Phân tích an toàn tất định và xác suất trong điện hạt nhân - Gợi mở hướng triển khai tại Việt Nam

Công nghệ nhà máy điện hạt nhân tiên tiến - Kinh nghiệm quốc tế, gợi ý cho Việt Nam Bài viết này nhằm tổng quan khái niệm thiết kế tiên tiến đối với nhà máy điện hạt nhân, phân tích các công nghệ đang được triển khai trên thế giới, kinh nghiệm lựa chọn công nghệ của một số quốc gia, cũng như các sáng kiến quốc tế liên quan. Trên cơ sở đó, đưa ra một số gợi ý cho Việt Nam trong việc lựa chọn, tiếp cận công nghệ phù hợp, hướng tới việc tái khởi động chương trình điện hạt nhân trong tương lai một cách an toàn, hiệu quả và bền vững.

Lò phản ứng hạt nhân nhỏ - Đề xuất bước khởi động triển khai Quyết định của Thủ tướng Thủ tướng Chính phủ đã ký ban hành Quyết định số 1131/QĐ-TTg, ngày 12/6/2025, Ban hành danh mục công nghệ chiến lược và sản phẩm công nghệ chiến lược. Trong đó xác định: “Lò phản ứng hạt nhân nhỏ, an toàn là một trong các công nghệ chiến lược”. Bài viết dưới đây của chuyên gia Tạp chí Năng lượng Việt Nam tìm hiểu một số thông tin về lò phản ứng hạt nhân nhỏ trên thế giới, chú ý một số đối tác tiềm năng của Việt Nam và đề xuất một số bước đi khởi động triển khai Quyết định của Thủ tướng Chính phủ.

Bàn về chương trình điện hạt nhân và cơ sở hạ tầng điện hạt nhân trong điều kiện Việt Nam Trong bối cảnh nhu cầu năng lượng ngày càng tăng và yêu cầu giảm phát thải khí nhà kính trở thành ưu tiên toàn cầu, nhiều quốc gia đang tái khẳng định vai trò của điện hạt nhân như một giải pháp chiến lược bảo đảm an ninh năng lượng và phát triển bền vững. Việt Nam, với tiềm năng tăng trưởng và vị thế trong khu vực, cũng đang từng bước tái khởi động Chương trình điện hạt nhân quốc gia sau thời gian tạm dừng. Trên cơ sở hướng dẫn của IAEA và tham chiếu kinh nghiệm quốc tế, bài viết dưới đây của chuyên gia Tạp chí Năng lượng Việt Nam sẽ trả lời 2 câu hỏi then chốt: Chương trình điện hạt nhân là gì và gồm những thành tố nào? Một số lĩnh vực cơ sở hạ tầng đặc thù của chương trình điện hạt nhân nên được hiểu và chuẩn bị như thế nào trong điều kiện Việt Nam?

Công nghệ và tổ chức thi công nhà máy điện hạt nhân - Gợi ý thể chế áp dụng cho Việt Nam Với các quốc gia đang phát triển chương trình điện hạt nhân như Việt Nam, việc tiếp cận và triển khai các công nghệ điện hạt nhân cần được đặt trong một khuôn khổ thể chế phù hợp, có lộ trình rõ ràng và năng lực nội địa được chuẩn bị đầy đủ. Bài báo của chuyên gia Tạp chí Năng lượng Việt Nam dưới đây phân tích các đặc điểm về công nghệ và tổ chức thi công xây dựng nhà máy điện hạt nhân được rút ra từ kinh nghiệm quốc tế, cũng như hướng dẫn của IAEA, đặc biệt từ tài liệu NP-T-2.5, từ đó đề xuất một số gợi ý áp dụng cho Việt Nam.

Tổng quan hướng dẫn an toàn nhà máy điện hạt nhân của IAEA - Gợi ý triển khai tại Việt Nam Việc Quốc hội chính thức thông qua Luật Năng lượng Nguyên tử (sửa đổi) vào ngày 27/6/2025 đánh dấu một bước chuyển quan trọng trong hành lang pháp lý phục vụ phát triển điện hạt nhân Việt Nam. Trong giai đoạn hiện nay, yêu cầu cấp thiết đặt ra là sớm xây dựng và ban hành các văn bản dưới luật (bao gồm nghị định, thông tư hướng dẫn) để đưa các quy định của luật đi vào thực tiễn một cách đồng bộ, khả thi và hiệu quả.

