核电厂安全课件-第四章核电厂的安全安全评价

确定(quèdìng)论方法概率论方法第四章核电厂的安全(ānquán)评价精品资料为什么要进行核电厂安全(ānquán)分析？核电厂特有的核安全问题：潜在的放射性正常运行情况下核电厂不会显著地释放出放射性物质，但在某些事故工况下有可能发生放射性物质大量释放，从而(cóngér)造成对核电厂工作人员及周围公众的放射性危害。因此核电厂事故分析就是为了显示核电厂在事故情况下对公众的放射性危害是有控制的、是符合国家有关法规要求的。精品资料为什么要进行(jìnxíng)核电厂安全分析？事故情况下专设安全(ānquán)系统的有效性。为了防止这样的放射性释放事件发生，以及减小事件发生后的后果，在核电厂的设计中采用了纵深防御的概念来对事故进行设防，特别是设置了专设安全(ānquán)系统。精品资料为什么要进行核电厂安全(ānquán)分析？表明电厂的安全性。根据核安全法规，每个核设施的业主都必须在建造、装料和运行之前，向国家核安全局提交安全分析报告，安全分析报告中的一项重要内容(nèiróng)就是事故分析。精品资料确定了核电厂的安全目标后，必须要有方法(fāngfǎ)对核电厂的设计进行评价，以确定是否满足了安全目标。目前对核电厂安全评价的方法(fāngfǎ)主要分为确定论方法(fāngfǎ)和概率论方法(fāngfǎ)。核安全评价(píngjià)方法精品资料定性安全(ānquán)目标：定性安全(ānquán)目标的落实由一系列法规、标准和规范所确定的具体要求来实现，即确定论方法。定量安全(ānquán)目标：用概率论方法来检验核电厂的定量安全(ānquán)目标是否得到满足。核安全评价(píngjià)方法精品资料核电厂安全(ānquán)分析的方法1、确定(quèdìng)论安全分析(DeterministicMethods)2、概率安全分析(PSA-ProbabilisticSafetyAssessment)(PRA-ProbabilisticRiskAssessment)精品资料概率(gàilǜ)安全分析（PSA/PRA）可接受的风险概念研究事故发生的概率(gàilǜ)（数学期望值）事件树和故障树的方法根据PSA结果，找出设计中的薄弱环节并加于改进确定论的补充可信不可信事故

概率风险可接受的风险精品资料确定论安全设计与评价(píngjià)的基本思想在同一概率水平下，选择一组最大的可信的基准事故，设计若能抵御这些(zhèxiē)基准事故，必能抵御其它低于设计基准的事故，核电站的核安全可得到确实的保证，超过基准事故的事故，被认为是不可能发生地。大破口VS小破口热端断裂VS冷端断裂反应性引入卡泵精品资料确定(quèdìng)论安全设计与分析方法1核动力装置运行工况与运行极限2纵深防御的基本安全原则3单一故障准则及其应用4预防意外侵害的措施5设计(shèjì)基准事故准则——核电厂安全设计(shèjì)准则6确定论安全分析概述7确定论基本分析逻辑精品资料确定(quèdìng)论核安全分析主要内容1.确定事故(件)发生的概率等级2.在每个概率等级下确定一组设计基准事故3.确定核安全对策与设计准则4.针对每一个概率等级的设计基准事故进行核电站保护(bǎohù)系统与专有安全设施的设计5.对设计基准事故发生后的电站响应与核安全性进行评价6.核电站设计与核安全评价结论提交核安全管理部门审查精品资料4.1核动力运行(yùnxíng)工况与运行(yùnxíng)极限核安全分析事故分析——研究核电厂在故障工况下的行为，是核电厂安全分析的一个重要组成部分，也是核电厂设计(shèjì)和许可证申请程序中的重要步骤。运行工况分类?安全限值?精品资料4.1核动力运行(yùnxíng)工况与运行(yùnxíng)极限1.运行(yùnxíng)工况分类

美国标准学会(1970年)根据对核电厂运行工况所作分析,按反应堆事故：事故出现预计概率事故可能放射性后果四类运行工况精品资料4.1核动力运行(yùnxíng)工况与运行(yùnxíng)极限1.运行(yùnxíng)工况分类工况Ⅰ——正常运行和运行瞬变

1、正常启动、停闭和稳态运行

2、带有允许偏差的极限运行

3、运行瞬变

工况较频繁，毋需停堆；控制系统进行调节，使核电厂重新稳定运行。精品资料4.1核动力运行(yùnxíng)工况与运行(yùnxíng)极限1.运行(yùnxíng)工况分类工况——Ⅱ中等频率事件（预期运行事件）预计出现的一次或数次偏离正常运行的所有运行过程；包括在试验运行和寿期以中等频率发生的事件：控制棒组件误提出、失去正常给水等。

只能使反应堆停堆，不会导致事故（燃料元件损坏，一、二回路系统超压等）。采取正确的措施后能很快排除故障，恢复功能。精品资料4.1核动力运行(yùnxíng)工况与运行(yùnxíng)极限1.运行(yùnxíng)工况分类工况——Ⅲ稀有事故（事故工况）

在核电厂寿期内极少出现（10-4～3×10-2次/堆·年）的事故：一回路管道小破口、二回路管道小破口、蒸汽发生器传热管破裂等。

专设安全设施投入工作，防止或限制对环境的辐射危害。确保反应堆结构完整性，燃料元件损坏不得超过规定值。精品资料4.1核动力运行(yùnxíng)工况与运行(yùnxíng)极限1.运行(yùnxíng)工况分类工况——Ⅳ极限事故（严重事故工况）

在核电厂寿期内发生概率很低（10-6～10-4次/堆·年）的后果严重的假想事故：一回系统主管道大破口、弹棒事故等。一旦发生会释放大量放射性物质。

专设安全设施的投入应能保证一回路压力边界的完整性、反应堆安全停闭，并对事故后果加以控制。精品资料四类运行(yùnxíng)工况及其安全准则精品资料4.1核动力运行(yùnxíng)工况与运行(yùnxíng)极限２.运行(yùnxíng)限值

