NB/T 20037.1-2017RK 应用于核电厂的一级概率安全评价 第1部分：总体要求

ICS27.120.20
F65
备案号： NB
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20037.1-2017RK
应用于核电厂的一级概率安全评价
第1部分：总体要求
Level 1 Probabilistic safety assessment for nuclear power plant applications-Part 1:General requirements

2017-04-01发布 2017-10-01实施
国家能源局 发布
国家核安全局 认可

1范围
本部分规定了一级概率安全评价(PA)的总体要求，以保证针对压水堆核电厂开发满足质量要求的PSA模型。
本部分适用于压水堆核电厂设计、建造和运行阶段的一一级PSA。其他堆型的核电厂可参照执行。
2术语和定义及缩略语
2.1术语和定义
下列术语和定义适用于本文件
2.1.1
事故序列accident sequence
导致不希望后果状态（如堆芯损伤）的事件序列
2.1.2
事故序列分析accident sequence analysis
确定可能导致不希望后果状态（如堆芯损伤）的始发事件、安全功能及系统失效和成功的组合的过程。
2.1.3
能动部件active component
依靠触发、机械运动或动力源等外部输入而行使功能的部件

2.1.4
随机不确定性aleatory/random uncertainty
一种随机现象中固有的不确定性，该不确定性通过用概率模型模拟现象来反映。原则上，无法通过积累更多数据或附加信息来减小不确定性。
2.1.5
功率运行at power
具有以下特征的电厂运行状态：反应堆处于临界且产生功率，关键安全系统的自动触发没有闭锁，而且重要的支持系统处于正常的运行配置状态。
2.1.6
基本事件basic event
在故障树模型中，由于达到了合适的分解限度而不需要进一步展开的事件。

2.1.7
包络分析bounding analysis
采用假设使评估结果等同或超过所有可能结果中最严重结果的分析。
2.1.8
共因失效（共因故障）common cause failure
由于某一共同原因而使两个或更多的部件在短时间内失效（故障）。
2.1.9
同时热短路concurrent hot short
两个或多个热短路在发生时间上是重迭的（如在前一个热短路自行缓解或由运行人员缓解前，第二个热短路已经发生)。
2.1.10
组态configuration
电厂各种设备可用性状态的一种组合。
2.1.11
堆芯损伤core damage
堆芯裸露和升温到预计会造成包括堆芯相当大的一部分区域长期氧化和严重的燃料损伤。
2.1.12
堆芯损伤频率core damage frequency
单位时间内预计的堆芯损伤事件的次数。

2.1.13
损坏准则damage criteria
灾害对周围环境造成影响，判定导致目标物或目标物集合失效的条件。
2.1.14
相关性dependency
某一物项实现其功能所依赖的外部要求，并且与相关事件有联系，这些相关事件由其他事件或偶发事件所确定，或受它们影响，或与它们有相互关系。
2.1.15
终态end state
事件序列结束时的一组状态，它表征了事件序列对电厂或环境的影响。大多数一级PSA中，典型的终态包括成功状态（即对电厂的影响可忽略的状态）和堆芯损伤状态。
2.1.16
认知不确定性epistemic uncertainty

对现象认知不足的不确定性，从而影响现象的模化。认知不确定性反映在参数值的变动、实际模型的变化、模型详细程度、多种专家解释，以及统计学置信度。原则上，认知不确定性能够通过积累附加信息来减小。认知不确定性亦称为“建模不确定性”。
2.1.17
设备鉴定equipment qualification
为证明设备在鉴定试验或试验与分析的条件下能够运行，形成数据和文件并维护。
2.1.18
事件序列event sequence
始发事件发生后，一系列事件（如系统、功能和操纵员响应）的成功或失败，并最终成功缓解或者导致不希望后果（如堆芯损伤）的事件情景。一个事件序列有一个明确的终态。
2.1.19
事件树event tree
一种逻辑图，该逻辑图以某一始发事件或状态开始，通过一系列描述预期系统或操纵员行为的成功或失败的分支表示事故的进程，并最终达到成功或失败的终态
2.1.20
专家判断expert judgment
由某一技术领域中的技术专家，根据经验判断或根据对推理（这种推理包括理论的、模型的或试验的评估)的合理解释所提供的信息
2.1.21
外露的钢结构exposed structural steel
没有用非能动的防火屏障（如延缓火灾的外层）保护的钢结构单元。