I. Tổng quan vấn đề:

An toàn là yêu cầu xuyên suốt trong toàn bộ vòng đời của nhà máy điện hạt nhân - từ thiết kế, xây dựng, vận hành, đến chấm dứt hoạt động. Để đảm bảo an toàn một cách toàn diện, hai phương pháp phân tích cốt lõi thường được áp dụng là Phân tích an toàn tất định (Deterministic Safety Analysis - DSA) và Phân tích an toàn xác suất (Probabilistic Safety Analysis - PSA). Đây là những công cụ kỹ thuật chủ chốt nhằm đánh giá, chứng minh và duy trì mức độ an toàn chấp nhận được cho các cơ sở hạt nhân, đồng thời cung cấp cơ sở kỹ thuật cho việc ra quyết định về thiết kế, cấp phép, cải tiến an toàn, ứng phó sự cố.

Mặc dù DSA và PSA dựa trên các tiếp cận khác nhau - DSA tập trung vào phân tích các sự kiện giả định điển hình với giả thiết bảo thủ, còn PSA đánh giá rủi ro trên cơ sở tần suất và hậu quả của toàn bộ phổ sự kiện, song cả hai đều được IAEA khuyến nghị sử dụng một cách tích hợp trong khuôn khổ ra Quyết định dựa trên thông tin rủi ro (Risk-Informed Decision Making - RIDM) -một thành phần then chốt trong Khung ra quyết định tích hợp (Integrated Risk Informed Decision Making - IRIDM). Việc phối hợp hiệu quả giữa DSA và PSA góp phần nâng cao mức độ tin cậy của các đánh giá an toàn, hỗ trợ quá trình ra quyết định kỹ thuật và quản lý phù hợp với yêu cầu an toàn hiện đại.

II. Khái niệm và phân biệt thuật ngữ:

Hồ sơ an toàn (Safety Case) là tập hợp các luận cứ và bằng chứng được xây dựng một cách có hệ thống nhằm chứng minh mức độ an toàn chấp nhận được của cơ sở hạt nhân. Hồ sơ này thường bao gồm các kết quả Đánh giá an toàn (Safety Assessment) và các tuyên bố về mức độ tin cậy của những kết quả đó.

Phân tích an toàn (Safety Analysis) là thành phần kỹ thuật của đánh giá an toàn, tập trung vào việc mô hình hóa và lượng hóa các mối nguy và hậu quả có thể xảy ra. Phân tích an toàn thường được thực hiện thông qua hai cách tiếp cận chủ đạo là tất định và xác suất.

Phân tích tất định (Deterministic Analysis) sử dụng các giá trị đầu vào cụ thể (thường là bảo thủ, hoặc giá trị xấu nhất) để mô phỏng hành vi của hệ thống trong các kịch bản giả định, không xét đến xác suất xảy ra của các sự kiện. Phân tích an toàn tất định (DSA) được thực hiện nhằm chứng minh rằng: Các hệ thống an toàn có thể giữ cho nhà máy nằm trong các giới hạn thiết kế trong mọi tình huống thiết kế và ngoài thiết kế.

Phân tích an toàn xác suất (PSA) là phương pháp tiếp cận có cấu trúc, sử dụng mô hình toán học và dữ liệu thống kê để lượng hóa rủi ro. PSA cho phép đánh giá khả năng xảy ra sự cố và hậu quả tương ứng, từ đó hỗ trợ thiết kế, vận hành và ra quyết định an toàn một cách tối ưu hơn.

IAEA phân định rõ ba mức PSA:

Mức 1 đánh giá khả năng hư hỏng lõi lò phản ứng.

Mức 2 mô phỏng sự phát tán phóng xạ.

Mức 3 ước tính hậu quả đến công chúng và môi trường ngoài khu vực cấm dân cư.

Bên cạnh việc phân biệt rõ ràng giữa hai phương pháp, cách tiếp cận tích hợp giữa DSA và PSA ngày càng được quốc tế quan tâm như một phần trong hệ thống đánh giá an toàn tổng thể. Tài liệu INSAG-25 của IAEA mô tả rõ cấu trúc phối hợp giữa yếu tố tất định và xác suất trong đánh giá mức độ an toàn chấp nhận được của một nhà máy điện hạt nhân.

