ICS27.120.20 F 65 备案号：62780-2018 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20037.11—2018RK 代替NB/T20037.1—2011 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 Level1Probabilistic safety assessmentfor nuclearpowerplant applications- Part1l:InteralEvents at-power 2018-03-22发布 2018-09-01实施 国家能源局 发布 国家核安全局认可 NB/T 20037.11—2018RK 目 次 前言 II 范围 1 2 规范性引用文件 3术语和定义及缩略语 3.1术语和定义 3.2缩略语 技术要求 4. 1 总则 4. 2 始发事件分析（IE） 4. 3 事件序列分析（ES） 4. 4 成功准则（SC） 01 4. 5 系统分析（SY） 13 4.6 人员可靠性分析（HR） 61 4. 7 数据分析（DA） 25 4.8 相关性分析（DF） 30 4. 9 模型整合与定量化（MQ） PSA状态控制 37 6 同行评估 37 6. 1 概述， 37 6.2 同行评估组的组成和人员资质 37 6.3 PSA要素的评估 37 参考文献 40 NB/T 20037.112018RK 前言 NB/T20037《应用于核电厂的一级概率安全评价》分为以下13个部分： 一第1部分：总体要求 一一第2部分：低功率和停堆工况内部事件； 一第3部分：功率运行内部水淹： -第4部分；功率运行内部火灾； 一第5部分：功率运行地震 一一第6部分：功率运行其他外部事件的筛选和保守分析要求； 一一第7部分：功率运行强风； 第8部分：功率运行外部水淹； 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要求； 一第11部分：功率运行内部事件： 一第12部分：低功率和停堆工况外部事件； 第13部分：PSA应用的过程和质量要求。 本部分为NB/T20037的第11部分。 本部分按照GB/T1.1一2009给出的规则起草。 本部分代替NB/T20037.1—2011，与NB/T20037.1—2011相比，主要技术变化如下： 第3章删除与《应用于核电厂的一级概率安全评价第1部分：总体要求》中重复的术语、定义 及缩略语； 一第4章“PSA的应用过程”不详细展开，NB/T20037.1已包括该部分的详细内容： - -第6章“PSA状态控制”不详细展开，NB/T20037.1已包括该部分的详细内容； -第7章对同行评估内容只作简述，NB/T20037第1部分已包括该部分的详细内容； 一参考ASMERA-Sa：2009等文件对部分技术要求进行了修订： 对全文进行了文字描述和格式上的修订。 本部分主要参考ASMERA-S；2002、ASMERA-Sa：2003、ASMERA-Sb2005、ASMERA-Sa：2009， 并结合IAEA有关技术文件对PSA质量的要求以及RG1.200对ASME标准的修改与补充。 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：苏州热工研究院有限公司、上海核工程研究设计院、中国核电工程有限公司。 本部分主要起草人：郭建兵、张琴芳、赵博、杨志超、黄乾、装亮、仇永萍、许以全、孙金龙。 本部分2017年10月25日，经国家核安全局审查认可。 11 NB/T 20037.11—2018RK 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 1范围 本部分规定了功率运行内部事件一级概率安全评价（PSA）的要求，保证针对不同设计方案的核电 机组的PSA的模型开发标准化，使其质量满足要求。 本部分适用于压水堆核电厂功率运行内部事件一级PSA，但不包括内部灾害，如内部水、内部火 灾等。其他堆型的核电厂可参照执行。 2规范性引用文件 2 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/T20037.1一2017RK应用于核电厂的一级概率安全评价第1部分：总体要求 3术语和定义及缩略语 3.1术语和定义 NB/T20037.1一2017RK界定的以及下列术语和定义适用于本文件。 3.1.1 关键假设keyassumption 在响应不确定性的一个关键来源时所作的假设，该假设如果换成另一个合理的替代假设时将会产 生不同的结果：或者，为建模上的使利所做的一种近似的假设，如果采用更详细的模型将会产生不同 的结果。在PSA中，术语“不同的结果”指电厂风险特征量（如总的CDF，对CDF贡献最大的始发事件 组和事故序列）的变化，以及由此而带来的见解的变化。