發(fā)生堆芯熔化造成放射性釋放的條件概率值之差來(lái)計(jì)算，結(jié)果一般用百分比表示)，對(duì)LRF值量級(jí)的降低起到了積極作用；

      (2)堆芯熔化后RCS處于高壓時(shí)，安全殼的有效性最低，并且由于造成ADS失效并導(dǎo)致堆芯熔化的共因失效也會(huì)對(duì)事故后系統(tǒng)降壓造成不利影響；

      (3)更為具體的分析表明，對(duì)LRF貢獻(xiàn)較大的事故中，主要事故為SGTR；由于該事故序列下，假想的堆芯熔化事故后RCS為低壓狀態(tài)，因此放射性產(chǎn)物仍可能存在于壓力容器中，并通過(guò)冷卻劑散布到已失效的蒸汽發(fā)生器中去；該事故下的敏感性分析表明，安全殼有效性有小幅降低(從91．9％降至89．7％)，這說(shuō)明LRF對(duì)于SGTR事故并不很敏感；

      (4)壓力容器始發(fā)事件的頻率被定為1．0×10^-8／堆·年 ，該事件一經(jīng)發(fā)生則有90％的可能會(huì)導(dǎo)致壓力容器的筒身區(qū)之上發(fā)生失效，在這種失效狀況下，熔融物能夠得到冷卻，安全殼完整性也不會(huì)受到威脅；其余10％則可能導(dǎo)致壓力容器失效發(fā)生在筒身區(qū)之下。此時(shí)，保守假定安全殼會(huì)發(fā)生失效。利用這一保守假定進(jìn)行敏感性分析，結(jié)果表明安全殼有效性會(huì)降至88．2％，降幅不大；

      (5)LRF值對(duì)于氫氣點(diǎn)燃系統(tǒng)的失效是比較敏感的，若氫氣點(diǎn)燃系統(tǒng)失效，則安全殼有效性可降至74％；

      (6)若處于3D與1A(或IP)事故類時(shí)，保守的假設(shè)通過(guò)IRWST造成的氫氣釋放可導(dǎo)致安全殼失效，則安全殼有效性會(huì)降至84．5％，LRF值會(huì)相應(yīng)增至7．58X10^-8／堆·年，增幅較明顯，約為原值的4倍；該敏感性分析考慮了氫氣混合模型的不確定性，即氫氣會(huì)釋放到IRWST中，并經(jīng)IRWST排氣管道釋放到操作平臺(tái)之上；

      (7)安全殼因SGTR造成的旁路失效占LRF值的53。9％，其余的安全殼失效則由反應(yīng)堆壓力容器淹沒(méi)失效所致的安全殼早期失效所主導(dǎo)；

      (8)LRF對(duì)于PCS(安全殼非能動(dòng)冷卻系統(tǒng))的可靠性并不敏感，若假設(shè)PCS的可靠性為0．001，則LRF值為1．97×10^-8／堆·年，與原值(1．95X10^-8／堆·年)相比增幅很小；

      (9)由于堆腔室淹沒(méi)對(duì)保證壓力容器的完整性非常重要，因此在堆芯熔化發(fā)生后的較短時(shí)間內(nèi)，LRF對(duì)完成堆腔室再淹沒(méi)的操縱員行為成功與否是比較敏感的，為此該行為動(dòng)作已被移至應(yīng)急響應(yīng)規(guī)程(Emergency Response Guideline，ERG)的開(kāi)始部分，以盡可能提高事故發(fā)生后操縱員成功進(jìn)行堆腔室再淹沒(méi)操作的可能性；

      (10)放射性產(chǎn)物釋放至環(huán)境中去的可能性是微乎其微的，這主要是由于較小的CDF值以及同樣很小的釋放頻率；安全殼的設(shè)計(jì)也增大了嚴(yán)重事故時(shí)可能釋放的放射性物質(zhì)的沉積效應(yīng)，而PCS系統(tǒng)也能夠使放射性物質(zhì)從安全殼中可能獲得的能量最小化。

      以上分析結(jié)果表明，APl000的多重性、多樣化設(shè)計(jì)特征是非常充分的。所設(shè)置的安全相關(guān)非能動(dòng)系統(tǒng)的啟動(dòng)過(guò)程也無(wú)需交流電源或操縱員進(jìn)行操作。在預(yù)防與緩解事故后果方面，其設(shè)計(jì)是非常穩(wěn)健的。盡管在PSA模型中存在不少保守性，APl000的CDF與LRF值仍要比當(dāng)前在役核電廠小得多。分析表明，嚴(yán)重事故時(shí)所假設(shè)的大量放射性釋放也滿足相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)(如GB-18871-2002)的要求。(待續(xù))