为保证核电厂的安全运行，经国家核安全部门批准的，用以确定参数限值、设备功能和性能以及人员水平等的整套规定。

例：为确保第一道安全屏障完整性，从热工角度出发，大亚湾核电站的安全限值：

DNBR>1.22

线功率密度≤590W/cm

升降温速率≤56℃/h

稳压器升、降温速率≤112

℃/h等以确保第一道屏障的完整性精品资料需作安全(ānquán)分析的事故精品资料4.2纵深防御(fángyù)的基本安全原则纵深防御(fángyù)原则（DefenseinDepth）纵深防御

多道屏障+纵深防御措施设计提供一系列多层次的防御，用以防止事故并在未能防止事故时保证提供适当的保护。设置一系列的实体屏障，以包容规定区域的放射性物质。精品资料4.2纵深防御(fángyù)的基本安全原则多道屏障(píngzhàng)精品资料4.2纵深防御(fángyù)的基本安全原则燃料芯块及包壳：低富集度UO2烧结成芯块，叠装在锆合金包壳管内，两端封焊。设计时，假定有1%的包壳破裂和1%的裂变产物会从包壳逸出。美国统计(tǒngjì)，正常运行时实际最大破损率为0.06%。第一道屏障<2%<1%精品资料4.2纵深防御(fángyù)的基本安全原则第二道屏障(píngzhàng)

一回路压力边界：由反应堆容器和冷却剂环路组成，包括蒸汽发生器传热管、泵、稳压器和连接管道。

材料选择：不锈钢；镍基合金；

制造：反应堆压力容器焊缝；

运行：避免产生过大热应力。精品资料4.2纵深(zòngshēn)防御的基本安全原则第三道屏障(píngzhàng)<0.1%/24h

安全壳（反应堆厂房）：将反应堆、冷却剂系统主要设备和主管道包容在内。事故情况下阻止放射性裂变产物泄漏到环境中去，是确保居民安全的最后一道防线。此外也可保护重要设备免遭外来袭击的破坏。

安全壳密封要求：0.1％/24h;定期贯穿件密封检查，打压试验。精品资料4.2纵深(zòngshēn)防御的基本安全原则四道屏障一回路压力边界反应堆厂房（安全壳）燃料(ránliào)元件包壳燃料芯块燃料元件包壳放射性物质包容。只有反应堆多道屏障同时遭到破坏，才会发生放射性大量释放的事故。精品资料核电厂的纵深防御(fángyù)-预防第一层次防御的目的是：防止偏离正常运行和系统故障。必须建立一整套质量保证和安全标准。必须严格遵守质量标准、工程实践经验以及质量保证程序。保守地设计(shèjì)、建造、安装、调试、维修和运行核动力厂。预防保护限制应对应急精品资料核电厂的纵深防御(fángyù)-保护第二层次防御的目的(mùdì)是：检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况。设置在安全分析中确定的专用系统（控制保护系统、探测、仪表）。制定运行规程以防止或尽量减小这些假设始发事件所造成的损害。预防保护限制应对应急精品资料核电厂的纵深防御(fángyù)-限制第三层次防御的目的：制止预期运行事故和始发事件升级发展成严重事故，控制其后果。固有安全特性故障安全设计附加的设备和规程设置的专设安全设施能够(nénggòu)将核动力厂首先引导到可控制状态预防保护限制应对应急精品资料核电厂的纵深(zòngshēn)防御-应对第四层次防御的目的是：应付已超出设计基准(jīzhǔn)的严重事故，并保证放射性释放保持在合理可行尽量低的水平。该层次最重要目的：保护包容功能。通过附加措施和规程防止事故发展。通过减轻所选定严重事故的后果，加上事故处置规程完成这个目标。预防保护限制应对应急精品资料核电厂的纵深防御(fángyù)-应急第五层次，即最后层次防御的目的是减轻事故(shìgù)工况下可能的放射性物质释放后果，保护公众。这个层次要求有适当装备的应急控制中心，制定和实施厂内、厂外应急响应计划。预防保护限制应对应急精品资料4.2纵深防御的基本安全(ānquán)原则五个层次(céngcì)防御相继深入相互增援以确保核电厂的安全。预防保护限制应对应急精品资料4.3单一故障(gùzhàng)准则及其应用单一(dānyī)故障准则（Singlefailurecriterion）单一故障：导致某一部件不能执行其预定安全功能的随机故障，包括由该故障引起的所有继发故障。单一故障准则：满足单一故障准则的设备组合，在其任何部位发生单一故障时仍能保持所赋予的功能。精品资料4.3单一故障准则(zhǔnzé)及其应用单一故障(gùzhàng)设计准则定期试验维护检修固有安全性原则独立性原则失效安全原则多样性原则冗余原则精品资料4.3单一故障(gùzhàng)准则及其应用冗余(rǒnɡyú)原则（RedundancyPrinciple）内容：设计中留有冗余度，即系统是双重或多重配置的，单一部件的失效不会使整个系统失去功能作用：一套设备出现故障或失效是可承受的，不致于导致功能的丧失例：在某一特定功能可由任意两台泵完成之处，设置三台或四台泵。精品资料4.3单一故障(gùzhàng)准则及其应用冗余(rǒnɡyú)原则（RedundancyPrinciple）核电站大部分系统设置了二套或多套同样的设备：安全壳喷淋系统：两个独立的系列组成自动控制系统：反应堆紧急停堆及专设安全设施的启动均由两列独立而又相同的保护信号触发与安全保护相关的探测器：物理量的探测采用：1/2，2/3，3/4逻辑，且分别用二路独立电源供电精品资料4.3单一故障(gùzhàng)准则及其应用多样性原则(yuánzé)（DiversityPrinciple）内容：应用于执行同一功能的多重系统或部件，即通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性。获得不同属性的方法：不同的工作原理不同的物理变量不同的运行条件不同制造厂的产品等。精品资料4.3单一(dānyī)故障准则及其应用失效安全(ānquán)原则（FailuretoSafetyPrinciple）在设计核电厂的安全重要系统和部件时，应尽可能贯彻故障安全原则，即系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态。如：停堆控制系统，发生故障时反应堆即进入停堆状态；如果阀门开的状态为安全，则阀门故障时，自动保持在开的位置。

