ICS 27.120. 99 F 65 备案号：59624—2017 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T:20442.14—2017 核电厂定期安全审查指南 第14部分：灾害分析 Guideline of periodic safety review for nuclear power plant Part 14: Hazard analysis 2017-10-01实施 2017-04-01发布 发布 国家能源局 NB/T 20442.142017 目次 前言 II 引言 III 范围 总则 审查范围和内容 3 审查输入 4 审查方法 审查记录和报告 附录A（资料性附录） 灾害分析要素审查流程图（图A.1） NB/T20442.142017 前言 NB/T20442《核电厂定期安全审查指南》分为15个部分： 第1部分：通用要求 第2部分：安全性能； 第3部分：程序； -第4部分：辐射环境影响； 第5部分：概率安全分析； 第6部分：构筑物、系统和部件的实际状态； -第7部分：经验反馈； 第8部分：老化； 第9部分：确定论安全分析； 第10部分：人因； 第11部分：设备合格鉴定； 第12部分：设计； 第13部分：应急计划； 第14部分：灾害分析； 第15部分：组织机构和行政管理。 本部分为NB/T20442的第14部分。 本部分按照GB/T1.1—2009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：大亚湾核电运营管理有限责任公司、苏州热工研究院有限公司、中核核电运行管 理有限公司、上海核工程研究设计院。 本部分主要起草人：张士朋、李琪、彭超、梅晓好、贺群武、陈芳、王伟、罗霆、张建、谭晓惠、 张刚平、曾春、颜珍。 II NB/T,20442.142017 引言 核电厂运行的安全审查有常规安全审查和专项安全审查，它们是安全验证的主要手段。常规安全审 查包括对核电厂硬件和程序的修改、安全重要事件、运行经验、核电厂运行管理、人员资格等的审查。 专项安全审查是在核电厂发生安全上的重大事件之后进行的审查。一般来说，常规安全审查和专项安全 审查不是综合性的，不一定总是考虑安全标准和运行实践的改进、核电厂老化和修改的积累效应、运行 经验反馈及科学技术的发展。为了全面掌握核电厂的实际安全情况，确定应该进行的合理可行的修改， 使核电厂保持高的安全性，定期安全审查是一种有效的方法。 定期安全审查以规定的时间间隔对运行核电厂的安全性进行系统性的再评价，以应对老化、修改、 运行经验、技术更新和厂址方面的积累效应，目的是确保核电厂在整个使用寿期内具有高的安全水平。 定期安全审查是对常规安全审查和专项安全审查的补充。 我国核安全监管部门在HAF103一2004中第10章规定了“在核动力厂整个运行寿期内考虑到运行 经验和从所有相关来源得到的新的重要安全信息，营运单位必须根据管理要求对核动力厂进行系统的安 全重新评价”，并且规定这种评价“必须采用定期安全审查的方式”。2006年，我国核安全监管部门发布 了HAD103/11：按照HAD103/11的要求，运行核电厂应开展14个要素的定期安全审查工作。HAF103 和HAD103/11虽提出了核电厂定期安全审查工作的总体要求、目的、管理流程和审查要点，但并未对 如何具体开展各个要素的审查工作给出具体规定。为此，需要在HAF103和HAD103/11已有规定的基 础上，制定系列标准NB/T20442，用以指导定期安全审查工作的具体实施。 III NB/T 20442.142017 核电厂定期安全审查指南第14部分：灾害分析 1范围 NB/T20442的本部分规定了灾害分析要素定期安全审查的目的、范围、内容、方法及过程。 本部分适用于核电厂定期安全审查中灾害分析要素的审查。本部分规定的内容以压水堆核电厂为 例，其他堆型核电厂可参照使用。 2总则 2.1审查目的 灾害分析要素的审查目的是要确定核电厂抵御内部和外部灾害的充分性。审查过程中应考虑核电厂 的设计，厂址的实际特征，构筑物、系统和部件的实际状态及其在本次定期安全审查所覆盖的周期末它 们的预计状态，现行的分析方法、安全标准和经验。 