1 ICS 27.120.20 F 65 中 华 人 民 共 和 国 能 源 行 业 标 准 NB/T 20644—2023 核电厂始发事件分析导则 Guide of Initiating Event Analysis for Nuclear Power Plants 2023-05-26发布 2023-11-26实施 国家能源局 发 布 NB/T 20644 —2023 I 目 次 前言 ................................................................................ II 1 范围 ............................................................................... 1 2 规范性引用文件 ..................................................................... 1 3 术语和定义及缩略语 ................................................................. 1 4 技术要求 ........................................................................... 1 附录 A 始发事件参考清单示例 .......................................................... 11 附录 B 始发事件分组示例 .............................................................. 12 附录 C 始发事件频率计算示例 .......................................................... 13 参考文献 ............................................................................ 14 NB/T 20644 —2023 II 前 言 本文件按照GB/T 1.1-2020《标准化工作导则 第1部分：标准化文件的结构和起草规则》的规定起 草。 请注意本文件的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别这些专利的责任。 本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本文件由中国核电发展中心归口。 本文件起草单位：上海核工程研究设计院股份有限公司、中国核电工程有限公司、中国核动力研究 设计院、中广核工程有限公司、苏州热工研究院有限公司、华龙国际核电技术有限公司。 本文件主要起草人：杨亚军，詹文辉，胡跃华，许以全，仇永萍，马原，王志文，刘雷雷，卢放, 冯楚然。 NB/T 20644 —2023 1 核电厂始发事件分析导则 1 范围 本文件规定了压水堆核电厂概率安全评价（PSA）的始发事件（IE）分析的技术要求，包括始发事 件识别、分组及频率定量化。分析对象是功率运行、低功率和停堆工况下可能导致反应堆堆芯损伤的内 部始发事件。其它放射性释放风险源（如乏燃料水池）的始发事件分析也可参考本导则的方法执行。 本文件适用于压水堆核电厂设计、建造和运行阶段PSA中的始发事件分析，其它堆型核电厂可参照 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 20037.1-2017RK 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 20037.11-2018RK 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 NB/T 20037.2-2021 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 3 术语和定义及缩略语 3.1 术语和定义 NB/T 20037.1-2017RK界定的术语和定义适用于本文件。 3.2 缩略语 NB/T 20037.1-2017RK界定的缩略语适用于本文件。 4 技术要求 4.1 总则 4.1.1 始发事件分析的目标是识别并定量化可能导致堆芯损伤的事件，主要包括下列内容： 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。 4.1.2 始发事件分析流程主要包括分析准备、始发事件识别、始发事件分组、始发事件频率定量化和 文档编制。 4.1.3 始发事件分析与 PSA其它要素密切相关，应根据需求开展迭代和修正。它与内部事件一级 PSA 其它要素的接口关系概述如下： a) 电厂运行状态，根据功率运行、低功率和停堆工况各个电厂运行状态（POS）特征进行始发事NB/T 20644 —2023 2 件识别、分组和频率定量化； b) 事件序列分析，始发事件（组）是该要素分析的起始点； c) 成功准则，可基于成功准则等方面的相似性进行始发事件分组； d) 系统分析，能识别由于某些系统和部件的失效直接引起的始发事件， 或耦合其它故障而引发的 始发事件，并通过故障树分析得到某些始发事件的发生频率； e) 人员可靠性分析，能识别由于人员失误引起的始发事件； f) 数据分析，能提供部件和设备的可靠性参数以计算某些始发事件的发生频率，始发事件频率及 其不确定性通过数据分析确定（如贝叶斯更新） ； g) 相关性分析， 识别共因导致的始发事件及事件发生后安全功能的同时降级 （如丧失支持系统） ； h) 模型整合与定量化，始发事件频率及其不确定性是定量计算的重要参数。 4.2 分析准备 4.2.1 为开展始发事件分析，首先应进行相关资料的准备工作，收集并熟悉（但不限于）以下几个方 面资料： ——电厂的系统说明书和流程图， 以熟悉电厂在功率运行、 低功率和停堆工况下相关系统和设备所 处的状态，不同始发事件下系统的可用情况以及系统状态变化的条件； ——电厂的安全分析报告，以了解各始发事件可能要求触发的系统和事件进程； ——事故运行规程，以了解各始发事件后的电厂响应和操纵员干预要求； ——现有的已知始发事件清单； ——类似电厂 PSA 分析中考虑的始发事件； ——电厂或类似电厂的运行经验，包括停堆事件和运行事件报告； ——必要的成功准则分析，以确认某些事件的进程和缓解系统的成功准则是否类似， 或是确定相应 的包络工况； ——其它相关资料，包括电厂技术规格书和相关管理要求，重要系统的正常运行规程、实验和维修 规程等。 4.2.2 为进行特定电厂的 PSA 分析，始发事件分析人员要研究并熟悉以上相关文件，更好地理解核电 厂始发事件， 以及它的起因、 事件进程和终止状态。 在分析过程中应注意收集以上文件的最新有效版本。 此外，根据分析范围可能需要更具体的信息，可与设计人员或电厂人员进行交流。 4.3 始发事件识别 4.3.1 始发事件识别方法 4.3.1.1 在NB/T 20037.11-2018RK中始发事件分析的第一个高层次要求即应合理完整地识别始发事件。 应使用结构化、系统化的过程来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。 4.3.1.2 通常采用以下几种方法进行始发事件识别： a) 系统工程评估——分析由系统失效或误运行可能引起的始发事件； b) 参考始发事件清单——将现有已知的始发事件清单 （包括安全分析报告中确定论分析考虑的事 故）作为参考清单，评价对于分析电厂的适用性； c) 运行经验反馈——对分析电厂和类似电厂的运行经验进行分析以识别始发事件； d) 逻辑演绎分析——采用主逻辑图方法对始发事件进行演绎分析，找出潜在的始发事件。 NB/T 20644 —2023 3 4.3.1.3 应综合采用不同方法，使得识别的始发事件清单尽可能合理完整。在新设计电厂的始发事件 识别过程中应关注其独特设计可能产生的特定始发事件。 4.3.1.4 在 NB/T 20037.2-2021 中，针对低功率和停堆工况应结合各个 POS特征，评估功率运行工况 下始发事件清单的适用性，并且针对每个 POS，通过分析运行规程和实践识别系统故障或人员失误引起 的始发事件。 4.3.2 始发事件识别过程 4.3.2.1 系统工程评估 4.3.2.1.1 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。运用结构化的方法逐一评价单个系统或列故障引起始发事件的可能性，包括继发失效引起 始发事件。对于共因引起的设备故障或系统的预防性和纠正性维修引起的设备不可用，则应包括由多重 故障引起的始发事件。 4.3.2.1.2 应考虑特定电厂的设计和运行特征，特别是采用新的或独特设计的核电厂。例如，对于 AP1000 堆型核电厂，应考虑自动卸压系统误动作等引起的始发事件。 4.3.2.2 参考始发事件清单 4.3.2.2.1 实际分析过程中通常将现有的已知始发事件清单作为始发事件分析的起始点，它可以是现 有标准和导则中的