NB-T20037.13-2024应用于核电厂的一级概率安全评价 第 13 部分：PSA 应用的过程和质量要求.docx

《NB-T20037.13-2024应用于核电厂的一级概率安全评价 第 13 部分：PSA 应用的过程和质量要求.docx》由会员分享，可在线阅读，更多相关《NB-T20037.13-2024应用于核电厂的一级概率安全评价 第 13 部分：PSA 应用的过程和质量要求.docx（18页珍藏版）》请在优知文库上搜索。

1、ICS27.120.20F69NB中华人民共和国能源行业标准NB/T2(M)37.132024应用于核电厂的一级概率安全评价第13部分：PSA应用的过程和质量要求1.xvc1.1probabi1.isticSafetyAssessmentforNuc1.earPowerP1.antApp1.icationsPart13:PrOCeSSandqua1.ityrequirementsofPSAapp1.ications2024-11-242024二05二24发布国家能源局发布目次前HII1三12规范性引用文件I3术语和定义I3-1术语和定义13.2符号和缩略语14 PSA应用分类24.1 概述24

2、.2 支持核电厂设计的PSA应用24.3 支持安全基准文件变更的PSA应用24.4 支持核电厂风险指引型安全管理的PSA应用25 PSA应用的过程35.1 目的35.2 应用案例的识别和技术要求的确定（A阶段）35.3 对PSA的必要范围、风险后和模型的评价（B阶段）55.4 应用过程的SR范用与详细程度的确定（C阶段）55.5 PSA模型与标准的比较（D阶段）65.6 获得风险结论（E阶段）76 PSA应用的质质要求106.1 支持核电厂设计的风唆指引型应用IO6.2 支持安全基准文件变更的PSA应用IO6.3 支持核电厂风除指引型安全管理的PSA应用I1.附录A（资料性）应用对PSA技术要

3、素影响的识别13参考文献15本文件按照GB,T1.1-2020标准化工作导则第1部分：标准化文件的结构和起草规则的燃定起草.本文件主要参考ASME，ANSRA-Sb-2OI3,NBT20037.1和NNSAQ1.47.并结合国内外核电厂概率安全评价的同行评估和应用实践经脸完成编制工作.本文件是NB,T20037应用于核电厂的一级概率安全评价的第13部分,NB,T20037分为以下13个部分：一一第1部分：总体要求：一-第2部分：低功率和停堆工况内部小件;第3部分：功率运行内部水淹：一一第4部分：功率运行内部火灾：笫5部分：功率运行地震；一笫6部分：功率运行其他外部事件的筛选和保守分析:第7部分

4、：功率运行强风：一一笫8部分：功率运行外部水淹：一一第9部分：功率运行其他外部灾害：一一第10部分：功率运行抗震裕度评价:第11部分：功率运行内部事件:.第12部分：低功率和警堆工况外部事件：第13部分：PSA应用的过程和城量要求.谙注意本文件的某线内容UJ能涉及专利.本文件的发布机构不承担识别专利的负什“本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出.本文件由中国中电发展中心归口.本文件起草单位：苏州热工研究院有限公司、生态环境部核与辎射安全中心、中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院有限公司、中广核工程有限公司、华龙国际核电技术有限公司。本文件主要起草人：杨志超、郭建兵、黄志超、邓伟、仇永萍

5、、黄飞、卢放、裴亮、说曼、杨健、许以全、张冰、陈石应用于核电厂的一级概率安全评价第13部分：PSA应用的过程和质要求1 本文件规定了核电厂概率安全评价（PSA）应用的过程和相关的PSA质要求，保证曾对不I可设计方案的核电机但的PSA应用标准化，使其PSA质量满足要求.木文件适用于压水堆核电JPSA应用，其他堆型的核电厂可冬照执行，2 H重性引用文件F列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款.其中,注目期的引用文件，仅该口期对应的版本适用于本文件；不注口期的引用文件，其G卦版本（包括所有的修改单）适用于本文件.NB.T200371应用于核电厂的一级概率安全评价第I部分：总体要

