Probabilistyczna analiza bezpieczeństwa (ang. PSA - Probabilistic Safety Analysis) wykorzystuje metody obliczeniowe doskonale nadające się do określenia mocnych i słabych stron danej instalacji przemysłowej, a w szczególności jądrowej. Jest to tzw. profil ryzyka. Przedstawia on prawdopodobieństwo wystąpienia danego zdarzenia pomnożone przez jego konsekwencje, co można następnie porównać z normami bezpieczeństwa obowiązującymi w rozważanym regionie i tym samym jednoznacznie wykazać, że dana instalacja nie stwarza istotnego zagrożenia dla społeczeństwa i swojego otoczenia.

Obliczenia probabilistyczne ryzyka można przedstawiać za pomocą dwóch rodzajów schematów zwanych drzewami: drzewo zdarzeń (event tree), oraz drzewo usterek (fault tree). Na każdym z nich określone są zdarzenia / awarie, które mogą nastąpić w reaktorze, ich konsekwencje, będące gałęziami drzew, oraz prawdopodobieństwa z jakim występują. Dzięki temu można w dużym przybliżeniu wyznaczyć ryzyko wystąpienia awarii (w tym ciężkich), ich częstotliwość w ciągu roku użytkowania elektrowni i tym samym określić to co należy jeszcze dopracować w projekcie reaktora.

Drzewo zdarzeń budowane jest począwszy od zdarzenia, które w normalnych warunkach skutkuje automatycznym wyłączeniem reaktora. Następnie rozważane są dwa przypadki: czy system bezpieczeństwa zadziałał poprawnie, czy nie, a jeśli nie to z jakim prawdopodobieństwem. Gdy zabezpieczenie nie spełniło swojej roli należy rozpatrzeć tego skutki i przejść wyżej w drzewie zdarzeń. Każda taka gałąź prowadzi w najgorszym przypadku do ciężkiej awarii układu, która jest konsekwencją zdarzenia początkowego oraz stopnia sprawności systemów bezpieczeństwa na poszczególnych poziomach drzewa. Pozwala to określić prawdopodobieństwo np. stopienia rdzenia na skutek małego wycieku w obiegu chłodzącym.

Drzewo usterek budowane jest odwrotnie niż drzewo zdarzeń ponieważ rozpoczyna się od ciężkiej awarii układu. Prowadzą do niego gałęzie złożone w wcześniejszych, pomniejszych awarii połączonych przez bramki logiczne (AND, OR, XOR itp). Dla przykładu całkowity brak zasilania może być spowodowany usterką w systemie zasilania zewnętrznego i (AND) awarią wszystkich generatorów diesla (awaria pierwszego AND drugiego AND trzeciego itp). Brak jednej z tych mniejszych usterek nie spowoduje braku prądu w reaktorze. Zasilanie zewnętrzne może z kolei zostać utracone przez niesprawne przewody lub (OR) przełączniki itd.

Można wyróżnić trzy poziomy probabilistycznych metod obliczeniowych, a dokładniej rodzaje zdarzeń przez nie opisywanych:

1. Analiza zadażeń, których skutkiem może być uszkodzenie rdzenia reaktora. Wyznaczane jest to  w następujących krokach:

• wyznaczenie sekwencji awarii prowadzących do stopienia rdzenia,

• analiza wydajności systemów bezpieczeństwa,

• obliczenie prawdopodobieństw zdarzeń w wyznaczonym drzewie.

2. Wyjście z założenia że doszło do stopienia rdzenia oraz analiza procesów fizycznych zachodzących w takim wypadku w obudowie bezpieczeństwa.

3. Założenie, że obudowa bezpieczeństwa straciła szczelność. Analiza rozprzestrzeniania się uwolnionych substancji radioaktywnych w środowisku, konsekwencje takiego wypadku i to jak często tego typu awarie następują.

Bibliografia:

1. Królewska Akademia Techniczna w Sztokholmie, wykłady z przedmiotu „Nuclear Power Safety."