NB-T20637-2023核电厂基于概率安全评价的抗震裕度评价方法.docx

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1、ICS27.120.20MB中华人民共和国能源行业标准NB/T206372023核电厂基于概率安全评价的抗震裕度评价方法Methodo1.ogyforperformingPSA-basedseismicmarginassessmentfornuc1.earpowerp1.ant2023-11-2K2023-05-26发布国家能源局发布目次前者II2规范性引用文件I3术语和定义及缩略语I3-1术语和定义13.2缩略语I4基于概率安全评价的抗震裕度评价方法I4.1 方法概述I42任务1:4能触24.3 任务2:SE1.的识别和筛选34.4 任务3:核电厂巡访74.5 任务4:SME楼层反应谱分析H

2、4.6 任务5:继电器微颤分析134.7 任务6:SSC抗震能力评价1548任务7:SMA模型294.9 任务8:核电厂的抗震能力分析和抗震裕度评价324.10 任务9:PSAbascdSMAt1.档33鲜文献34本文件按照GB.，T1.I-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3给出的爆则起草.请注意本文件的某些内容可能涉及专利.本文件的发布机构不承担识别这些专利的贡任.本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出。本文件由中国核电发展中心归口.本文件起草单位：华龙国际核电技术彳j限公司，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，苏州热工研究院有

3、限公司，中国核动力研究设计院.本文件主要起率人：卢放、李灵芝、唳章程、林揆佛、物建峰、蔡逢春、王冬梅、弓振邦、陈石、徐益益、杨春菊、张晓明、黄黄、羊本林、回林、郑洪加、余晓菲,张毅雄。核电厂基于概率安全评价的抗震裕度评价方法1范B1.本文件规定了核电厂基于概率安全评价的抗震裕度评价方法的基本要求，提供了基于概率安全评价的抗震裕度评价的分析过程和方法等.本文件适用于压水堆核电厂基于概率安全评价的抗能裕度评价。其他堆里的核电厂可参照执行.2JK范性引用文件下列文件时于本文件的应用是必不可少的，凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文件，凡是不注I期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）

4、适用于本文件。NB.T237.1应用于核电厂的一级概率安全评价第1部分；总体要求NBT237.2应用于核电厂的概率安全评价第2部分；低功率和停堆工况内部步件级PSANB/T20037.5应用于核电厂的一级概率安全评价第5部分：地震NB,T2OO37.1O应用于核电厂的级概率安全评价第K）部分：功率运行抗雀裕度评价NB.T2OO37.i1.应用于核电厂的一级概率安全评价第11部分：功率运行内部事件3术语和定义及3.1 术语和定义规范性引用文件界定的术语和定义适用于本文件.3.2 m下列缩略语适用于本文件.CDN1:保守的确定论失效裕度法HC1.PF:高明信度低失效概率PSAbawdSMA:姑于概

5、率安全评价的抗庵裕度评价SE1.:地蒸设备清单SMA:抗点裕度评价SME:抗徙裕度地震SSC:构筑物、系统和设备PGA:蜂假地面加速哎4圻集率安全评价的抗震格度坪侨方法核电厂抗蔻裕度评价(SMA)的目的是确定核电厂是否能够承受超过安全停堆地建的影响,并据此估计核电厂的实际抗震能力和抗能精度,识别核电厂的抗震薄筠环节。本文件开发的PSA-basedSMA方法可满足NB,T20037.10的相关要求。PSA-hasCdSMA包括9项任务,分别为抗戢裕度地鹿(SME)选取、惚建设备满电(SE1.)识别和筛选.核电J.巡访、SME楼层反应谙分析、维电器栽Jtt分析、SSC抗设能力评价、SMA模格建立、

