ICS 27.120.99 F 65 备案号：59619—2017 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20442.9-—2017 核电厂定期安全审查指南 第9部分：确定论安全分析 Guideline of safety review for nuclear power plants- Part 9: Deterministic safety analysis 2017-04- 01 发布 2017-10-01实施 发布 国家能源局 NB/T20442.9—2017 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9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、陈光毅、高景辉、袁明豪、薛峰、李永兵、郑国纲、祁军、郑 利民。 II NB/T 20442.92017 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 经验反馈以及科学技术的发展。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，营运单位应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/T20442.92017 核电厂定期安全审查指南第9部分：确定论安全分析 1范围 本部分规定了确定论安全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确定论安全分析要素的审查。本部分规定的内容以压水堆核电 厂为例，其他类型核电厂可参照使用。 2术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 2. 1 事故工况 accidentcondition 比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和超设计基准事故（如严重事故）。 2. 2 预计运行事件 Fanticipated operational occurrence 在核电厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各种运行过程；由于在设计中已采取相应 措施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。 2. 3 设计基准事故designbasisaccident 核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，并且该事故中燃料的损坏和 放射性物质的释放保持在管理限值以内。 2. 4 超设计基准事故beyonddesignbasisaccident 严重性超过设计基准事故的那些事故。 2. 5 严重事故severeaccident 造成堆芯明显损坏的超设计基准事故。 2. 6 严重事故管理 severeaccidentmanagement 在严重事故发展过程中所采取的一系列行动：（1)减轻严重事故的后果；(2)实现长期稳定的安全状 态。 2.7 严重事故管理导则 Jsevere accidentmanagement guidelines 用于严重事故管理的一套指导性文件。 2.8 假设始发事件 postulated initiating event 设计期间确定的可能导致预计运行事件或事故工况的事件。 NB/T20442.9—2017 3总则 3.1审查目的 确定论安全分析要素的审查目的是在考虑实际的核电厂设计，构筑物、系统和部件的实际状态及在 本次定期安全审查所覆盖的周期末的预计状态，现行的安全法规、导则、标准和实践的基础上，确定现 有的确定论安全分析的完整和有效程度。另外，该审查还应识别纵深防御方面的任何薄弱环节。 3.2审查要点 确定论安全分析要素的审查要点包括： 现有确定论安全分析采用的假设、准则、方法和计算机程序及其与现行法规、导则、标准和实 a) 践的比较； b)3 现有确定论安全分析中所作假设与电厂实际状态的一致性； 运行限值和条件及允许的核电厂运行状态： ) d）现有确定论安全分析的假设始发事件的完整性； e) 纵深防御在核电厂的应用情况； f) 事故工况下的辐照剂量和放射性物质释放限值。 4审查范围和内容 根据核电厂确定论安全分析所涉及的事故的类别，可把确定论安全分析要素的审查分为两个部分： 事故分析审查、严重事故管理审查。 事故分析审查的目的是确定核电厂现有的预计运行事件和设计基准事故（包括部分超设计基准事 故）分析的有效程度。 严重事故管理审查的目的是确定核电厂现有的严重事故分析和严重事故管理导则（SAMG）的有效 程度。 针对上述目的，确定论安全分析审查的审查内容确定如下： a）事故分析及相关的规程； b）严重事故管理： 1）严重事故相关论证分析资料审查； 2）严重事故管理导则（SAMG）审查。 在审查期间，可根据电厂潜在的薄弱环节和问题，设置若干针对性的审查专题，开展深入的审查和 评估。 5审查输入 5.1基准文件 基准文件包括定期安全审查大纲确定的确定论安全分析要素相关的法规、导则、标准、技术文件等。 5.2核电厂文件和记录 核电厂文件和记录宜包括（不限于）： a） 核电厂最终安全分析报告（FSAR）； b) 核电厂应急运行规程（EOP）； 2 NB/T20442.9—2017 ) 核电厂严重事故管理导则； 核电厂技术规格书： d) 严重事故相关论证分析资料； f 核电厂应急计划。 5.3经验反馈 经验反馈宜包括： 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。 5.4其他安全要素的审查反馈 确定论安全分析要素与设计、实际状态、设备合格鉴定、老化、概率论安全分析、安全性能、程序、 人因、应急计划等要素存在接口。其他安全要素的审查反馈是其审查中发现的与确定论安全分析有关的 偏差项。 6审查方法 6.1事故分析 在评价FSAR中的事故分析的有效程度时，需要考虑的原则及具体审查步骤如下： 现有的事故分析是否反映核电厂的实际情况（包括核电厂实际的设计、运行模式、燃料管 a) 理模式、核电厂技术规格书、运行规程、应急运行规程及构筑物、系统和部件的实际状态 及在本次定期安全审查所覆盖的周期末它们的预计状态）。具体步骤： 1) 对于每个事故分析，需要确定所涉及的核电厂构筑物、系统和部件，以及相关的电厂运行 文件（如核电厂技术规格书、运行规程、应急运行规程）； 根据其他要素（核电厂设计；构筑物、系统和部件的实际状态；设备合格鉴定及相关的综 2） 合专题）的输入，判断核电厂构筑物、系统和部件的实际状态在相关的事故分析完成之后 是否发生改变，从而确定核电厂构筑物、系统和部件的实际状态是否与当前的事故分析中 的相关假设保持一致； 3) 确定核电厂运行文件（如核电厂技术规格书、运行规程、应急运行规程等）在相关的事故 分析完成之后是否发生改变，进而确定这些核电厂运行文件是否与当前事故分析的相关假 设保持一致。 b）现有的事故分析是否满足相关的核安全法规、导则、标准及国家核安全监管部门的审评要求。 具体步骤： 1）对于每个事故分析，需要调研相关的核安全法规、导则、标准及国家核安全监管部门的审 评要求；这些要求一般是针对事故分析的始发事件选取、分析准则、分析方法、计算机程 序和验收准则； 进行新旧法规、导则、标准的比对，确定相关要求在现有的事故分析完成之后是否发生改 2) 变或者是否出现了新的要求； 3）对现有的事故分析进行审查，确定现有的事故分析与相关要求的符合程度。 c）参考同类核电厂的事故分析所用准则、方法和计算机程序，以及国际上事故分析方面的良好实 践和研究成果，找出现有的事故分析的偏差。具体步骤： 3 NB/T20442.9—2017 1）对于每个事故，收集其他同类核