Theo đó, yếu tố tất định tập trung vào việc kiểm tra các hệ thống an toàn có đáp ứng được mục tiêu thiết kế và tuân thủ yêu cầu pháp lý hay không. Việc đánh giá này thường dựa trên các nguyên tắc bảo vệ theo chiều sâu (defense-in-depth), các tiêu chí thành công tất định (deterministic success criteria) và các phân tích kịch bản sự cố thiết kế. Nếu phân tích DSA xác nhận rằng: Các hệ thống an toàn hoạt động như mong đợi, an toàn được coi là đảm bảo về mặt định tính.

Trong khi đó, yếu tố xác suất cung cấp một cái nhìn định lượng về rủi ro thông qua các mô hình mô phỏng kịch bản sự cố, tính đến lỗi thiết bị và sai sót con người trên phạm vi rộng. Phân tích PSA trả lời ba câu hỏi cốt lõi: Điều gì có thể xảy ra, khả năng xảy ra là bao nhiêu và hậu quả sẽ như thế nào? Các kết quả phân tích được so sánh với các mục tiêu rủi ro định lượng đã xác lập.

Cả hai yếu tố đều góp phần xác định mức độ an toàn tổng thể. Nếu kết quả từ DSA phù hợp với quy định và PSA cho thấy rủi ro nằm trong giới hạn chấp nhận được, nhà máy được đánh giá đạt mức an toàn. Ngược lại, nếu một trong hai không đạt, cần thực hiện các biện pháp bổ sung nhằm nâng cao mức độ an toàn, bao gồm thay đổi thiết kế, cải tiến hệ thống, hoặc tăng cường quy định vận hành an toàn.

Cách tiếp cận này, thường được gọi là “risk-informed and performance-based” - là nền tảng quan trọng trong quản lý an toàn hiện đại, đảm bảo các quyết định được đưa ra trên cơ sở đồng thời có tính kỹ thuật và định lượng rủi ro thực tế.

III. Phương pháp và ứng dụng:

1. Các loại sự kiện trong DSA:

Theo IAEA, DSA bao quát ba nhóm sự kiện chính:

Sự kiện vận hành dự kiến (AOO) như mất nguồn điện ngoài, dừng bơm tuần hoàn.

Sự cố thiết kế (DBA) bao gồm các sự cố nghiêm trọng hơn, như vỡ ống sinh hơi, hoặc mất hệ thống làm mát.

Sự cố vượt thiết kế (DEC) là các tình huống nghiêm trọng không được, bao gồm trong thiết kế ban đầu. Ví dụ: Mất điện toàn phần (SBO), mất khả năng làm mát, sự cố phóng xạ sau thiên tai.

2. Phương pháp tiếp cận và công cụ của DSA:

DSA dựa trên mô hình vật lý và số liệu kỹ thuật để mô phỏng các tham số an toàn quan trọng như áp suất, nhiệt độ, tốc độ lan truyền phóng xạ. Tùy theo yêu cầu, phân tích có thể mang tính bảo thủ (đảm bảo an toàn trong điều kiện khắc nghiệt nhất), hoặc hiện thực (phản ánh điều kiện vận hành thực tế).

Các công cụ phân tích an toàn tất định thường được sử dụng bao gồm:

RELAP5: Mã tính toán thủy nhiệt (thermo-hydraulic code) được sử dụng rộng rãi để phân tích các sự cố trong hệ thống làm mát lò phản ứng nước nhẹ. RELAP5 mô phỏng chi tiết dòng chảy hai pha, truyền nhiệt và các hiện tượng vật lý quan trọng trong hệ thống sơ cấp và phụ trợ.

TRACE (TRAC/RELAP Advanced Computational Engine): Mã thủy nhiệt thế hệ mới do NRC phát triển, tích hợp khả năng mô phỏng hiện tượng nhiệt thủy động lực học, tách pha và điều khiển hệ thống tự động. TRACE có thể thay thế RELAP5 trong nhiều ứng dụng hiện đại.

MELCOR: Mã mô phỏng sự tiến triển của sự cố nặng (severe accident progression), phát triển bởi Sandia National Laboratories. MELCOR mô hình hóa các hiện tượng như nóng chảy vùng hoạt, tương tác nhiên liệu-vỏ, phát tán và vận chuyển chất phóng xạ trong và ngoài vùng lò.