精品资料4.3单一(dānyī)故障准则及其应用独立性原则(yuánzé)（IndependencyPrinciple）系统设计中通过功能隔离或实体隔离，各通道由独立线路供给可靠仪表电源，实现系统布置和设计的独立性。如：连接导线处于不同的电缆槽，通过不同的安全壳贯穿件等。不要把鸡蛋都放在一个篮子里！精品资料4.3单一(dānyī)故障准则及其应用固有(gùyǒu)安全性原则InherentSafetyCharacteristic累积超过10000堆年的良好运行记录。三哩岛与切尔诺贝利事故的对比说明极其复杂的核电厂系统，其安全性取决于工程安全性。核电安全设计重要的是要充分采用固有安全性:负反应性温度系数多普勒系数控制棒组件依靠重力插入堆芯的自然安全性非能动安全性等精品资料4.3单一故障(gùzhàng)准则及其应用在核电厂的寿期内对安全(ānquán)有关的重要构筑物、系统和部件进行标定、试验、维护、修理、检查或监测，以保证其执行功能的能力。定期试验、维护、检修原则精品资料4.4预防(yùfáng)意外侵害的措施1.地震2.飞机坠落3.工业环境4.水灾5.火灾6.高能量管道的破裂7.来自(láizì)于汽轮发电机组的飞射物确保在任何情况下都能有效地控制反应性、确保堆芯冷却和包容放射性产物精品资料地震(dìzhèn)日本柏崎核电站是目前世界上最大的核电站，拥有7台核电机组，总装机容量820万千瓦。电站位于新泻县柏崎市刈羽郡，隶属于东京电力公司。核电站设计可以抵抗6.5级地震，但2007年7月16日该地区发生了里氏6.8级地震，运行的四台机组自动停堆保护(bǎohù)发生作用，核电机组安全停堆精品资料火灾(huǒzāi)中国江苏连云港核电站：变压器爆炸事故而引发的火灾德国北部克吕梅尔核电站：变压器起火日本岛根核电站：废弃物处理设施(shèshī)发生了一起火灾精品资料高能量管道(guǎndào)的破裂日本关西电力公司所属的位于福井县的美滨核电站（位于东京以西约350公里(ɡōnɡlǐ)）3号机组涡轮室内发生蒸气泄漏事故，造成4人死，7人伤的严重后果。精品资料水主泵主管道蒸汽反应性引入事故失流事故冷却剂丧失事故蒸汽管道破裂事故给水管道破裂事故热阱丧失事故汽轮机跳闸旁路阀门未打开SGTR4.5设计(shèjì)基准事故准则精品资料4.5设计基准事故(shìgù)准则设计基准事故（DBA）（最大可信事故）同一概率等级的所有事故序列中选择的一个假想事故设计确保发生DBA时辐射计量低于规范允许值。确定论评价方法：基于纵深防御(fángyù)原则，以设计基准事故为基础的安全评价方法。精品资料4.5设计基准(jīzhǔn)事故准则确定论分析法——电厂参量(cānliàng)保守值美国联邦法规10CFR50附录K中要求：功率——102%温度——增或减2.20C主系统压力——增或减0.21MPa保守的仪表与控制棒响应时间延迟不取用第一个停堆信号精品资料4.5设计(shèjì)基准事故准则确定论分析法——热工水力学定性设计(shèjì)准则正常运行和运行瞬变工况下预计不发生燃料损伤；事故后反应堆可以转入安全状态，只有一小部分燃料元件受损，事故中释放出的放射性应当对公众不构成威胁；在最严重事故引起的瞬变之后，反应堆可以转入安全状态，且堆芯结构能维持次临界和可接受的冷却特性。精品资料4.5设计(shèjì)基准事故准则确定论分析法——定量验收(yànshōu)准则燃料芯块的最高温度不超过2260℃;燃料线功率不超过59kW/m(堆芯热点因子不大于3.3)；DNBR（应用W-3公式），不得小于1.3；燃料元件包壳外壁面温度不超过425℃；针对I、II类工况：精品资料包壳最高温度不超过1204℃(2200℉)包壳局部最大氧化量不超过反应前包壳总厚度17%包壳氧化产氢量不超过假设所有锆与水反应性总释放量的1%堆芯必须保持可冷却的几何形状必须保证事故(shìgù)后排出衰变热的长期冷却能力针对(zhēnduì)IV类工况：精品资料4.5设计基准事故(shìgù)准则确定论评价方法的不足事故界限“分明”：人为地将事故划分(huàfēn)为“可信”与“不可信”。所考虑的事故工况或多或少有人为假设的因素，而没有考虑事故发生的概率有多大以及操纵人员干预所造成的后果。精品资料数学(shùxué)物理模型+数值分析程序4.6确定(quèdìng)论安全分析概述运行瞬态+事故（设计基准事故）评价模型(Evaluationmodel,EM)程序；最佳估计(BestEvaluation,BE)程序。精品资料基本(jīběn)方程质量守恒方程： 动量(dòngliàng)守恒方程：

能量守恒方程： 精品资料Relap5:二回路(huílù)节块图精品资料确定一组设计基准事故；选择特定事故下安全系统的最大不利后果的单一故障；确认分析所用的模型和电厂参量都是保守的；将最终(zuìzhōnɡ)结果与法定验收准则相对照，确认安全系统的设计是充分的。4.7确定论基本分析(fēnxī)逻辑导致某一部件不能执行其预定安全功能的随机故障，包括由该故障引起的所有继发故障。精品资料分析中采用的两条基本(jīběn)假设：被调用的安全系统失去部分设计能力（单一故障假设）；操纵员在事故(shìgù)后短期内不作任何干预。精品资料其它四个附加的补充(bǔchōng)保守假定：事故(shìgù)同时合并失去厂外电源（表4.7）；反应性最大的一组控制棒卡在全提棒位置不能下插；分析中只考虑安全相关设备，不计及非安全设备的缓解功能；必要时考虑合并不利的外部条件。动用一切可能去设法证明其是不安全的，如果失败了，那么这个堆就是安全的！精品资料回顾(huígù)：确定论评价(píngjià)方法基本思想是根据纵深防御的原则：反应堆设计得尽可能安全可靠（安全裕量）设置多重专设安全设施，将假想事故后果减至最轻程度以设计基准事故为基础进行安全评价，包括：设计基准事故内，安全系统按要求行使功能时主系统行为设计基准事故以外的严重事故分析通过能模拟事故发展进程的安全分析程序的计算，确信安全设施能防范假想事故。精品资料概率(gàilǜ)安全分析1核事故分类与国际核事件分级表2概率安全评价（PSA）3事件树分析法4故障树分析法5事故序列分析6核电厂安全性两种评价方法(fāngfǎ)的比较精品资料概述(ɡàishù)Prof.RasmussenWASH-1400报告(bàogào)概率安全评价基本思想1选择一组始发事件；2始发事件发生后系统或人员响应；3确定事件的成功判据；4故障树与统计分析，确定各事件发生概率；5每个始发事件发生产生的风险及总风险；6各事件对风险的贡献，发现薄弱环节，提出改进意见。始发事件：在设计时确定的能导致预计运行事件或事故工况的事件。精品资料1核事故分类(fēnlèi)与国际核事件分级表１、事故(shìgù)分类方法