6、核电厂的抗表能力分析和抗熊希度评价、及PSAbasedSMAfitS等内容.本文件从目标、任务接口及步骤等三个方面阐述PSAbaSa1.SMA的9项任务，分别为：a)目标部分对该任务的主要目的进行解释：b任务接口部分介绍该任务可从其他任务送取的输入信息和支持该任务所许的电厂信息及该任务可向其他任务提供的输出信息：C)步骤部分逐步介绍完成该任务所需执行的具体步骤，3.3 任务1:9E选JR421目S本任务的目标是.倚定一个合理的地展动.此地鹿动大于安全悴堆地微(SSE).从而通过后续任务评价核电厂在该地熊动下的响应：在该地锭动下，核电厂可以达到安全笆定状态，且置信度较高。若要注意，SME的提出并

7、不是定义一个新的设计地熊，而只是用于核电厂的抗；It裕度评价。如若JR终隔定的核电厂HC1.PF(ft低于SME.弁不能直接说明核电厂的抗靛能力不足,而应做进一步的评价.4.2.2任务接口422.1入其他任务项非本任务的必需输入.本任务可利用以下信息来支件SME的确定：一一核电厂设计堪准地震信息.2.2.2出本任务的场出为SME.4.2.2.3支持本任务电厂伯息4.2.3步4.2.11步M：SMB加速度根据SMA的目的不同.SME峥值地向的速度(PGA)可以到过给出一个加速度值.或根据核电厂的SSE乘以一个可信的系数求确定.SMEPGA应足够高，确保SE1.中部分SSC的I1.C1.PF俵低F

8、SME,从而识别出限制核电厂HC1.PF假的SSC并确定核电厂HC1.PFfiv应合理的选取SME.以避免下述情况：却过SME确定的只是核电厂HCUT值的下限,且无法双别出限制核电/HC1.PFffi的SSC:SME过高,只忏少数的SSC被筛除.需要对剩余的大量SSC做进步的分析.2.3.2步2:9E反应审SME反应谐通常建议以自由场地表的四个正交水平方向和竖直方向的地面运动反应谐的形式体现，也可以通过多如天然或人工时作求体现。确定SME反应谐的推荐方法为（包含但不限力：a）先确定3MEPGA（以水平方向PGA的形式给出），再将8祗不超越概率的反应谓标定到PGA.宜使用特定厂址的放大因子Ib）

9、以致危险谱的形式确定SME反应谙.先确定SMEpGA和致危险诺，并将我整合在起后用于SMA分析。如果在SMA工作前已确定了一致危险肃.则推存此方法：）以特定地羲设段范围和笈中曲的形式确定地羲危险性，利用培设时程得刎特定地膜条件的SME反应海；d）与核电厂、监管机构等单位共同协商确定一个标准的（苓厂址特定的）SME反应诺，如,RJSME标定的NUREGCR-O098中值诜.需要注您的是,在应用上述任何种方法确定SME反应谱时.SME的意义都是具孑/84%的不超越概率.42.3.3步3：SMESME的最终衣现形式是个光滑的宽频率范用的反应谱形状.对两个正交的水平方向谙通常只确定一个反应谱形状,经直

10、方向的反应谱可通过对水平方向的反院港进行比例化流决得.根据步界I倚定的SME好位地面加速度,去标定步界2倚定的SME反的i昔.即为核电厂的SME.4.2.3.4步，4:文件制应将木任务所执行的步骤及其具体分析内容以文件的形式记录下来，以便后续工作的井梃,4.3任务2CEiewuMiwm1.1.1 标本任务的目标是：a）识别所忏可能导致地段始发事件的SSC.以及用于烦解地设始发事件的SSC并形成初步SE1.;b）时初步SE1.进行Wi选，识别抗俄健力足物高，健物承受SME的SSC,并通过核电厂巡访,将发现的可能存在潜在空间相互作用的、或存在抗微薄弱环节的已筛抻SSC加入SE1.从而形成最终需开展

11、HC1.PF值评价的SE1.SE1.是开展SSC抗羲使力分析和系统分析工作的基础,其完备性决定新SMA模型中对地磨失效的影响是否能的全面模化，井最终影响若核电厂的抗震裕度评价结果.SE1.的暗选,是将抗震能力足够高.能够承受SME的设台低除.从而减少后绘HC1.PF计灯的I：作量.降低S超分析的成本并提高工作效率.1.1.2 任务接口43.2.1 入任务1、3、4为本任务的必需输入.本任务可利用以下信息来支持地震设分清单的跑走：一一内陆事件一级PSA模型和报告：一一安全相关系统设计手册：一一电气和仪控逻辑图和接线图：一一厂房平面布况图；一一核电厂巡访信息，本任务的输出为SE1.，43.2.2