PARCS (Purdue Advanced Reactor Core Simulator): Mã tính toán phân bố neutron trong vùng hoạt (neutronic core simulator), thường được liên kết với RELAP5, hoặc TRACE để mô phỏng ghép neutron - thủy nhiệt trong các kịch bản tai nạn.

Serpent: Mã Monte Carlo dùng cho tính toán neutron và phản ứng hạt nhân với độ chính xác cao, thường được sử dụng để xác định hằng số lò (reactor constants) phục vụ phân tích an toàn, hoặc thiết kế nhiên liệu.

3. Công cụ và kỹ thuật PSA:

PSA sử dụng các mô hình cây sự kiện và cây lỗi để phân tích trình tự và nguyên nhân sự cố. Các kỹ thuật như tổ hợp tối thiểu (minimal cut sets) và phân tích độ nhạy giúp nhận diện các điểm yếu trong thiết kế, hoặc vận hành.

Các phần mềm phổ biến phục vụ phân tích PSA gồm:

RiskSpectrum: Bộ phần mềm thương mại do Westinghouse phát triển, hỗ trợ thực hiện đầy đủ các mức PSA và phân tích định lượng kịch bản sự cố. RiskSpectrum có giao diện trực quan, được nhiều quốc gia sử dụng trong các chương trình điện hạt nhân.

SAPHIRE (Systems Analysis Programs for Hands-on Integrated Reliability Evaluations): Công cụ mã nguồn mở do U.S. NRC và INL phát triển, chuyên dùng cho PSA mức 1. SAPHIRE hỗ trợ xây dựng cây sự kiện (event trees), cây lỗi (fault trees), phân tích tầm quan trọng và tính xác suất hệ thống.

CAFTA (Computer Aided Fault Tree Analysis): Phần mềm do EPRI phát triển, hỗ trợ xây dựng và đánh giá cây lỗi quy mô lớn trong PSA. CAFTA thường kết hợp với các công cụ tính toán khác để hỗ trợ đánh giá rủi ro và quản lý an toàn dựa trên xác suất.

4. Ứng dụng DSA và PSA:

DSA cần thiết trong thiết kế kỹ thuật, xây dựng giới hạn vận hành và lập hồ sơ cấp phép, đặc biệt trong việc mô phỏng phản ứng của nhà máy trước các sự cố điển hình. Trong khi đó, PSA cho phép tối ưu hóa hệ thống an toàn, quản lý vận hành dựa trên độ tin cậy, hỗ trợ ra quyết định trong các tình huống phức tạp và lập kế hoạch ứng phó sự cố.

Bảng 1. Ứng dụng cụ thể của DSA và PSA trong vòng đời nhà máy điện hạt nhân:

IV. So sánh và phối hợp DSA - PSA:

DSA và PSA có cách tiếp cận khác nhau, nhưng cùng hướng đến mục tiêu bảo đảm an toàn. Trong khi DSA chú trọng kiểm chứng hệ thống dưới các kịch bản giả định cụ thể, thì PSA cho phép đánh giá toàn cảnh rủi ro bằng xác suất hóa và mô hình hóa kịch bản phức tạp.

Một số khía cạnh phối hợp nổi bật gồm:

1. PSA giúp lựa chọn các kịch bản quan trọng để thực hiện DSA, đặc biệt trong sự cố vượt thiết kế.

2. DSA cung cấp dữ liệu vật lý chính xác để hiệu chỉnh các mô hình PSA.

3. PSA đánh giá không chắc chắn trong các tham số đầu vào của DSA, giúp tăng độ tin cậy của kết quả phân tích.

4. Một số quốc gia áp dụng khung pháp lý yêu cầu đồng thời cả DSA và PSA trong từng giai đoạn vòng đời nhà máy.

Bảng 2. So sánh tổng quan giữa DSA và PSA:

Bảng 3. Vai trò bổ sung giữa DSA và PSA:

V. Kinh nghiệm quốc tế:

Nhiều quốc gia đã phát triển khung pháp lý tích hợp DSA và PSA trong toàn bộ vòng đời nhà máy điện hạt nhân:

1. Hoa Kỳ sử dụng PSA từ thập niên 1990, kết hợp với DSA trong phê duyệt giấy phép hoạt động và bảo trì dựa trên độ tin cậy.