为了确保核电厂安全，规定对工况Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ的事故要作详细的安全分析计算，给出定量结果并评定是否满足规范和标准要求（表3-1）。核电厂事故分析涉及反应堆物理、热工、控制、结构、屏蔽及剂量防护等，范围很广。

没有流体流失的事故，主要指一般的瞬变。如反应性引入事故、失流事故等以损失一回路或二回路流体为特征的管道破裂事故。如给水管道破裂事故、失水事故等精品资料２、典型始发事故；8类，轻水压水堆核电站47种美国核管会1975年《轻水堆核电厂安全分析报告标准格式及内容(nèiróng)》（1）、二回路系统排热增加（5种）（2）、二回路系统排热减少（8种）（3）、反应堆冷却剂系统流量减少（4种）（4）、反应性与功率分布异常（9种）（5）、反应堆冷却剂装量增加（3种）（6）、反应堆冷却剂装量减少（6种）（7）、系统或设备的放射性释放（5种）（8）、未能紧急停堆的预期瞬变ATWS（7种）核电厂设计部门须针对这47种典型始发事故，对所设计的核电厂进行详细计算分析，并证明所设计的核电厂能满足有关的安全(ānquán)标准。1核事故分类与国际核事件分级表精品资料2核事故分类(fēnlèi)我国的核电站事故(shìgù)分类（HAF102）正常运行预计运行事件设计基准事故严重事故（1）没有明确地考虑作为设计基准事故，但可为设计基准事故所涵盖的那些事故工况。（2）没有造成堆芯明显恶化的超设计基准事故。事故管理核动力厂在规定的运行限值和条件范围内的运行。在核动力厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各种运行过程；由于设计中已采取相应措施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。核动力厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值以内。严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。精品资料★严重事故——严重性超过设计基准事故，造成(zàochénɡ)堆芯严重损坏和熔化甚至安全壳也遭到损坏，进而可能导致放射性物质大量释放到环境的一种事故，是一种超设计基准事故。★后果非常严重：给环境、公众健康、经济和社会心理造成(zàochénɡ)巨大影响。实践证明：单纯考虑设计基准事故，不考虑严重事故的防止和缓解，不足以保证工作人员、公众和环境的安全。1核事故分类与国际核事件(shìjiàn)分级表精品资料《核电厂设计安全(ānquán)规定》HAF102国家核安全(ānquán)局核电厂运行状态严重事故！1核事故分类与国际核事件(shìjiàn)分级表精品资料为了一规范化的统一用语向公众快速通报核电厂所发生事件的严重程度而采用的工具。判别准则厂内影响(yǐngxiǎng)厂外影响(yǐngxiǎng)纵深防御功能的削弱1核事故分类与国际核事件(shìjiàn)分级表精品资料特大事故（Majoraccident）7严重事故（Seriousaccident）6跨厂事故（Accidentwithoff-siterisks）5厂内事故（Accidentmainlyininstallation）4严重故障（Seriousincident）3一般故障

（Incident）2异常事件（Abnormity）1事故故障切尔诺贝利三哩岛1核事故分类与国际(guójì)核事件分级表精品资料安全上无严重性0等级一下偏离批准的功能范围1异常情况具有潜在安全后果的一般故障2一般故障接近事故丧失纵深防御措施严重污染工作人员超剂量放射性少量释放：公众照射计量为规定限值的一小部分3严重故障堆芯部分损毁，严重影响工作人员的健康放射性少量释放：公众照射计量在规定限值数量级内4厂内事故堆芯严重损毁放射性少量释放：部分实施就地应急计划5跨厂事故放射性较大释放：完全实施就地应急计划6严重事故放射性大量释放：广泛的健康和环境影响7特大事故纵深防御消弱厂内影响厂外影响准则

等级说明等级(děngjí)表的基本逻辑1核事故分类与国际(guójì)核事件分级表精品资料2概率安全(ānquán)评价（PSA）PSA是一种系统工程安全评价技术；可靠性评价技术、概率风险分析；早先，尝试法——试验、差错、改进、再试验，不断使样机完善化（缓慢、昂贵、危险的）；新思路70年代，PSA技术成功应用于航空航天部门(bùmén)；70年代中期，PSA首次被用于轻水堆安全分析，获得巨大成功（WASH-1400报告）；三哩岛核事故的整个发展过程在WASH-1400中已有明确预测。精品资料2概率(gàilǜ)安全评价（PSA）人类生活在一个充满风险(fēngxiǎn)的社会中地震台风疾病晒太阳汽车火车炸药战争睡觉社会不安定劳动科学探索精品资料事故的后果2概率(gàilǜ)安全评价（PSA）概率安全评价法的概念随机事件数学期望(qīwàng)风险风险的概念事故发生概率精品资料2概率安全(ānquán)评价（PSA）例如(lìrú)1971年美国发生车祸约1.5×107起，每发生一起车祸平均损失300美元，每300起事故引起1人死亡。如果美国有2×108人，则平均个人死亡风险为：则因汽车事故造成的经济损失为：则因汽车事故造成的死亡数为：精品资料2概率(gàilǜ)安全评价（PSA）核电厂风险评价的主要任务识别潜在事故，寻找薄弱环节；计算放射性物质分布，确定(quèdìng)对周围公众与环境的影响；求出潜在核事故产生的总风险，并评估。精品资料三级PSA场外2概率(gàilǜ)安全评价（PSA）二级PSA安全壳一级PSA堆芯PSA的三个等级(děngjí)精品资料2概率安全(ānquán)评价（PSA）基本内容找出导致堆芯损坏的事故序列分析安全系统的工作性能和可靠性事故序列概率定量计算基本方法采用事件树和故障树技术对运行系统和安全系统进行可靠性分析目的帮助分析设计(shèjì)中的弱点指出防止堆芯损坏的途径一级PSA堆芯精品资料2概率安全(ānquán)评价（PSA）基本内容分析堆芯熔化物理过程和放射性物质在安全壳内的释放、迁移研究安全壳在严重事故工况下的响应，安全壳失效模式估计放射性向环境的释放目的对各种堆芯损坏事故序列造成放射性释放的严重性作出分析，找出设计上的弱点，对减缓(jiǎnhuǎn)事故后果的途径和事故处理提出具体意见。安全壳反应堆压力容器堆芯安全壳直接加热堆芯熔融进展裂变产物微粒的行为氢气爆炸熔融物/冷却剂相互作用水蒸气爆炸熔融物与混凝土相互作用精品资料三级PSA分析(fēnxī)基本内容核电厂厂外不同距离处放射性核素浓度随时间变化结合二级PSA分析结果按公众风险的概念确定放射性事故造成的厂外后果目的能够对后果减缓措施的相对(xiāngduì)重要性作出分析，也能对应急响应计划的制定提供支持。基本方法放射性微粒扩散迁移场外精品资料系统分析安全壳分析厂外后