6、求3米语和定义A.术语和定义下列术语和定义玷用于本文件，3 .A.1基Jft风*base1.inerisk考虑r设的因试脸、维修等原因导致的不可用度，计算得到的年平均风险数值.核电厂常用的基准风险指标是堆芯投伤频率（CDg和早期大匏放射性鞋放顺率（1.ERF）.单位为:堆年。3.AJ配置configuration核电厂名安全系统、设的及其必要的支柱系统所处的状态.3.A3风Itinstantaneousrisk在特定的核电厂配置怙况卜计W得到的风冷水平数值,伴随核电厂配置随时间的变化，实时风险也是变化的，核电厂常用的麻时风险指标是CDF和1.ER匕B.符号和!雷下列缗珞语适用于本文件.CDF（

7、CoreDamageFrequency）:地芯损伤颈率CRM:V期大fit放射性糅放概率增量1.ERF(1.argeEariyRe1.easeFreqUenCy):早期大M放射性择放病率MSPhMitigatingMR(MaintenancePSA(Probabi1.isticSDPCSignificanceSystemsPCrfnrmanCCIndCX）:缓解系统性能指标Ru1.e）:维修规则SafetyAssessment）:概率安全分析/概率安全评价DecerminaiionProcess）:核电厂安全下顶点要度确定程序SRfSuppwtingRequirement)支持性要求SSC(S

8、trc1.urc,System,Component):KJ筑物、系统和设:备4PSA即B分类A.0目前我国PSAJ电用可以分为三大类：a）支持核电厂设计的PSA应用：b）支持安全基准文件变更的PSA应用：0支持核电厂风险指引型安全管理的PSA应用.B.支畦电厂It计的PSAIfi用根据核安全导则4核动力厂一破概率安全分析3,PSA可以支持如下工作：（1）确认符合核动力厂的安全目标，包括现定的风险准则：（2）支持核动力厂状态划分：（3）支持对核动力厂设计中所考虑的妞设计基准事故的重要事件序列的选取：（4）支持事故源项的选取和确定：（5）支持核动力厂纵深防御层次的设置：（6）支持核动力厂技术规格书

9、的制定：（7）支持某些具体安全要求的建立或调整；（8）支持安全重要物项的分级；（9）支持核动力厂总体设计方案的论证、优化和确定。除此之外.在核电厂设计阶段.PSA还可以支持如下工作：a）支持总体设计方案的确定、优化和变更：b）支持设计可靠性保障大纲的制定：c）支持核电厂应急相关设计：d）支持灾害防护设计.C支持安全国Nt件变更的PSA应用支持安全基准文件变更的PSA应用主要有：a）技术规格书优化,包括后撤时间延长、后撤状态变更、修改混做试验的要求、放松状态转换的限制、试紧策略、试验周期优化等：b）风险指引型设备分级，即璃于风险指引型方法从安全级、安全Hi要性两个维慢时设备进行分级，并优化相关的

10、安全要求：C）风险指引型在役检查,包括焊缝数家、检查位置、检查冏期优化，D.支饰电厂风险指引型安全优置的PSA应用这类应用包括但不限于：a）配置风险笆埋（CRM）;b）维修规则（MR）;C）里要度确定程序（SDP）;d）缓解系统性能指标（MSP1.J：e）机组定期风隆评价：O工程改造评价：鼾不符合项评价.5PS3用的过程A.目的木章说明为了疏支支持某项特定的风险指4也应用所要求的PSA质i而需进行的活动。根抠NBjT20037.应用过程有5个阶段,图I给出了各阶段的规定活动和逻辑顺序：a）A阶段：对于该项应用,确定受影响的PSA.并识别该项应用所甯涉及的事件、该项应用相应的PSA范国和支持该项