“合理的替代”假设是指在技术团体内被广 泛接受的、所考虑的技术基础至少和受质疑的假设一样合理的假设。 3.1. 2 严重事故 severeaccident 严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。 3.2缩略语 NB/T20037.1一2017RK界定的以及下列缩略语适用于本文件。 NRC：核管理委员会（核管会）： RPV：反应堆压力容器： RWST：换料水箱。 - NB/T20037.11—2018RK 4 技术要求 4. 1 总则 4.1.1 总体要求 本章的目的是为PSA能够用于支持核电厂风险指引型决策提供技术要求。按照PSA要素，确定各要素 的主要目标，明确各要素的高层次要求及相应的支持性要求。本部分针对核电厂功率运行内部事件一级 PSA的以下要素明确技术要求： a) 始发事件分析（IE）； b) 事件序列分析（ES）： 成功准则（SC）； c) d) 系统分析（SY）； e) 人员可靠性分析（HR）； f) 数据分析（DA）； g) 相关性分析（DF） h) 模型整合与定量化（MQ）。 4. 2 始发事件分析（IE） 4. 2.1 目标 始发事件分析的目标是按下列步骤识别并定量化可能导致堆芯损伤的事件： a）识别干扰电厂正常运行，且要求成功缓解以防止堆芯损伤的事件； b）按照缓解要求对始发事件进行归并分组， 以便于有效地模化电厂的响应； c） 定量化始发事件组的频率。 4.2.2要求 见表1～表5。 表1 始发事件分析要素的高层次要求 编码 要求 HLR-IE-A 始发事件分析应合理完整地识别始发事件。 HLR-IE-B 始发事件分析应对始发事件进行归并分组，使得同一始发事件组内的事件具有相似的缓解要求 （即该组中绝大多数事件的缓解要求低丁该组极限缓解要求），以便于有效并现实地估算CDF。 HLR-IE-C 始发事件分析应估算每个始发事件或始发事件组的年发生频率 HLR-IE-D 始发事件分析应按与支持性要求相一致的方式编制成文件。 2 NB/T20037.11—2018RK 表2高层次要求HLR-IE-A的支持性要求 高层次要求编码 要求 HLR-IE-A 始发事件分析应合理完整地识别始发事件。 支持性要求编码 要求 SR-IE-A1 使用结构化、系统化的过程米识别那些干扰电厂正常运行，且要求成功缓解以防止堆芯损伤的 始发事件。在识别过程中，应考虑特定核电厂的设计运行特征。例如系统化方法可能使用主逻辑图、 热平衡故障树，或者故障模式和影响分析（FMEA）。现有的已知始发事件清单（包括运行经验反馈） 也通常作为·个起始点。 SR-IE-A2 内部事件中至少包含下列通用的始发事件类别： a) 瞬态：在瞬态这一类别中包含由设备和人员导致的扰乱电厂正常运行，但一回路系统压力 边界仍保持完整的事件。 b) LOCA：在LOCA这一类别中包含由设备和人员导致的使反应堆冷却剂系统出现破口并造成 反应堆冷却剂装景损失从而扰乱电厂正常运行的事件。采用事先定义的基本原则区分 LOCA始发事件，LOCA的实例包括： 小LOCA: 如反应堆冷却剂泵轴封LOCA，管道的小破裂； LOCA: 如管道的较大破裂； 大LOCA; 如主国路管道双端剪切断裂。 过大的LOCA（由任意组合的专设安全设施都不能缓解的LOCA）： 例如反应堆压力容器破 裂。 c) 界面系统LOCA（ISLOCA）：包括与反应堆冷却剂系统接口的系统中因系统失效或者以某 种方式运行而导致反应堆冷却剂失控流失到安全壳外的假想事件。 (P SGTR：包括原发的蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）。 e) 其他始发事件：如支持系统故障，仪表管破裂等。 SR-IE-A3 如果核电厂“已投入运行，应针对所有始发事件，审查特定电/的始发事件经验，以确保始发事 件清单考虑了核电厂已有的经验。 SR-IE-A4 审查类似电厂的通用分析以评价模型中所包含的始发事件清单是否考虑了工业经验。 SR-IE-A5 对包括支持系统在内的每个系统进行系统化的评估，以评价由于该系统故障而引发始发事件的 可能性。运用结构化的方法（如逐个系统地审查引起始发事件的可能性，或应用故障模式和影响分 析（FMEA）或其他系统化过程）评价单个系统或列故障引起始发事件的可能性并形成相应的文件。 SR-IE-A6 当执行SR-IE-A5要求的系统化评估时，如果设备的故障是由共因或系统的预防性和纠正性维修 引起的，则应包括由多重故障引起的始发事件。 SR-IE-A7 在识别始发事件的过程中，还应考虑： a) 在非功率运行工况（即低功率或停堆工况期间）下已发生，在功率运行工况下也会发生的 事件； b) 导致非计划受控停堆（包括在达到低功率工况之前的紧急停堆）的