2.2审查要点 灾害分析要素主要包括内部灾害和外部灾害两个方面，其审查要点包括： a)F 内部灾害： 火灾； 水淹； 管道甩击； 飞射物； 蒸汽释放； 喷淋； 内部毒气； 内部爆炸。 a) 外部灾害： -厂址特征变化； 洪水，包括海啸； 台风； 极端气温； 地震； 飞机坠毁； 外部毒气； 外部爆炸。 3审查范围和内容 NB/T20442.142017 核电厂灾害分析是一个综合分析过程，应根据HAD103/11的原则和要求，针对审查范围内的内外 部灾害清单，逐项审查核电厂抵御内外部灾害的设计和构筑物、系统和部件的实际状态，并审查灾害分 析相关的法规标准等的变更，核电厂相关系统设备的检查与维修、改造与替代，在此基础上对核电厂抵 御内外部灾害的充分性进行综合评价。 4审查输入 4.1 基准文件 基准文件包括定期安全审查大纲确定的核电厂灾害分析相关的法规、导则、标准、技术文件等。 4.2核电厂文件和记录 核电厂文件和记录包括（不限于）： a) 相关构筑物、系统和部件的系统设计手册； b) 相关构筑物、系统和部件的设备运行维修手册； 最终安全分析报告（FSAR）及其支持性材料； c) d) 外部环境改变可能影响核电厂设计基准的文件和记录； (a 电厂历次审查报告和成果； f) 记录（大修总结报告和相关维修记录、定期试验记录、事件记录、改造与替代记录、安全重要 构筑物、系统和部件改造文件包、老化专项评估报告、不符合项记录、环境工况监测记录、电 厂内部事件报告等）； 设备技术规格书和制造完工报告。 4.3经验反馈 经验反馈包括： a) 核电厂外部经验反馈； b) 国内、外核电厂的定期安全审查成果。 4.4其他安全要素的审查反馈 灾害分析要素与设计、实际状态、设备合格鉴定、确定论安全分析、概率论安全分析、安全性能、 程序、人因、应急计划、辐射环境影响等要素存在接口。其他安全要素的审查反馈是其审查中发现的与 灾害分析有关的偏差项。 5审查方法 5.1概述 灾害分析中应在考虑核电厂的当前设计，构筑物、系统和部件的实际状态及厂址特征的基础上，建 立起可能影响核电厂安全的内部和外部灾害的清单，并针对清单内容逐项审查。 针对每一项灾害，灾害分析审查的内容可以分为三个部分：设计差异性审查、改进项实施情况审查、 抵御能力充分性审查。 5.2设计差异性审查 2 NB/T 20442.142017 设计差异性审查是通过对比审查和参考内外部经验反馈，确定核电厂抵御灾害的设计与现行安全要 求与最新安全实践的差距。 针对外部灾害中的核电厂厂址特性，审查厂址特征数据更新的情况，主要包括人口、工业、交 通、地震、气象、水文等； 将核电厂原始设计中抵御内外部灾害相关项与现行或最新安全标准中针对抵御内外部灾害的 要求进行对比，并参考其他同类型核电厂的经验反馈，找出设计差异项； 分析确定差异项对核电厂抵御内外部灾害的影响，确定差异项对核电厂的适应性。 5.3改进项实施情况审查 改进项实施情况审查是审查核电厂过去十年与灾害分析相关的改造和替代活动，并确定其对核电厂 抵御灾害能力的影响。 审查核电厂内外部灾害相关系统与设备的改造和替代活动记录，确定针对核电厂抵御内外部 灾害薄弱环节提出的改进项及改进项实施情况； -进行必要的现场符合性检查。 5.4抵御能力充分性审查 抵御能力充分性审查是通过核电厂过去十年与灾害分析相关的维修、实验、检测记录审查，和必要 的现场检查，确定核电厂抵御内外部灾害相关构筑物、系统和部件当前的实际状态与设计要求的符合性， 以确定核电厂抵御内外部灾害能力的充分性。 根据核电厂构筑物、系统和部件的工程评价和经验反馈，以及上述设计差异性审查和改进项实 施情况审查的结果，筛选出内外部灾害风险较大、对安全影响较大的构筑物、系统和部件，以 开展进一步审查； 查阅相关系统、设备、设施的设计资料，管理程序，定期试验、维修和检查结果等，必要时开 展相应的现场检查，确定审查区域内抵御内外部灾害的相关系统、设施、设备等的实际状态； 结合设计要素、实际状态要素等要素的审查结果，评估核电厂的构筑物、系统和部件抵御内外 部灾害能力的充分性。 5.5审查流程 灾害分析要素的审查流程参见附录A。 6审查记录和报告 在灾害分析要素审查过程中，对于支撑审查结论的必要依据，应形成书面的记录。审查结果应形成 相应的书面报告。审查报告应以事实依据、分析计算结果及相应的审查记录为基础。报告和记录应按照 规定的内容和格式要求进行编制，并确保内容的真实性。