果评价收集原始信息1形成事件树外部事件分析2系统建模5事故序列定量分析物理过程分析放射性核素的释放与输运的分析放射性核素在环境中迁移和后果分析3人因可靠性和操作规程的分析4形成数据库不确定性分析形成结果和解释一级PSA研究结果二级PSA研究结果三级PSA研究结果核电厂概率(gàilǜ)安全分析程序精品资料2概率安全(ānquán)评价（PSA）电厂设计、厂址和运行的信息；一般性数据和电厂具体数据；关于PSA方法的文件报告。一级PSA分析需要有：最终安全分析报告、管路系统图、电气系统图和仪表系统图；关于所研究系统的说明性资料；试验、维修、运行以及审批规程(guīchéng)。这些信息是需要的，以便向分析人员提供一套尽可能完整的电厂设计和运行的文件报告。二级PSA分析所需要的附加信息包括：关于反应堆冷却剂系统和安全壳更详细的设计资料。安全壳结构设计的信息应包括它的尺寸、质量和材料。三级PSA分析需要：厂址处具体的气象数据，以计算放射性核素在环境中的输运问题。系统分析——初始信息收集精品资料2概率(gàilǜ)安全评价（PSA）分析由始发事件与各系统成功或失效组合而形成的各种(ɡèzhǒnɡ)事故序列，包括：确定所要分析的各类始发事件，说明响应始发事件所涉及的系统或采取的行动；对每一始发事件或具有同一事件树结构的一类始发事件形成各自的事件树。系统分析——形成事件树精品资料2概率(gàilǜ)安全评价（PSA）对PSA中所涉及的电厂系统(xìtǒng)进行可靠性分析方法：可靠性框图法；故障树方法；马尔可夫分析法；GO法等；顶事件底事件失效概率ORANDAND以故障树为工具对系统故障进行评价的方法称为故障树分析法。(FaultTreeAnalysis,FTA）系统分析——系统建模精品资料2概率(gàilǜ)安全评价（PSA）根据(gēnjù)对LER(执行申请者事件报告)的研究发现，在造成对环境有放射性释放的事件中，40％以上是由于人员差错违章或规程缺乏所造成的。系统分析——人因可靠性和操作规程的分析精品资料2概率安全(ānquán)评价（PSA）PSA分析中通常不包括外部事件。外部事件包括有火灾、地震和水淹。这项任务利用电厂系统分析中建立起的模式，可以从外部事件的观点独立地对模式进行分析，或者是对模型加以修正，以明确反映外部事件的影响。为了描绘(miáohuì)所分析的外部事件序列，要建立一些附加的事件树。系统分析——外部事件分析精品资料2概率(gàilǜ)安全评价（PSA）事故序列定量分析需要有部件的数据库。PSA中所使用的数据可以有两个来源：现有的通用(tōngyòng)数据电厂运行所累积的特有数据7.5典型部件的失效率数据

系统分析——形成数据库精品资料2概率(gàilǜ)安全评价（PSA）根据始发事件(shìjiàn)的发生频率和相应各电厂系统失效概率或人因可靠性，计算出事件(shìjiàn)树中各事故序列的发生频率。系统分析——事故序列定量分析精品资料2概率安全(ānquán)评价（PSA）堆芯熔化事故将会引起堆芯、压力容器、反应堆冷却剂系统(xìtǒng)和安全壳内许多物理过程。已经发展了一些计算机程序来分析这些物理过程。其计算结果可帮助人们透彻了解与事故序列有关的各物理现象和预计安全壳是否失效。对每个所讨论的事故序列建立安全壳事件树。安全壳分析——物理过程分析精品资料2概率(gàilǜ)安全评价（PSA）安全壳分析(fēnxī)——放射性核素释放和输运分析(fēnxī)对每一种可能造成安全壳破裂的堆芯熔化事故，必须估计释放到环境中去的放射性核素总量。利用计算模型分析事故期间从反应堆燃料释放出的放射性核素总量，并估计安全壳失效之前放射性核素在安全壳内的输运和沉积。该分析的结果是预计每个事故序列下安全壳失效时释放到环境中去的放射性核素总量。

精品资料2概率(gàilǜ)安全评价（PSA）厂外后果(hòuguǒ)评价——放射性迁移和后果(hòuguǒ)分析由安全壳分析提供的从安全壳释放出的源项，利用厂址处具体的气象数据和局部地形信息，分析放射性核素在环境中的输运和弥散，计算核电厂周围居民接受到的放射性剂量和造成的健康效应。最后给出核电厂放射性释放造成的各种后果：早期死亡、晚期癌症死亡和财产损失。

精品资料2概率安全(ānquán)评价（PSA）厂外后果(hòuguǒ)评价——不确定性分析不管分析的范围如何，不确定性分析都是PSA中的一个必要的组成部分。在PSA分析的每一步都有不确定性问题，有些不确定性可能还很大。不管是定性还是定量分析，都要考虑数据库的不确定性、模型化时假设的不确定性以及分析的完整性。

