ICS 点击此处添加中国标准文献分类号 中 华 人 民 共 和 国 能 源 行 业 标 准 NB/T 20445.3—XXXX 应用于核电厂的二级概率安全评价 第 3 部分:低功率和停堆工况内部事件 Level 2 probabilistic safety assessment for nuclear power plant applications — Part 3：Internal events at low power and shutdown 点击此处添加与国际标准一致性程度的标识 （报批稿） - XX - XX发布 XXXX - XX - XX实施 发 布 NB/T 20445.3 —XXXX I 目 次 前言 ................................................................................ II 1 范围 .............................................................................. 1 2 规范性引用文件 .................................................................... 1 3 术语和定义 ........................................................................ 1 4 技术要求 .......................................................................... 1 4.1 总则 .......................................................................... 1 4.2 一级和二级 PSA 接口分析 ........................................................ 2 4.3 安全壳性能分析 ................................................................ 6 4.4 严重事故进程分析 ............................................................. 10 4.5 安全壳事件树分析 ............................................................. 14 4.6 源项分析 ..................................................................... 22 4.7 结果评价 ..................................................................... 24 4.8 二级和三级 PSA 接口分析 ....................................................... 26 5 同行评估 ......................................................................... 27 参考文献 ............................................................................ 28 NB/T 20445.3 —XXXX II 前 言 NB/T 20445《应用于核电厂的二级概率安全评价》分为以下4个部分: ——第1部分：总体要求； ——第2部分：功率运行内部事件； ——第3部分：低功率和停堆工况内部事件 ——第4部分：外部事件 本部分为NB/T 20445的第3部分。 本部分按照GB/T 1.1—2020给出的规则起草。 本部分由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本部分由核工业标准化研究所归口。 本部分起草单位: 中国核电工程有限公司、中广核工程有限公司、华龙国际核电技术有限公司、上 海核工程研究设计院有限公司、苏州热工研究院有限公司。 本部分主要起草人：卢文魁、喻新利、赵博、孙金龙、魏玮、王高鹏、朱文韬、李文静、刘宇、何 建东、郭丁情、刘卫东、羊本林 NB/T 20445.3 —XXXX 1 应用于核电厂的二级概率安全评价 第 3部分:低功率和停堆工 况内部事件 1 范围 本文件规定了低功率和停堆工况内部事件二级概率安全评价（PSA）的技术要求，以保证针对压水 堆核电厂开发满足质量要求的低功率和停堆工况内部事件二级PSA模型。 本文件适用于压水堆核电厂设计、建造和运行阶段的低功率和停堆工况内部事件二级PSA。其他堆 型的核电厂可参照执行。 2 规范性引用文件 下列文件对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。凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。 NB/T 20037.1 应用于核电厂的一级概率安全评价 第1部分：总体要求 NB/T 20037.2 应用于核电厂的一级概率安全评价 第2部分：低功率和停堆工况内部事件 NB/T 20037.11 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 NB/T 20445.1 应用于核电厂的二级概率安全评价 第1部分：总体要求 NB/T 20445.2 应用于核电厂的二级概率安全评价 第2部分：功率运行内部事件 3 术语和定义 NB/T 20445.1界定的术语和定义适用于本文件。 4 技术要求 4.1 总则 低功率和停堆工况内部事件二级PSA分析应满足NB/T 20445.1中的相关规定。本文件中各技术要求 可分别应用于各电厂运行状态（POS）下的一级PSA结果。 第3章包含了对于二级PSA的以下七个技术要素的具体要求： a）一级和二级PSA接口分析（L1） b）安全壳性能分析（CP） c）严重事故进程分析（SA） d）安全壳事件树分析（CT） e）源项分析（ST） f）结果评价（ER） g）二级和三级PSA接口分析（L3） NB/T 20445.3 —XXXX 2 仅当需要将二级PSA的分析结果作为三级PSA分析输入时，才需对技术要素“二级和三级PSA接口分 析（L3）”提出要求。若仅以确定放射性核素向环境的释放为目的，则可对其不作要求。 4.2 一级和二级 PSA接口分析 4.2.1 目的 一级和二级PSA接口分析的目的是在一级PSA和二级PSA之间有效传递信息。 一级和二级PSA接口分析的典型方式是将一级PSA事故序列（或者单个割集）进行归并，得到电厂损 伤状态（PDS）或者等同的形式，以减少二级PSA分析序列的个数，并保留二级PSA分析所需的初始和边 界条件。 4.2.2 要求 见表1至表4。 表1 一级和二级PSA接口分析的高层次要求 高层次要求编码 要求 HLR-L1-A 应规定一种有效的接口，用来确保一级 PSA 中的信息能够根据二级 PSA 的需要得到合理的考虑和补充。 HLR-L1-B 应采取一种分析方法，能够将二级 PSA 分析所需要的所有必要信息 （如一级 PSA 事故序列及其频率）从一级 PSA传递至二级 PSA。 HLR-L1-C 对一级和二级 PSA 接口分析及其归并过程应按与适用的支持性要求 相一致的方式编制成文档。 NB/T 20445.3 —XXXX 3 表2 高层次要求HLR-L1-A的支持性要求 高层次要求编码 要求 HLR-L1-A 应规定一种有效的接口，用来确保一级 PSA 中的信息能够根据二级 PSA 的需要得到合理的考虑和补充。 支持性要求编码 要求 SR-L1-A1 识别堆芯损伤时能够影响严重事故进程、安全壳性能和放射性释放 并且对于向二级 PSA有效传递信息必要的物理特征a。例如： a）RCS 状态（如 RCS 压力，RCS开口状态等）； b）应急堆芯冷却系统状态； c）安全壳隔离系统状态； d）安全壳热量导出系统状态； e）安全壳完整性（如开口、完好、旁路、失效）； f）蒸汽发生器二次侧水位和压力、传热管完整性； g）安全壳热力学状态（如安全壳压力）； h）用于缓解事故的设备的可用性与可达性b； i）支持系统状态（如供电、冷却、HVAC）； j）始发事件后堆芯损伤的时间； k）其他非安全系统的状态； l）一回路、安全壳及临近构筑物（如考虑）的设计和物理状态； m）堆内燃料的初始状态c； n）停堆后的时间。 SR-L1-A2 识别能够导致 SR-L1-A1中的物理特征的一级 PSA 事故序列特征。 例 如： a）始发事件类型及后续事故序列特征，例如： 1）瞬态（通常指丧失余热排出系统），可能导致 RCS高压； 2）LOCA，通常导致较低RCS 压力； 3）界面 LOCA和 SGTR，导致安全壳旁路； 4）蒸汽发生器二次侧安全阀卡开，导致二次侧卸压； 5）反应性控制失效，导致能量产生与