11、应用所需的风险“匕通过分析应用与PSA模型中对变更特别政感的各部分之间的因果关系，确定为支持应用所必需的PSA的技术要求：bB阶段：对PSA进行检唐,以确定大范围和详细程度对该项应用而K是否足够.如果发现该PSA在一个或多个方面还有不足,则其可能衡要升级或需要由其他分析加以补充（E阶段）：OC阶段：迸行评估以确定对fPSA.NB“20037各部分中相应的SR是否足以支持该项应用,如果不足以支持该项应用，则可用E阶段所述的补充要求来用补SR;d）D阶段：按A阶段中所确定的支持该项应用所需的技术要求，将PSA与NR，T20037各部分中相应的SR进行比较.确定该PSA是否具有足够的质贵,是否需要升

12、级以满足相应的SR.或.是否需瞿开概E阶段所述的补充分析：e）E阶段：将PSA用J支持该项应用，如有必要，对该PSA淄加补充分折，B.应用案例的识别和技术央求的定（A除酚5.B.1应用案例的识别5.B1.1对要作评价的应用案例进行评估（见图I中的枢1.5.8.1.2 识别受应用影响的SSC和电厂活动,包括应用案例与PSA模里之间的因果关系（见图I中的框2）.如果受应用影响的SSC和电厂活动涉及内部灾害或外部灾咨的PSA评价.期应完整施楮理应用影响的技术使泰，时J内部灾害或外都灾由PSA特有的技术要素，可根据本标在相应部分的方法或技术要求识别应用对模型的影响：对广与内部事件PSA通用的技术要素，

13、可参考以下识别过程来确定相关技术耍素对模型的影响。5.8.1.3 在识别过程中.附确保受应用影察的SSC和电厂活动清单的完整性.在识别该满粒中好一项在PSA中的模化情况时，如果已模化,在希果中应阐明模化到列殴还是设备级,或者模化到HFE,或者模化到设备可靠性器数中.对于未在PSA中模化的SSC和电厂活动，除非满足以下条件,否羯应记录下来，并作为PSA升级的内容之一。a）被PSA中的其他SSC或电厂活动所包括：b）可映射到PSA模型中的某SSC;C）对PSA定量结果影响很小,比如变化悯度不超过1%;d）与PSA中已在HFE评估的0号指示有关.5.8.1.4 *m电用与PSAHK!之间的关系，可通

14、过识别应用对PSA技术要素的影响光确定.明家A以内部事件PSA技术要索为例.解述儒要从喉些方面来识别应用对技术要索的影响.5.8.1.5 识别为N价应用所需考虑的灾害出、PSA范明和PSA风险收（见图I中的框3）.通常来说,评价应J1.1.所需的PSA风险量包拈CDF和1.ERF.以及它们的衍生风心照（比如条件堆芯损伤概率地M、条件早期大放射性杼放概率增R等）。虽然对风除影响的坪价瑞雯涉及电厂各种运行模式和各种始发巾件（比如内部事件、内都灾害、外部灾害笄），但并不要求一个PSA对所有这些运行工况和蛤发事件进行处理“在许多PSAw用中，对一些PSA模型存略的运行工况和始发事件作定性处理即可.比如，某项应J1.1.4涉及SsC的抗表分析，则定性的地震风险评估就可以满足盛川的要求,示例1：北健动安仝壳冷却系统（PCS）设计了两集PCS水箱IiIn许线每条管线卜设置分常关气动闺和卡常开电动陶.为考虑多样性,梃出设计变更.拟增加第:条PcS水箱出”管线.在该管线上设通台常关电动周和台常开电动网.为评价所提;I1.设计变更的影响.能要识别心四受变更影响的SSCPCS新增的第:条I1.U1.管线与原先的出口.许线和“冗余，：.条管线中的任一条开启就可满足PcS带出热负荷的需求-所提出的设计会更增加了祭出U旨缕以实现系统功能.从而降低电厂风险.这女史是通过号虑对系