精品资料2概率(gàilǜ)安全评价（PSA）风险评价的基本步骤确定初因事件(shìjiàn)；事件(shìjiàn)树与故障树分析，确定发生概率；确定堆芯内和安全壳内放射性物质的沉积和迁移；确定向环境放射性物质的释放量；对公众与环境的影响评估。精品资料2概率(gàilǜ)安全评价（PSA）3导致(dǎozhì)燃料熔化1一系列始发事故电厂瞬态运行2时序响应构成事故序列4一回开路破损，放射性释放5安全壳破损，放射性释放到环境6对环境与公众的影响（1）确定初因事件；事故序列（2）故障与事件树分析，计算发生概率；（3）计算安全壳内的放射性物质迁移；（4）向环境的释放量计算；（5）对环境与公众的影响评估；精品资料2概率安全(ānquán)评价（PSA）pA×

pC1pA×

pE1管道(guǎndào)破裂（A）PARR裂变产物去除系统（D）CI安全壳完整性（E）ECI应急堆芯冷却系统（C）EP电源（B）事故序列发生概率pi=0.11-pi≈1初因事件pA失效

pB1-pB成功

1–pC1pC11–pD1pD1pE11–pE11–pD31–pE71–pE3pE2pE3pE41–pE21–pE41–pE51–pE61–pE81–pC2pC21–pD2pD2pD31–pD4pD4pE5pE6pE7pE5pApA×

pD1×

pE2pA×

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×

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pB×

pC2

×

pD4精品资料2概率(gàilǜ)安全评价（PSA）初因事件(shìjiàn)pA失效

pB1-pB成功

1–pC1pC11–pD1pD1pE11–pE11–pD2pD21–pE21–pE31–pE4pE2pE3pE4pApA×

pE1pA×

pD1×

pE2pA×

pC1pA×

pC1×

pE3pA×

pC2×

pD2pA×

pD1pA×

pB管道破裂（A）PARR裂变产物去除系统（D）CI安全壳完整性（E）ECI应急堆芯冷却系统（C）EP电源（B）事故序列发生概率pi=0.11-pi≈1精品资料2概率安全(ānquán)评价（PSA）事件序列(xùliè)风险总风险精品资料2概率(gàilǜ)安全评价（PSA）始发事件(shìjiàn)的确定与分组始发事件是造成核电厂扰动并且有可能导致堆芯损坏的事件，它究竟能否造成堆芯损坏，依赖于核电厂各个缓解事故的系统是否能成功地运行。始发事件是建造事件树的起始点。要求始发事件的确定应力求完善，需要有一份尽可能完备的始发事件清单。形成一个绝对完整的始发事件清单是非常困难的，只希望没有被识别的始发事件对总风险的贡献应是极小的。始发事件的确定方法：工程评价法和演绎分析法

精品资料2概率安全(ānquán)评价（PSA）始发事件(shìjiàn)的分类始发事件的分类内部始发事件危害（内部的和外部的）内部始发事件包括：核电厂硬件失效由人误或计算机软件缺陷造成核电厂硬件的错误运行。外部危害（外部事件）是指若干个系统造成共同的极端环境条件的事件：地震洪水飓风飞机坠落等。内部危害包括内部水淹、火灾飞射物撞击。

精品资料2概率(gàilǜ)安全评价（PSA）始发事件(shìjiàn)的确定方法实施PSA的第一步就是要产生一个需分析的始发事件（IE）清单，并对这些始发事件进行分组以便减轻事故序列模型化和定量化的工作量。始发事件的确定工程评价演绎法工程评价法就是根据核电厂的运行历史和设计数据，并参照其他核电厂概率安全评价的经验，经过工程判断编制出始发事件的清单。演绎分析法是通过构造顶事件-底事件逻辑框图，逻辑图最低一层事件就是核电厂的始发事件。精品资料2概率安全(ānquán)评价（PSA）演绎(yǎnyì)分析法精品资料2概率(gàilǜ)安全评价（PSA）轻水堆始发事件(shìjiàn)分类一个核电厂的始发事件数量庞大，即便是对几十个始发事件建立事件树也是不现实的。按安全功能或者系统响应进行分组。同一组内的所有始发事件基本上具有相同的前沿系统成功准则，并且具有相同的特殊条件（对操纵员要求，核电厂自动响应），因而能够利用相同的事件树／故障树分析进行模型化。冷却剂丧失事故（LOCA）和瞬态两大类需要反应堆降功率、停堆并随后排出衰变余热的所有事件。直接造成一回路压力边界丧失完整性的所有事件。精品资料2概率(gàilǜ)安全评价（PSA）安全(ānquán)功能、前沿系统和支持系统

对每一个始发事件，必须确定为防止堆芯损坏所需要执行的安全功能。轻水堆内防止堆芯损坏的安全功能有：精品资料2概率安全(ānquán)评价（PSA）安全功能、前沿(qiányán)系统和支持系统前沿系统：直接执行安全功能的系统。支持系统：为保证前沿系统正确执行功能所需的系统。精品资料2概率安全(ānquán)评价（PSA）PSA研究(yánjiū)结果★核事故风险的大小:潜在核事故的后果远小于人们的想象核事故的发生概率远小于非核事故伤亡概率为非核事故的一万倍！精品资料2概率(gàilǜ)安全评价（PSA）PSA研究(yánjiū)结果