3.1标准框架
NB/T20037建立了适用于所有电厂运行模式（包括功率运行、低功率和停堆工况）的内部和外部事件的一级PSA要求。NB/T20037适用于支持风险指引型决策的PSA,这些决策与设计、执照申请、采购、建造、运行和维修相关。
NB/T20037给出了以下事件的要求：
a)内部事件
b)内部水淹
c)内部火灾
d)地震
e)强风
f)外部水淹
g)其他外部灾害
NB/T20037还规定了其他外部事件的筛选和保守分析的要求，以及PSA应用的过程和质量要求。这些要求分别对应NB/T20037.2~NB/T20037.13NB/T20037.11给出了电厂响应一系列完整的始发事件的基本认识，为模化其他各种事件对电厂的影响提供基础。虽然NB/T20037.11只与内部事件有关：然而，其许多要求也是进行其他事件PSA的基本要求，因此NB/T20037.11适用于NB/T20037范围内的所有事件，即NB/T20037.2NB/T20037.9NB/T20037.12中的电厂响应相关要求可参考NB/T20037.11。
3.2PSA技术要求的组成结构
3.2.1PSA要素

PSA的技术要求由各个PSA技术要素组成。PSA要索定义了NB/T20037各部分的分析范围。功率运行内部事件PSA要素主要包括始发事件分析(IE)、事件序列分析(ES)、成功准则(SC)、
系统分析(SY)、人员可靠性分析(HR)、数据分析(DA)、相关性分析(DF)和模型整合与定量化(MQ)。
功率运行内部水淹PSA要素主要包括内部水淹电厂分区(IFPP)、内部水淹源的确定(IFSO)、内部水淹情景的建立(IFSN)、内部水淹导致的始发事件分析(IFEV)和内部水淹事件序列和定量化(IFQU)。
功率运行内部火火PSA素主要包括电厂区域划分(PP)、设备选择(BS)、电缆选择和定位(CS)、定性筛选(QLS)、火灾PSA电厂响应模型(PRM)、火灾情景选择和分析(FSS)、点火频率(IGN)、定量筛选(QNS)、电路失效(CF)、人员可靠性分析(HRA)、火灾风险定量化(FQ)和不确定性和敏感性分析(UNC)
功率运行地震PSA要素主要包括地震危险性分析(SHA)、地震次生灾害分析(SSH)、地震易损度评估(SFR)、地震电厂响应分析(SPR)。
功率运行强风PSA要素主要包括强风危险性分析(WHA)、强风易损度评估(WFR)和强风电厂响应模型(WPR)·
功率运行外部水淹PSA要素主要包括外部水淹危险性分析(XFHA)、外部水淹易损度评估(XFFR)和外部水淹电厂响应模型和量化(XFPR)
功率运行其他外部灾害PSA要素主要包括外部灾害危险性分析(XHA)、外部灾害易损度评估(XFR)和外部灾害电厂响应模型(XPR)·
对于低功率和停堆工况，PSA要素除了包括上述功率运行PSA要素外，主要还包括电厂运行状态(POS)。
4PSA的应用过程
4.1目的
本章说明为了确定支持某项特定的风险指引型应用所要求的PSA质量而需进行的活动。
图1给出了应用过程的流程图。虽然要求开展规定的活动，但可改变其实施顺序，如图1中虚线框所示，这一过程有五个阶段：
a)A阶段：按照受变更影响的SSC及活动来定义某项应用。对于该项应用，确定受电厂变更影响的PSA的各部分，并识别该项应用所需涉及的事件、该项应用相应的PSA范围和支持该项应用所需的风险量。通过对应用与PSA模型中对变更特别敏感的各部分之间因果关系的了解，确定为支持应用所必需的PSA各部分的技术要求。
b)B阶段：对PSA进行检查，以确定其范围和详细程度对该项应用而言是否足够。如果发现该PSA在一个或多个方面还有不足，则其可能需要升级，或需要由其他分析加以补充(E阶段)。
c)C阶段：进行评估以确定对于PSA各个部分，NB/T20037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增补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的各个部分与NB/T20037各部分中相应的SR进行比较。确定该PSA是否具有足够的质量，是否需要升级以满足相应的SR,或者是否需要开展E阶段所述的补充分析。
e)E阶段：将PSA用于支持该项应用，如有必要，对该PSA增加补充分析。
图1中的活动范围确定了如何评估PSA在应用中的作用。为满足所需的技术要求，进行补充分析来替代PSA升级，判定补充分析质量的准则超出了NB/T20037各部分的范围。因此，满足NB/T20037各部分意味着在该项应用中所用到的PSA的各个部分都满足一组与规定的技术要求相应的HLR和SR。应根据具体案例来确定在该项应用中如何使用PSA。

投稿会员：芳华