ICS 27.120.20 F 65 备案号：596742017 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T 20445.1—2017 应用于核电厂的二级概率安全评价 第1部分：总体要求 Level 2 probabilistic safety assessment for nuclear power plant applications- Part 1: General requirements 2017-04-01 发布 2017-10-01实施 发布 国家能源局 NB/T20445.1—2017 目次 前言 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.. 4二级PSA标准的框架和要求.. 4.1标准框架.. 3 4.2二级PSA技术要求的组成结构. 5二级PSA的应用过程 6二级PSA技术要求... 6.1目的 6.2过程检查 6.3专家判断的运用... 6.4二级PSA的要求... 二级PSA状态控制.. 7 目的. 7.2二级PSA状态控制程序 7.3跟踪二级PSA输入并采集新信息， 7.4二级PSA的维护和升级. 7.5待处理的变更. 7.6计算机程序的使用.. 7.7 文档 8二级PSA同行评估. 8.1 概述. 8.2 同行评估组的组成和人员资质.. 8.3 二级PSA要素的评估. 8.4专家判断. 8.5二级PSA状态控制. 8.6文档编制 参考文献 10 NB/T 20445.1—2017 前言 NB/T20445《应用于核电厂的二级概率安全评价》分为以下4个部分： 第1部分：总体要求； -第2部分：功率运行内部事件； -第3部分：低功率和停堆工况内部事件 第4部分：外部事件 本部分为NB/T20445的第1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：中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院、苏州热工研究院有限公司、中 广核工程有限公司。 本部分主要起草人：赵博、卢文魁、朱文韬、杨健、孙金龙、喻新利、魏玮、王高鹏、许以全、郭 丁情、彭鹏祎 II NB/T20445.1—2017 应用于核电厂的二级概率安全评价第1部分：总体要求 1范围 本部分规定了二级概率安全评价（PSA）的总体要求。 本部分适用于压水堆核电厂设计、建造和运行阶段的二级PSA。其他堆型的核电厂可参照执行。 2规范性引用文件 下列文件对于本部分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部 分。凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本部分。 NB/T20037.1 应用于核电厂的一级概率安全评价第1部分：总体要求 3术语和定义及缩略语 3.1术语和定义 NB/T20037.1界定的以及下列术语和定义适用于本文件。 3.1.1 桥树bridgetree 种将一级PSA事故序列进行扩展以考虑安全壳等系统状态的事件树（或等效逻辑结构）。桥树常 用于连接一级PSA事件树和二级PSA安全壳事件树。 3.1.2 安全壳承载能力分析containmentcapacityanalysis 确定内部或外部载荷对安全壳结构完整性影响的分析。 3.1.3 安全壳旁路 containmentbypass 放射性物质未经安全壳阻隔直接向环境释放的一种途径。 3.1.4 安全壳事件树containmenteventtree 一种以一级PSA终态或者桥树终态（如一级PSA事故序列或者电厂损伤状态）为起点，通过一系列 分支的发展并最终以释放类为终点的逻辑图。这些分支一般：反映预期的系统或操纵员动作的成功或失 败；描述堆芯熔化的时序及物理进程；描述安全壳的响应；反映影响裂变产物向环境释放的过程。 3.1.5 安全壳失效containmentfailure 有可能导致大量放射性物质向环境释放的安全壳压力边界完整性的丧失。 3.1.6 安全壳失效模式containmentfailuremode NB/T20445.1—2017 放射性物质从安全壳内向外释放路径的形成方式，包括由于安全壳承受超过其承载能力的载荷所导 致的安全壳结构性失效及由于入员失误事件、隔离失效或者旁路失效（如ISLOCA、SGTR事故）等所导致 安全壳非结构性失效。 3.1.7 大量放射性释放largerelease 需要场外防护行动，但是这些行动受到时间长度和使用区域的限制，从而不足以保护人员和环境而 导致的放射性释放。 3.1.8 早期大量放射性释放largeearlyrelease 效执行，从而不足以保护人员和环境而导致的放射性释放。 3.1.9 大量释放频率largereleasefrequency 单位时间内预期发生大量放射性释放的次数。 3.1.10 早期大量释放频率largeearlyreleasefrequency 单位时间内预期发生早期大量放射性释放的次数。 3.1.11 电厂损伤状态plantdamagestate 具有相似事故进程和安全壳或专设安全设施状态的事故序列终态组。 3.1.12 放射性核素组radionuclidegroup 为进行源项计算而定义的作为代表性单一核素类处理的一组放射性核素。假设该代表性单一核素类 的物理和输运特性适用于组内的所有其他核素。放射性核素组通常由具有同一元素的所有核素和具有与 之相似物理和化学特性的其他元素的核素组成。 3.1.13 释放类 release category 产生相似环境释放源项的二级PSA事故序列组。这里考虑的相似性取决于分析的精确程度以及用于 涵盖所有事故谱的释放类的数量。通常考虑向环境的累积释放活度、释放开始的时间和其他源项物理特 性等方面的相似性。 3.1.14 严重事故severeaccident 严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。 3.1.15 源项sourceterm 特定位置放射性释放的特性，包括释放物质的物理和化学性质、释放量、载体的热恰（或能量）、 与能够影响从释放点开始的释放输运过程的局部障碍物的相对位置，以及这些参数随时间的变化（如释 放的持续时间）。 3.2缩略语 下列缩略语适用于本文件。 AC：交流电； CCF：共因失效； 2 NB/T20445.1—2017 CDF：堆芯损伤频率； CET：安全壳事件树： CST：冷凝水储存箱； DCH：安全壳直接加热： EOP：应急运行规程； HEP：人员失误概率（人员差错概率）； HFE：人员失误事件； HLR：高层次要求； HPME：高压熔融物喷射； HRA：人员可靠性分析； HVAC：采暖、通风和空调系统； IRWST：安全壳内置换料水箱； ISLOCA：界面系统失水事故； LERF：早期大量放射性释放频率； LOCA：丧失冷却剂事故（简称失水事故）； LOOP：丧失厂外电； LPSD：低功率和停堆； LRF：大量释放频率； LWR：轻水堆； NSSS：核蒸汽供应系统； PDS：电厂损伤状态； POS：电厂运行状态； PSA或PRA：概率安全评价(分析)/概率风险分析； PWR：压水堆； RC：释放类； RCS：反应堆冷却剂系统； RPV：反应堆压力容器； SAMG：严重事故管理导则； SGTR：蒸汽发生器传热管破裂 SR：支持性要求； SSC：构筑物、系统和部件； THERP：人员失误率预测技术。 4二级PSA标准的框架和要求 4.1标准框架 NB/T20445建立适用于所有电厂运行模式（包括功率运行、低功率和停堆工况）的内部和外部事件 的二级PSA要求。 NB/T20445包括4个部分，分别给出了二级PSA总体要求、功率运行内部事件二级PSA、低功率和 停堆工况内部事件二级PSA以及外部事件二级PSA的技术要求。 4.2二级PSA技术要求的组成结构 3