小破口失水事故2.6×10-545.5精品资料2概率安全(ānquán)评价（PSA）PSA研究(yánjiū)结果

小破口失水事故5.7×10-566.54精品资料2概率安全(ānquán)评价（PSA）PSA研究(yánjiū)结果概率分析研究结论:核电站的主要风险来自导致燃料熔化的事故，真正导致放射性释放的潜在事故并不多；小破口失水事故及瞬态事故最易造成燃料熔化；人为失误造成核事故的概率较高并往往加剧事故的严重性。精品资料3事件(shìjiàn)树分析法事件(shìjiàn)树分析法事件树的概念及构造事件序列定量化事件树模型化精品资料事件(shìjiàn)树的概念及构造事件树题头：事件树最上层是按顺序(shùnxù)列出可能影响事故进程的一系列事件。在树的分支点处，上分支表示系统成功，下分支表示系统失效。事件树分析采用“两态模型”：不是成功就是失效，结果偏于保守。事故序列：在事件树表示的每一条途径代表着一种事故状态。它从特定的始发事件开始，导致一种电厂损坏状态。3事件树分析法精品资料事件(shìjiàn)序列定量化它表示始发事件I发生后，系统A和C成功，而系统B和D失效的一个事故序列(xùliè)。该事故序列(xùliè)的频率可以用下式表示:始发事件I发生、系统A成功、系统B失效下系统C成功的份额事件序列频率始发事件I的频率始发事件I发生下系统A成功的份额始发事件I发生、系统A成功下系统B失效的份额始发事件I发生、系统A成功、系统B失效和系统C成功下系统D失效的份额每一事故序列频率为始发事件频率乘以分支点上的分支概率。故障树方法3事件树分析法精品资料事件树模型(móxíng)化方法大事件树-小故障树法（显示法）带支持系统状态的小故障树法，或者带有边界条件的事件树方法。所有支持系统的状态将明显地出现在事件树题头中，亦可考虑基本事件、人员操作。优点：在事件树中反映了现有的相关性，与事件树相关联的故障树规模不大；每个事故序列的发生频率计算比较简单，为响应各个分支概率的乘积。缺点：只有丰富经验的专家经过精心处理(chǔlǐ)才可能在事件树建立起正确的相关性；事件树复杂程度迅速加大；故障树的规模虽然变小，但故障树的数目可能增加。3事件树分析法精品资料事件树模型(móxíng)化方法小事件树-大故障树法WASH-1400中使用的方法，美国NRC推荐(tuījiàn)使用方法。事件树不包括支持系统，因此事件树比较简洁。对于支持系统，在前沿系统分析时应考虑，因而对前沿系统形成一颗大故障树。3事件树分析法精品资料小事件(shìjiàn)树-大故障树法题头的选择：按照对始发事件响应(xiǎngyìng)的时间顺序来排列。（保护系统、高压安注、高压再循环等）。考虑系统功能上和硬件上的相互关系。如余热排出系统可能需要安全壳喷淋系统的成功运行，所以，余热排出系统的题头应在安全壳喷淋系统之后。功能事件树系统事件树安全功能为题头的事件树。不是最终的产品，是一个中间步骤将前沿系统的状态作为题头3事件树分析法精品资料大破口(pòkǒu)事件树例事故(shìgù)进程3事件树分析法精品资料大破口(pòkǒu)事件树反应性控制，紧急停堆；安全壳喷淋系统动作，以降低安全壳压力(COI)；一回路冷却剂装量的维持和堆芯余热的导出，向堆芯注入应急(yìngjí)冷却水(ECI)安全壳内热量排出，安全壳再循环冷却（COR）；堆芯再循环冷却(ECR)，进入堆芯再循环冷却阶段。安全功能分析WASH-1400报告中大LOCA功能事件树精品资料大破口(pòkǒu)事件树精品资料大破口(pòkǒu)事件树系统间相互(xiānghù)关系的分析系统事件树安注箱注入失效，认为堆芯已经熔化；安全壳喷淋系统出现故障，则不考虑安全注射系统再循环运行：此时地坑水得不到冷却；如果低压安全注射在直接阶段失效，再循环运行已不起作用，堆芯已经熔化。精品资料故障树分析(FTA)技术是美国贝尔电报公司的电话实验室于1962年开发的，它采用逻辑的方法，形象地进行危险的分析工作(gōngzuò)，特点是直观、明了，思路清晰，逻辑性强，可以做定性分析，也可以做定量分析。体现了以系统工程方法研究安全问题的系统性、准确性和预测性。4故障(gùzhàng)树分析法精品资料泰坦尼克海难(hǎinán)海难(hǎinán)后果船体钢材不适应海水低温环境，造成船体裂纹观察员、驾驶员失误，造成船体与冰山相撞船上的救生设备不足，使大多数落水者被冻死距其仅20海里的California号无线电通讯设备处于关闭状态，无法收到求救信号，不能及时救援顶事件逻辑门

中间事件精品资料4故障(gùzhàng)树分析法故障(gùzhàng)树分析—WHY？Pi确定事件树重要要素：系统的成功或失效？系统可能没有建成（崭新的系统），无可供使用的数据不希望为获得数据而产生不希望的后果（破坏性试验）；冗余技术的使用使系统可靠性很高，整个系统失效是件稀有事件，无法根据经验直接确定系统可靠性，而部件的失效数据可能是容易解决的。需要采用有效的系统模型方法，以便根据部件失效数据来预测系统的可靠性。精品资料故障(gùzhàng)树分析故障树分析的概念把系统最不希望发生的状态作为系统故障的分析目标，然后寻找直接导致(dǎozhì)这一状态发生的全部因素，跟踪追击找出造成下一级事件发生的全部直接因素，直到毋需再深究其发生的因素为止。通过分析找出出现不希望状态的所有可信途径。这个最不希望发生的事件——顶事件；毋需再深究的事件——底事件；介于顶事件与底事件之间的一切事件——中间事件。用适当的逻辑门把顶事件、中间事件和底事件连接成树形图，这种树形图就称为“故障树”（FaultTree,FT）。以故障树为工具对系统故障进行评价的方法称为故障树分析法（FTA）。4故障树分析法精品资料故障树分析(fēnxī)步骤定义顶事件和边界条件，确定成功准则建造故障树对故障树简化或模块化定性分析定量分析是故障树分析最为关键的一步，是定量分析(dìngliàngfēnxī)的基础。4故障树分析法精品资料故障树分析(fēnxī)常用符号4故障(gùzhàng)树分析法精品资料故障(gùzhàng)树的建造规则明确建树的边界条件并形成简化系统(xìtǒng)图严格定义顶事件FMEA分析（失效模式与影响分析）找出部件失效模式和造成的影响试验、维修和人因相关性故障树的层次结构事件的命名和描述部件失效模式可分为3类：需求失效；贮备失效；运行失效采用一种标准化格式来对故障树中基本事件进行编码命名是极为重要的，必须与所选用的计算机程序匹配，应清楚地说明：部件失效模式、部件标识和类型、部件所处的系统、部件的电厂编码在用故障树分析法计算事件树中支点的分支概率时，通常由系统在事件树中的成功准则来规定顶事件。有时一个系统在不同的事故始发事件下必须采用不同的成功准则一颗故障树能建得过大。为了减小树的规模和突出重点，应在FMEA分析的基础上，舍去那些不重要的部件，从系统图的主要逻辑关系形成一个等效的简化系统图，然后从简化系统图出发进行建树。4故障树分析法精品资料故障(gùzhàng)树建造例一反应堆压力保护(bǎohù)系统图，试画出该系统的故障树该系统是一个由三个输入通道组成的3取2系统，其正常的功能是当3个输入通道中有2个通道的压力信号超出容许的范围时，则输出通道有信号输出，反应堆就停闭。反之，该系统故障。因此把反应堆压力保护系统故障选为顶事件。4故障树分析法精品资料反应堆压力(yālì)保护系统建树过程超压停堆失效(shīxiào)OR输入通道故障输出通道故障通道A和B故障通道B和C故障通道A和C故障逻辑门

