ICS 21.120.20 F 65 备案号：359742012 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T 20037.2—2012 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事件一级 PSA Probabilistic safety assessment for nuclear power plant applications- Part 2: Level 1 PSA for internal events at-low power and shutdown 2012-01-06发布 2012-04-06实施 发布 国家能源局 NB/T20037.2—2012 目 次 前言 II 1范围， 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. 3 4PSA应用过程. 4.1目的. 4.2识别应用案例和能力要求， 4.3对PSA的必要范围、结果和模型的评价 4.4应用过程的SR范围与详细程度的确定. 4.5对LPSDPSA模型的要求 4.6补充分析和（或）补充要求的采用.. 5 4.7应用于某次特定停役的LPSDPSA. 5 5技术要求 6 5.1总则 6 5.2电厂运行状态（POS） 6 5.3始发事件分析（IE） 10 5.4事件序列分析（ES） 15 5.5成功准则（SC) 19 5.6系统分析（SY） 22 5.7人员可靠性分析（HR） 29 5.8数据分析（DA） 36 5.9相关性分析（DF） 42 5.10模型整合和策化（MQ） 45 6PSA状态控制. 49 7同行评审 50 7.1概述 50 7.2同行评审组的组成 50 7.3PSA要素的评审， 50 7.4专家判断.. 50 7.5PSA状态控制. 50 7.6文件编制 50 参考文献， 51 1 NB/T 20037.2-—2012 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； 第2部分：低功率和停堆工况内部事件一级PSA； 第3部分：水淹； -第4部分：火灾； 第5部分：地震； 本部分为NB/T20037第2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ANSI/ASN50.22draft#8c《低功率好停堆概率安全评价方法标准》（Low-Powerand ShutdownPRA Methodology Standard）和ASMERA-S-2002、ASME RA-Sa-2003、ASME RA-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。 本部分主要起草人：刘萍萍、仇永萍、郭建兵、杨志超、何建东、张宁、詹文辉、都海英。 II NB/T20037.2—2012 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事件一级PSA 1范围 本部分规定了低功率和停堆工况内部事件一级概率安全评价（PSA）的相关要求，以保证针对不同 设计方案的核电机组开发满足相应质量要求的标准化PSA模型。 本部分适用于设计阶段、在建阶段及运行阶段轻水压水堆核电厂低功率和停堆工况内部事件（但不 包括内部灾害，如内部水淹、内部火灾等）一级PSA。其他堆型的核电厂可参照执行。 本部分所涉及的放射性源项仅考虑来自于堆芯燃料的放射性。 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 3术语和定义及缩略语 3.1术语和定义 NB/T20037.1-2011界定的以及下列术语和定义适用于本文件。 3. 1. 1 衰变热排出decayheatremoval 低功率和停堆PSA的关键安全功能之一，反应堆停堆情况下，通过余热排出系统将堆芯产生的衰变 热带出，以维持反应堆冷却剂系统的温度和压力、以及乏燃料水池温度低于特定限值。 注：执行该功能的系统随电厂运行状态的不同而不同，例如，在低功率电厂状态下，衰变热可由主蒸汽（或释放阀） 和给水排出，而在冷停堆状态下，衰变热山余热排出系统排出。 3. 1. 2 中平面水位（半管）运行midloop 一个（或一组）电厂运行状态，在这些状态下，反应堆压力容器水位低于热段顶部。 注：该状态的出现主要支持一回路系统维修，例如蒸气发生器管检查，或者作为换料停堆的一个阶段。 3. 1. 3 始发事件initiatingevent 挑战关键安全功能或导致关键安全功能丧失的事件。 