12、943.2.3 1步1:SE1.提出SE1.的提出是以内部事件一级PSA模型为站础，找出模型中所有基本事件关联的设备，这包括始发事件、人员动作等.然后，收据形成的设备满照,识别与其相关的、对地震晌应重要的SSc包括不在内部事件级PSA模型中，但他趣失效会影响SMA中模化的安全功能的SSC如水箱、管道、机柜、电缆桥架、HAVC导管等。根据内部事件一级PSA模型形成SE1.时.需考虑如卜事项：-模型中不代表构筑物或设备（始发事件和始发事件后人员动作除外）的基本事件不需考虑：一模型的多个基本事件可能仅关联单个设备,如应急柴油发电机自动失效、运行失效等。另外，还需通过核电厂巡访，增加易受地优影响I1.

13、损坏后会影响SMA中模化的安全功能的SSC如HAVC支持设备、继电器、电皴和电缆桥架、低抗震能力的隔墙、蓄电池、日用油等。S包中应包含的设备类如下：容器类,如水箱、储油提.热交换器等：电动泵、汽动泵、汽轮机、压缩机、柴油机、消音涔、冷凝器等：阀门类,如安全阀、电动阳.气动阀、止回阀、手动阀等：过沙器、孔扳等：管道等性感器、变送器等：机柜、配电盘箱柜、母台、就地箱、插座箱，隔岗模块箱，切换开关箱等；光电涔、逆变器、变压器等：电缆支架、仪表支架等：蓄电池等。SE1.中应包含的构筑物类如下:剪力墙、楼板、地基、砌体墙、控制室天花板、安全壳等，形成的SE1.通常是以表格的形式I来记录。在提出的SE1.

14、中应包含SSC的如下信息：SSC的编码，SsC的名称描述及功能，所属系统,所在厂房、房间及标高SSC的状态（的用和需求状态、失去支持系统的状态）,SSC的抗震能力等信息.433.2步2:SE1.JtiKSE1.的筛选主要包括两个田要的因隶：也据核电厂某些设备类在过去地震中的性能、其通用的强度或易损度数据、在以往SMA或地震PSA的计算结果，可以证明该类设备抗笈强度足够高，可以筛除.由经照丰篇的专家组成团队进行核电厂巡访，对特定核电厂设备进行实地巡杳，井结合必要的判断,从而将抗震俄力商的设备撇除。此要素主要通过核电厂巡访来完成，敏据这两个因素的内容，可按下面四个步骤顺序完成筋选任务，当这四个步骤

15、依次均满足后，则可认为此SSC抗徭能力是然高,可从SE1.中筛选掉.对于未被筛选掉的SSC则进行详细的抗震加力评估，即HC1.PFtfI计算.这四个步骤如下：a）将SSC的抗震链力与抗笈需求进行比较.即根据核电J.某些SSC在过去地震中的性能、其通用的强度或易损度数据、在以往SMA城地蔻PSA的计算结果，可以证明侬SC能够承受一定强度的地赧因此山地设经验数据中的地面运动反应谙可以保守的估计出代表SSC抗联能力的地面运动反应谱下限.将SME的地面运动反应谱（即抗Jg蔚求）与保守估计的地面运动反应诣下限（即抗震能力）进行比较，如果抗震需求低于抗熊能力，则可依据筛选准则证明设在具有足够高的抗霆能力,可进入下一步骤的筛选.b）注意事项分析.根据以往的地震经验,可以总结抗震能力薄物的SSC存在的各类设计或安装问时,提出不同类SSC的注意小J.针对这些注意事项对SSC进行逐项检查，如果不存在类似的问题，则进入下一步骤的筛选。C）锚固情况评估。对SSC的锚固情况进行实