A故障逻辑门

B故障通道A故障通道B故障通道C故障压力敏

感元件

C故障压力变

送器C

故障定值器

C故障压力敏

感元件

A故障压力变

送器A

故障定值器

A故障压力敏

感元件

B故障压力变

送器B

故障定值器

B故障准底事件x1x2x3x4x5精品资料（待发展(fāzhǎn)事件x1，x2，x3）TopOR输入通道故障输出通道故障通道A和B故障通道B和C故障通道A和C故障x4x5x1x2x1x3x2x3H1H2H3H4H5H6反应堆压力(yālì)保护系统故障树精品资料故障(gùzhàng)树建造例二简化的应急堆芯冷却系统如下图示。该系统投入由安注信号触发，安注信号将向安注泵及有关(yǒuguān)阀门发出4故障树分析法精品资料精品资料精品资料逻辑或门事件逻辑与门失去工程(gōngchéng)安全电源的故障树失去直流电源失去交流电源失去工程安全电源的事故失去厂内交流电源失去外电源4故障(gùzhàng)树分析法精品资料故障(gùzhàng)树的定性分析目的：寻找导致顶事件发生的基本事件或基本事件的组合，识别导致顶事件发生的所有失效模式，进而(jìnér)决定系统或单元的薄弱环节，以便在设计中采取措施，实现设计最优化。定性分析工作包括以下三个方面的内容：首先对建立起来的故障树进行规范化处理，将非规范化的逻辑门或事件等效变换为规范化的逻辑门或事件，使建造出来的故障树仅含基本事件、结果事件以及与、或、非三种逻辑门的故障树；然后对故障树进行简化和模块化处理，以减小故障树规模，节省处理工作量；最后采用故障树算法（上行法或下行法）对故障树处理，并按布尔代数规则进行化简吸收求得全部最小割集。4故障树分析法精品资料故障(gùzhàng)树的结构函数故障树中每个事件所处的状态只有(zhǐyǒu)成功或失效两种状态，布尔变量，故障树中的逻辑关系表示成布尔表示式。故障树系根据全部底事件由逻辑关系连接而成，通过运用布尔函数的运算法则求出故障树的数学表达式底事件可定义：事件可定义为：

为故障树的结构函数，反映了系统和单元之间的功能关系。若能求得系统的结构函数，则系统和单元之间的好坏关系也就完全清楚了。

4故障树分析法精品资料或门该系统结构函数(hánshù)为：一个系统，如果至少一个部件故障(gùzhàng)即可导致整个系统故障(gùzhàng)，或者说全体部件都正常，系统才正常，这样的系统就叫做串联系统。4故障树分析法精品资料与门该系统结构函数(hánshù)为：n个部件构成的系统，若至少一个部件正常，系统即正常，或者必须(bìxū)n个部件都故障系统才故障，这样的系统就叫做n部件并联系统。4故障树分析法精品资料反应堆压力(yālì)保护系统的故障树如图，求其结构函数。4故障(gùzhàng)树分析法精品资料解：该故障(gùzhàng)树由“与门”和“或门”混合组成的，其结构函数为：=H4H5H6+H3=(x1+x2)(x1+x3)(x2+x3)+x4x5写出如图所示故障(gùzhàng)树的结构函数4故障树分析法精品资料割集是故障树底事件集合的一个子集合，如果该子集的所有这些底事件发生，则顶事件必定发生。割集是导致顶事件发生的底事件的集合。最小割集是割集集合的一个子集，是底事件数量不能再减少的割集。最小割集就是引起顶事件发生的底事件的最低限度的集合。最小割集的阶数：最小割集中所含底事件数目。一个最小割集代表系统发生故障的一种模式(móshì)，而全部最小割集的集合就代表系统的全部故障模式(móshì)。割集与最小割集最小割集的求法？4故障(gùzhàng)树分析法精品资料求最小割集的方法：上行法：从底事件开始，由下向上逐步(zhúbù)将顶事件展为底事件的积之和的形式，经过吸收得到全部最小割集。下行法（Fussell法）：从顶事件开始，由上而下逐步(zhúbù)将顶事件展为底事件的积之和的形式，经过吸收得到全部最小割集。逐步(zhúbù)代入法。4故障(gùzhàng)树分析法精品资料4故障(gùzhàng)树分析法精品资料该法的特点是从故障树最下面一级的复合事件开始。如果(rúguǒ)复合事件与底事件间是用逻辑“与门”联结的，则为“交”运算；如果(rúguǒ)是用逻辑“或门”联结的，则为“并”运算。按类似的方法逐步往上进行，直至顶事件展成底事件的积之和形式为止，故该法又称上行法。上行(shàngxíng)法（Semanderes算法）4故障树分析法精品资料用上行(shàngxíng)法求图示的最小割集利用等幂律：4故障(gùzhàng)树分析法于是得到五个割集为：利用吸收律进行处理，可得最小割集：精品资料Fussell方法是从顶事件开始的，由上往下逐级展开，顺序地把上—级事件置换成下一级事件。在逐级展开过程中，遇到“与门”时，可将其下面紧接着的所有输入事件都排在同一行中，增加每一项中的元素；遇到“或门”时，可把它下面的每个输入都单独(dāndú)排一行，在同一列中，增加的是项。这样直到底事件为止。下行(xiàxíng)法（Fussell算法）4故障树分析法精品资料用下行(xiàxíng)法（Fussell算法）求最小割集TH2H1H3H1H2H3置换或门45H2置换与门X4X5H4H5H6置换与门X4X5H4H5H6X1H5H612置换或门X2H5H6X4X5X1X3H613置换或门X1X1H6X2X1H6X2X3H6X4X5X2X3X3X1X1X323X2X1X2BICSX1X1X2X1X3X2X1X3X3X2X1X3X2X3X2X4X5X1X3X1X3X1X2X3X2X3等幂X1X2X1X2X3X1X2X2X3X4X5OR展开(zhǎnkāi)项AND每项的元素集输入置换输出