风险分析方法的历史发展

风险分析方法的历史发展
    风险分析方法最早用于航空和航天(如著名的阿波罗计划),取得巨大成功.
    1975年美国核管会(NRC)发表了拉斯穆森的报告:《反应堆安全研究》(WASH-1400),首次将风险分析方法用于商用核电厂的安全分析.
    WASH-1400利用事件树和故障树技术,分析了西屋公司的压水堆核电厂塞瑞一号(Surry-1)和通用电气公司的沸水堆电厂桃花谷2号(Peach Bottom-2)的数千个事件序列,对其中起主导作用的几个序列进行了量化分析,得出这两个堆的堆芯熔化概率约为5×10 /堆年。对压水堆 来说，起主导作用的事件序列是反应堆主冷却管道小破口事故，而不是先前在设计中假想的反应堆主冷却管道大破口事故，因为其发生的频率高得多。这几点为几年后发生的三喱岛事故所证实。
WASH-1400的结果表明，商用核电厂反应堆芯熔化概率比过去预计的要高，但厂外后果与其他社会风险相比要低得多。
    WASH-1400发表之后，特别是三喱岛事故之后，美国核管会（NRC）开始执行进一步研究计划（NUREG-0900），加强了风险分析方法的研究，收集核电厂运行数据和设备可靠性数据，
    评价人因失误和共因故障的影响，改进风险分析的能力。
    1985年和1986年，美国核管会（NRC）相继发表了关于核电厂严重事故和安全目标的政策声明。
    1988年美国核管委（NRC）要求每个核电厂检查严重故薄弱环节，并提出了关闭严重事故问题的计划。
    1990年12月美国核管委（NRC）发表了对塞瑞（Surry）、迅山（Zion）、塞科亚（Sequoyah）、桃花谷（Peach Bottom）和大海湾（Grand Gulf）五个商用核电厂严重事故风险评价的最终报告（NUREG-1150）。
    NUREG-1150比起WASH-1400，无论在对严重事故物理现象的理解和失效数据的可靠性方面，还是在风险分析方法上都有长足的进展。虽然总的堆芯熔化概率分析结果NUREG-1150与WASH-1400相差不大，但不同的设计方案对总的堆芯熔化概率贡献最大的事件序列有所不同。如迅山（Zion）核电厂失去设备冷却水事件序列对总的堆芯熔化概率的贡献是79%，大海湾（Grand Gulf）核电厂全厂断电事件序列对总的堆芯熔化概率的贡献99%。
    与此同时，德国、瑞典和法国在20世经70至80年代相继开始了对本国商用核电厂的严重事故风险评价，其分析方法和研究结果与美国大体相似，但采用了本国的失效数据。‘
    近年来，美国将风险分析方法用于安全管理决策并逐步将其纳入核安全法规体系之中。
    1995年美国核管会（NRC）发表了关于风险分析方法的政策声明，鼓励将风险分析方法用于安全管理。
    1998年以来，美国核管会（NRC）陆续颁布了一系列安全导则：
    RG1.174  利用概率风险分析作风险指引决策时，对特定核电厂运行许可证条件进行修改的方法（2002）；
    RG1.175  特定核电厂风险指引决策方法：在役试验（1998）；
    RG1.176  特定核电厂风险指引决策方法：质量保证分级（1998）；
    RG1.177  特定核电厂风险指引决策方法：运行技术规格书（1998）；
    RG1.178  特定核电厂风险指引决策方法：管道的在役监督（2003）；
    RG1.200    核电厂风险指引决策活动中确定概率风险分析（PSA）结果技术分性的方法（试用）（2004）
    2002年11月，美国核管会（NRC）还在核电厂标准审查大纲（SRP）中增加了第19章）（核电厂风险指引决策中应用PSA的总原则）。
    2002年4月5号，美国机械工程师协会（ASME）发布了满功率下考虑内部事件（包括火灾）的一级（Leve1-1）核电厂概率安全评价（PSA）标准和有限考虑的二级（Leve1-2）核电厂概率安全分析（PSA）标准。
    2003年12月，美国核学会（ANS）也发布了核电厂内部事件的标准，并计划发布评价核电厂内部火灾风险和低功率运行及停堆工况下风险的核电厂概率安全检分析（PSA）标准。