基本简介
PSA方法首次大规模应用于核电厂的安全研究是1975年的《反应堆安全研究》（WASH-1400）。此后经过30 a的发展和完善，PSA已经被公认为安全分析的有效工具。国际原子能机构（IAEA）指出“PSA技术已经成为核电厂安全评价的一个标准化工具，使人们能够深入地了解核电厂的设计、性能和环境影响，包括对支配性风险因素的鉴别以及对可降低风险的各种方案进行比较。
因而可以说，PSA为安全有关问题的决策提供了协调一致的、完整的方法”。在国际实践中，PSA方法已广泛应用于核电厂的设计、运行和维修等各个领域，对促进核电行业的发展起到了非常重要的作用。目前，我国新颁布的核安全法规也已明确要求将PSA方法应用于核电厂的设计与运行的安全分析，这对促进我国PSA技术的发展、完善和应用有非常重要的意义。
基本特点
PSA方法尽可能现实地综合核电厂的有关信息进行全面的风险评价，这些信息包括核电厂的设计、建造、运行、维修、设备可靠性、人因可靠性、堆芯损坏事故物理过程及其对公众健康与安全的潜在影响。与传统的确定论方法相比，PSA方法具有如下特点。
（1） PSA不仅研究某一事件发生后出现的物理现象、过程和导致的后果，而且还在此基础上对风险进行量化评价。
（2） PSA的分析对象不局限于设计基准事故，而是对所有事件及其可能进程进行全面的分析。PSA并不认为设计基准事故对核电厂的风险贡献就一定高于其他事件。
（3） PSA在分析时没有采用单一故障准则，而认为多重故障是有可能发生的。
（4） PSA在分析时考虑了事件发生后人员干预行为失败的可能性及其负面影响。
（5） PSA在分析时考虑了设计上存在的系统、设备、人员之间互相影响的各种复杂的相关性。
（6） PSA采用较现实的假设来反映核电厂的实际情况，其评价结果更加接近现实。
可见，PSA方法在很大程度上能够弥补传统的确定论方法的不足，综合使用这2种方法可以让安全分析更加全面、客观和合理。
相关分类
按照研究的层次分类
PSA通常分为3个级别。一级PSA的目的在于计算堆芯损坏频率（CDF）。堆芯损坏是指“反应堆堆芯裸露并被加热到预计会发生长期包壳氧化或严重的燃料损坏，且涉及的堆芯部分足以引起大的放射性释放”。二级PSA是在一级PSA分析结果的基础上，研究堆芯损坏后的事故进程及安全壳响应，评价各种放射性核素向环境的释放量及释放频率。三级PSA进一步研究放射性物质在环境中的扩散，估算其对公众健康和社会环境的影响。目前，详细的二级PSA和三级PSA尚未普遍开展，具体应用也较少。在实际应用中，与CDF并列使用的风险度量指标是早期大量释放频率（LERF），即“导致放射性核素在有效地疏散紧邻电厂的居民之前大量地、未被缓解地从安全壳向外界释放并造成早期健康影响的事故的频率”。美国核管会（NRC）推荐了一种用以计算LERF的简化方法。这种方法是在一级PSA的基础上，分析安全壳的响应行为，确定需要早期响应的大量放射性核素释放的情景并计算其发生频率。
按照研究的始发事件类别分类
PSA又可以分为内部事件PSA和外部事件PSA。前者研究由核电厂内部因素产生的事件，如冷却剂丧失事故（LOCA）、各种瞬态，包括丧失厂外电。后者研究由核电厂外部因素或自然因素产生的事件，如地震、台风，包括内部火灾。
按照研究的核电厂运行工况分类
PSA又可以分为功率运行PSA、低功率运行PSA与停堆工况PSA。
大亚湾核电已经完成了内部事件一级PSA（包括功率运行与停堆工况）和功率运行的简化二级PSA，建立了能够同时评价CDF和LERF这两个风险度量指标的一体化模型。
研究过程
开展PSA研究首先需要明确其目的、范围和对象，明确所涉及的运行模式和始发事件的范围。下面以功率运行内部事件的一级PSA为例，说明其研究过程以及主要的技术要素。
概括说来，PSA需要回答并解决如下3个问题：
①会发生哪些事故情景？
②各种事故情景的后果是什么？
③发生这些后果的频率或可能性有多大？
前2个问题是构建核电厂的PSA逻辑模型时要考虑与回答的问题。第1个问题是要找出各种可能的始发事件，确认缓解始发事件所需要的安全功能，分析各安全功能或成功或失败的后续进程。第2个问题是要确定各事件进程的最终后果，即是否导致堆芯损坏。第3个问题是PSA逻辑模型定量分析时要回答的问题，要在数据分析的基础上，计算出导致堆芯损坏的事件进程的发生频率。这时需要计算始发事件的发生频率和安全功能的失效概率，而确定安全功能的失效概率需要评价系统与设备的故障概率和人员干预行为的失败概率。
技术要素
功率运行内部事件一级PSA研究的主要任务有：始发事件分析、事件序列分析（含热工水力计算）、系统分析、人因可靠性分析、相关性分析、数据分析以及定量化分析。这些任务的研究框架及相互关系如图1所示。后文将分别对这些任务和采用的方法进行描述。