2. Pháp áp dụng cả hai phương pháp trong chu kỳ đánh giá an toàn định kỳ 10 năm.

3. Nhật Bản tăng cường PSA mức 2 và 3 sau sự cố Fukushima.

4. Hàn Quốc triển khai PSA thời gian thực để hỗ trợ vận hành linh hoạt.

5. Phần Lan yêu cầu áp dụng PSA ngay từ giai đoạn thiết kế.

6. Trung Quốc sử dụng PSA để lựa chọn công nghệ và thiết kế hệ thống an toàn tối ưu.

Các tài liệu như GSR Part 4, SSG-2 (Rev.1), SSG-3/SSG-4 và INSAG-10 của IAEA đều nhấn mạnh vai trò thiết yếu của việc phối hợp DSA và PSA trong bảo đảm an toàn hạt nhân.

VI. Gợi ý cho Việt Nam:

Việc tái khởi động chương trình điện hạt nhân tại Việt Nam trong thời gian tới đòi hỏi phải sớm thiết lập nền tảng phân tích an toàn phù hợp với thông lệ quốc tế, đáp ứng yêu cầu của Luật Năng lượng Nguyên tử và đảm bảo khả năng bảo vệ con người, môi trường. Từ kinh nghiệm quốc tế và khuyến nghị của IAEA, có thể đề xuất một số định hướng cụ thể như sau:

1. Xây dựng khung pháp lý, kỹ thuật tích hợp giữa DSA và PSA:

Việt Nam cần cụ thể hóa nguyên tắc “risk-informed and performance-based” trong các văn bản hướng dẫn Luật Năng lượng Nguyên tử (94/2025/QH15), đặc biệt đối với các giai đoạn cấp phép địa điểm, thiết kế và vận hành nhà máy điện hạt nhân. Theo đó, các Phân tích an toàn xác suất (PSA) không chỉ bổ sung cho Phân tích tất định (DSA), mà còn là cơ sở để ra quyết định kỹ thuật, thiết kế, đánh giá nguy cơ và quản lý sự cố, đúng với cách tiếp cận được mô tả trong INSAG-25.

Cơ quan pháp quy (VARANS) cần quy định rõ các mức PSA (Level 1, 2 và 3) yêu cầu đối với từng giai đoạn của dự án; đồng thời xây dựng, hoặc tham chiếu các tiêu chuẩn quốc gia/hướng dẫn kỹ thuật phù hợp với tài liệu IAEA như SSG-3, SSG-4 (cho DSA) và SSG-3 Rev.1, SSG-4 Rev.1 (cho PSA).

2. Hình thành năng lực chuyên môn cho cơ quan pháp quy và các tổ chức hỗ trợ kỹ thuật (TSO):

Để đánh giá độc lập các báo cáo DSA và PSA do chủ đầu tư cung cấp, cơ quan pháp quy và các TSO (như Viện Năng lượng Nguyên tử Việt Nam, các trường đại học kỹ thuật) cần được trang bị năng lực tương ứng. Trước mắt, cần thực hiện một số hoạt động cụ thể như sau:

Thứ nhất: Đào tạo chuyên sâu về phương pháp luận DSA/PSA, bao gồm các kỹ thuật mô hình hóa, tính toán, đánh giá độ tin cậy và quản lý rủi ro.

Thứ hai: Làm chủ các phần mềm chuyên dụng: RELAP5, TRACE, MELCOR (cho DSA); RiskSpectrum, SAPHIRE, CAFTA (cho PSA); việc đào tạo cần đi kèm thực hành trên các dự án mô phỏng.

Thứ ba: Tham gia các chương trình hợp tác kỹ thuật với IAEA, các quốc gia có kinh nghiệm (Nhật Bản, Hàn Quốc, Pháp...) để nâng cao thực hành. Đặc biệt:

Thứ tư: Nên thành lập một nhóm chuyên gia PSA đa ngành (bao gồm kỹ sư hạt nhân, chuyên gia xác suất, chuyên gia an toàn) hoạt động thường trực trong chương trình điện hạt nhân.