注：低功率工况始发事件基本包括与功率工况相同的始发事件类型，也包括反应堆紧急停堆。停堆工况典型的始发 事件包括丧失衰变热排出和丧失水装量：即干扰停堆工况正常或计划运行状态的任何事件，包括维修导致的事 件。特定始发事件定义及发生频率与电厂运行状态有关。 NB/T 20037.2—2012 3. 1. 4 低功率lowpower 个（或一组）电厂运行状态，在这些状态下，反应堆功率低于满功率工况下的功率，此时，功率 水平可随着反应堆停堆或启动而变化。满功率与低功率的功率水平的区别是低于该水平要求电厂的主要 进程降低或提高功率水平（例如，手动控制给水量）。 3.1.5 低温超压lowtemperatureoverpressurization 反应堆主系统在低温且处于水实体状态期间发生可能引起系统超压的瞬态过程。 3.1. 6 运行模式operationmode 由技术规格书规定的电厂运行工况，包括热停堆、冷停堆和热备用等。 3. 1.7 运行状态年 operationstateyear 假设一个反应堆一整年持续处于一个电厂运行状态。 3.1. 8 停役outage 反应堆或核电厂根据计划停止运行，进行换料、检修、试验或改进等工作的次临界状态。停役和停 堆可相互替换。 3.1.9 停堆类型 outagetype 用于描述电厂处于次临界的原因。由于维修和换料的不同需求，从而使其导致的不同停堆类型具有 不同的低功率和停堆进程，并且产生不同的电厂运行状态。 注：例如，对于换料停堆类型，冷停堆时部分或全部燃料组件在压力容器外，然而在冷停堆下进行维修的停堆是另 外一种不同的停堆类型。通常停堆类型包括：热停堆、冷停堆（二回路未排水）、冷停堆（二回路排水）和换料。停堆 类型可进一步划分为周期换料停堆或定期维修停堆和非计划维修停堆。 3.1.10 电厂运行状态plantoperationa!state 一种标准的电厂组态，其运行参数相对恒定（建模时看作是恒定的），并且在影响风险的方式上与 其他组态有所不同，这些参数如：堆芯功率水平，一回路水位，一回路温度，一回路开口状态，安全壳 状态和衰变热排出机制等。 注：一个电厂运行状态可以是一个稳定的状态也可以代表两个稳定状态之间的过波状态。例如，满功率和由于余热 排出系统冷却的冷停堆是两个稳定态的电厂运行状态。在这个例子中，可能有一、两个过渡状态的电厂运行状 化为个温度为294.4℃电厂运行状态。系统或设备的试验或维修不可用的响可包括在电厂运行状态定义中， 或者在电厂运行状态定义外作为量化过程的一部分。 3.1.11 换料停堆refuelingshutdown 技术规格书规定的一个（或一组）电厂模式，此时，反应堆压力容器顶盖打开以使燃料组件移出。 3.1.12 停堆 shutdown 2 NB/T20037.2—2012 反应堆达到次临界深度的过程，也指反应堆达到规定次临界深度的状态。 3.2缩略语 下列缩略语适用于本文件。 DHR：衰变热排出 EOP：应急运行规程 CCI：共因始发事件 LERF：早期大量放射性释放频率 LPSD：低功率和停堆工况 LTOP：低温超压 POS：电厂运行状态 RHR：余热排出 SSC：构筑物、系统和部件 SR：支持性要求 TS：技术规格书 4PSA应用过程 4.1目的 LPSDPSA应用过程应按照NB/T20037.1一2011第3章的应用过程、步骤及要求执行。 本章总结为了确定支持某项特定的风险指引型应用所要求的PSA能力而应进行的活动。 对于一项具体应用，应评价PSA的能力，以确定恰当的支持性要求（SR），而不是对整个PSA指定一 个单一的能力等级。在应用时，所要求的PSA能力等级在不同的技术要素中可不同，在同一技术要素中， 不同的事件序列或事件序列类、POS、始发事件、基本事件及终态之间能力等级也可不同。 NB/T20037.1一2011第3章描述了将标准应用于具体问题的五步骤应用过程。LPSD工况下的应用过 程与功率工况相同，以下仅提供低功率和停堆工况下的具体案例。 4.2识别应用案例和能力要求 4.2.1J 应用案例的识别 通过下述各项内容来定义应用案例： a）对电厂设计或运行变更进行评估： b) 识别受变更影响的构筑物、系统和部件（SSC）以及电厂活动，包括电厂设计或运行的变更与 LPSDPSA模型之间的因果关系； c）识别为评价变更所需的LPSDPSA的范围和PSA的风险量。 示例：对技术规格书（TS）提出变更，重新定义对可运行的余热排出（RHR）系统的要求。这一变更延长了TS中关 于RHR系统不可运行时所采取行动的完成时间的要求。应详细地识别所涉及的在TS和（或）规程中的有关变更。 为了评