ICS 27.120.20 F 65 备案号：32949-2011 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T 20037.1—2011 应用于核电厂的概率安全评价 第1部分：功率运行内部事件-级PSA Probabilistic safety assessmentfornuclearpowerplant applications- Part1:Level1PSAforinternaleventsat-power 2011-10-01实施 2011-07- 01 发布 发布 国家能源局 NB/T20037.1—2011 目 次 前言 III 范围、 2术语和定义及缩略语 2.1术语和定义 2.2缩略语 3PSA的应用过程. 3.1目的... 3.2识别应用案例和能力要求（A阶段） 3.3对PSA的必要范围、结果和模型的评价（B阶段） 3.4应用过程的SR范围与详细程度的确定（C阶段） 3.5PSA模型与本部分的比较（D阶段） 3.6补充分析/补充要求的采用（E阶段） 10 4技术要求， 10 总则.. 10 4. 1 4.2始发事件分析（IE） 11 4.3事件序列分析（ES） 17 4.4成功准则（SC) 20 23 4.5 系统分析（SY） 人员可靠性分析（HR） 30 4.6 数据分析（DA） 36 4. 7 相关性分析（DF） 42 4.8 模型整合与定量化（MQ） 45 4.9 5PSA状态控制. 49 5. 1 49 目的 49 5. 2 PSA状态控制程序 监查PSA输入并采集新信息 50 5.3 PSA的维护和升级. 50 5.4 5.5待处理的变更 50 5.6先前的PSA应用.. 50 计算机程序的使用. 50 5.7 50 5.8 文档 6同行评审 51 51 6.1概述 6.2同行评审组的组成和人员资质 51 6.3PSA要素的评审. 52 I NB/T 20037.1-2011 6.4 专家判断， 54 6.5 PSA状态控制 6.6 文档编制 .54 参考文献. II NB/T 20037.1—2011 前言 NB/T20037《应用于核电厂的概率安全评价》分为以下五个部分： 第1部分：功率运行内部事件一级PSA； 一第2部分：低功率和停堆工况内部事件一级PSA； 一第3部分：水淹； -第4部分：火灾； 一第5部分：地震。 本部分为NB/T20037的第1部分。 本部分按照GB/T1.1—2009给出的规则起草。 本部分主要参考ASMERA-S——2002、ASMERA-Sa-—2003、ASMERA-Sb—2005，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：中科华核电技术研究院、上海核工程研究设计院、核工业标准化研究所。 本部分主要起草人：郭建兵、张琴芳、高丽艳、张宁、仇永萍、卢银娟、许以全。 III NB/T20037:1—2011 应用于核电厂的概率安全评价 第1部分：功率运行内部事件一级PSA 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，如内部水淹、内部火 灾等。其他堆型的核电厂也可参照执行。 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 Jaccident sequence 导致不希望后果状态的事件序列。 2.1.2 事故序列分析accidentsequenceanalysis 确定可能导致堆芯损坏的始发事件、安全功能以及系统失效和成功的组合的过程。 2.1. 3 功率运行atpower 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. 4 基本事件basicevent 在故障树模型中，由于已经达到了合适的分解限度而不需要进一步展开的事件。 2.1. 5 共因失效（共因故障） commoncausefailure 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. 6 组态configuration 电厂各种设备可用性状态的一种组合。 2.1.7 堆芯损坏（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坏。 2.1.8 堆芯损坏频率 coredamagefrequency 1 NB/T20037.1—2011 单位时间内预计的堆芯损坏事件的次数。 2. 1. 9 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。 2.1.10 终态endstate 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）和堆芯损坏状态。 2. 1.11 事件序列eventsequence 始发事件发生后，一系列的系统、功能和操纵员响应事件的成功或失败，并最终成功缓解或者导致 不希望后果（如：堆芯损坏）的事件情景。一个事件序列有一个明确的终态。 2.1.12 事件树eventtree 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 功或失败的分支说明事故的进程，并最终达到成功或失败的终态。 2.1.13 专家判断expertjudgment 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。 2.1.14 失效模式（故障模式）f failure mode 设备不能实现某一具体功能的表现（即观察者可以据此判断故障（失效）已经发生）。一般表现 为妨碍某一设备、某一部件或某一系统的成功运行（如不能启动、不能运行、泄漏）。 2.1.15 失效（故障）概率failureprobability 构筑物、系统和部件不能投运或不能在规定的任务时间内持续运行的可能性。 2.1.16 失效（故障）率failurerate 单位时间内，预期某物项发生一种给定模式失效（故障）的次数。虽然失效率与工作次数、可能 出现的环境条件等有关，但失效率通常是时间的函数。 2.1.17 故障树faulttree 一种演绎逻辑图，描述特定的不希望事件（项事件）是如何由其他不希望事件的逻辑组合所引发 的。 2.1.18 前沿系统front-linesystem PSA模型中用于直接实现任一种事故缓解功能（如堆芯或安全壳冷却、冷却剂补偿、反应性控制 或反应堆压力容器压力控制等）的安全级或非安全级系统。 2.1.19 人员失误（人员差错） human error 2 NB/T20037.1--2011 超出某一可接受限制的任何人员动作，包括需要实施却没有实施的行为（动作），但不包括恶意 的行为。 2. 1. 20 人员失误事件humanfailureevent 由于人员不动作或不适当地动作而引起的一个部件、系统或功能的失效或不可用的基本事件。 2.1.21 人员可靠性分析humanreliabilityanalysis 用于识别潜在的人员失误事件，并应用数据、模型或专家判断来系统地评估这些事件的概率的一 种结构化方法。 2. 1. 22 始发事件initiatingevent 任何干扰电厂稳定运行状态从而引发异常事件（诸如瞬态或LOCA）的电厂内部或外部事件。始发 事件要求电厂缓解系统及人员作出响应，一旦响应失败则可能导致不希望的后果，如堆芯损坏。 2.1.23 界面系统失水事故interfacingsystemLOCA（ISLOCA） 在与冷却剂系统相连的系统上发生破口、且发生破口的系统和冷却剂系统之间的隔离失效时所产 生的失水事故。ISLOCA的通常特征是低压系统在经受一回路压力时发生超压，且可能导致安全壳被 旁路。 2.1. 24 内部事件internalevent 一类源于核电厂内部的始发事件。当它与安全系统的失效和（或）操纵员失误相结合时，会影响 电厂系统的可运行性，而且可能导致堆芯损坏。按照惯例，丧失厂外电作为内部事件，而内部水淹和 内部火灾则认为是外部事件。 2.1.25 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，为建模上的便利所作的一种近似的假设，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（例如总的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。 2.1. 26 关键安全功能keysafetyfunction 为防止堆芯损坏所应维持的最小的一组安全功能。这些功能包括反应性控制、反应堆压力控制、 反应堆冷却剂装量控制、衰变热排出和安全壳完整性。 2. 1. 27 主逻辑图masterlogicdiagram 为指导始发事件及其相关序列的识别和分组而建立的概括性的故障树，目的是保证始发事件的完 整性。 2. 1. 28 任务时间missiontime 一个系