3. Lựa chọn nhà thầu công nghệ có hệ thống phân tích an toàn hiện đại:

Khi lựa chọn công nghệ và đối tác đầu tư, Việt Nam nên ưu tiên những nhà thầu đã phát triển đầy đủ phân tích an toàn cấp độ cao, đặc biệt là PSA mức 2 và 3, có ứng dụng các công cụ hiện đại và đáp ứng được yêu cầu của IAEA. Việc này không chỉ đảm bảo an toàn, mà còn thuận lợi cho quá trình chuyển giao công nghệ, đào tạo nhân lực và phê duyệt pháp lý.

4. Từng bước áp dụng ra quyết định dựa trên rủi ro:

Việt Nam nên học tập cách tiếp cận của các nước tiên tiến trong việc đưa PSA vào làm cơ sở cho các công việc sau:

- Đánh giá thiết kế chống thiên tai, tai nạn nặng.

- Lập kế hoạch ứng phó sự cố ngoài thiết kế.

- Ưu tiên kiểm tra, bảo trì theo tầm quan trọng an toàn (risk-informed in-service inspection).

- Tối ưu hóa chương trình vận hành và giám sát.

Trong giai đoạn đầu, có thể triển khai thí điểm một số nội dung như đánh giá xác suất sự cố mất điện toàn phần (SBO), hay xác định tầm quan trọng các hệ thống an toàn.

5. Phát triển hệ thống dữ liệu và hạ tầng kỹ thuật phục vụ phân tích an toàn:

Cần đầu tư xây dựng cơ sở dữ liệu định lượng phục vụ PSA: Tần suất hỏng hóc thiết bị, thời gian sửa chữa, xác suất hành vi con người, phân bố khí tượng học, thủy văn, địa chấn... phù hợp với điều kiện Việt Nam. Song song, cần phát triển các mô hình số cho DSA, đặc biệt là mô phỏng truyền nhiệt, động lực học chất lưu và lan truyền chất phóng xạ.

Việc thiết lập trung tâm tính toán chuyên dụng, kết nối với các viện nghiên cứu, trường đại học sẽ giúp tăng hiệu quả và tính chính xác của các phân tích.

VII. Kết luận:

DSA và PSA là hai trụ cột kỹ thuật bổ sung cho nhau trong việc đánh giá và đảm bảo mức độ an toàn của các nhà máy điện hạt nhân. Việc hiểu rõ đặc điểm, giới hạn, cũng như khả năng ứng dụng của từng phương pháp không chỉ giúp nâng cao chất lượng thiết kế, vận hành, mà còn hỗ trợ hiệu quả cho quá trình xem xét cấp phép, đánh giá rủi ro và quản lý sự cố.

Trong bối cảnh Việt Nam đang xem xét tái khởi động chương trình điện hạt nhân, việc xây dựng năng lực chuyên môn vững chắc trong cả hai phương pháp là hết sức cần thiết. Điều này đòi hỏi đầu tư có hệ thống vào đào tạo nguồn nhân lực, phát triển hạ tầng phân tích - tính toán, cũng như từng bước xây dựng các mô hình, công cụ và cơ sở dữ liệu phù hợp với điều kiện Việt Nam. Chỉ khi đó, các cơ quan quản lý, thiết kế, vận hành và thẩm định mới có thể chủ động tham gia hiệu quả vào quá trình đảm bảo an toàn cho các dự án điện hạt nhân trong tương lai./.

TS. LÊ CHÍ DŨNG - HỘI ĐỒNG KHOA HỌC TẠP CHÍ NĂNG LƯỢNG VIỆT NAM

Tài liệu tham khảo:

1. IAEA, Nuclear Safety and Security Glossary, 2022.

2. IAEA, Optimization of safety measures for protection of nuclear installations against external hazards, TECDOC-2042, 2024.

3. IAEA, Safety Assessment for Facilities and Activities, GSR Part 4 (Rev.1), 2016.

4. IAEA, Deterministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants, SSG-2 (Rev.1), 2019.

5. IAEA, Development and Application of Level 1 PSA, SSG-3 (Rev.1), 2024.

6. IAEA, Development and Application of Level 2 PSA, SSG-4, 2010.

7. IAEA, Defence in Depth in Nuclear Safety, INSAG-10, 1996.

8. IAEA, A Framework for an Integrated Risk Informed Decision Making Process, INSAG-25, 2011.

9. US NRC, Regulatory Guide 1.174 (Rev.3): An Approach for Using PRA in Risk-Informed Decisions, 2018.