ICS27.120.20 F 65 备案号：59628—2017 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T 20445.2—2017 应用于核电厂的二级概率安全评价 第2部分：功率运行内部事件 Level 2 probabilistic safety assessment for nuclear power plant applications- Part 2:Internal events at-power 2017- 04-01 发布 2017-10-01实施 发布 国家能源局 NB/T20445.2—2017 目 次 前言. II 范围 规范性引用文件 2 3技术要求. 3.1 总则. 3. 2 -级和二级PSA接口分析. 3.3 安全壳性能分析. .6 3.4 严重事故进程分析. 10 3.5安全壳事件树分析 14 3.6 源项分析. 22 3.7 结果评价. .24 3. 8 二级和三级PSA接口分析. .25 4同行评估. 27 4.1 概述 .27 4. 2 一级和二级PSA接口分析 .27 4.3安全壳性能分析. .27 4. 4 严重事故进程分析.. ..28 4.5 安全壳事件树分析 .28 4.6 源项分析. .28 4. 7 结果评价. .28 4. 8 二级和三级PSA接口分析 ..28 参考文献 30 NB/T 20445.2—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： 一第1部分：总体要求； 一第2部分：功率运行内部事件； - 一第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2部分。 本部分按照GB/T1.1一2009给出的规则起草。 本部分主要参考ASME/ANSRA-S-1.2:2014和NUREG-2122进行编制。 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、中广核工程有限公司、上海核工程研究设计院、苏州热 工研究院有限公司。 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、张冰、 许以全、彭鹏祎。 11 NB/T 20445.22017 应用于核电厂的二级概率安全评价第2部分：功率运行内部事件 1范围 NB/T20445的本部分规定了功率运行内部事件二级概率安全评价（PSA）的技术要求，以保证针对压 水堆核电厂开发满足质量要求的功率运行内部事件二级PSA模型。 本部分适用于压水堆核电厂设计、建造和运行阶段的功率运行内部事件二级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应用于核电厂的一级概率安全评价第1部分：总体要求 NB/T20037.11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/T20445.1 应用于核电厂的二级概率安全评价第1部分：总体要求 3技术要求 3.1总则 第3章对功率运行工况内部事件二级PSA的各技术要素给出技术要求。第3章适用于功率运行工况内 部事件二级PSA分析，其涵盖了从堆芯损伤直至放射性核素向环境释放的严重事故进程或者确认未发生 大量放射性释放。 第3章包含了对于二级PSA的以下七个技术要素的具体要求： a）一级和二级PSA接口分析（L1）； b）安全壳性能分析（CP）； c）严重事故进程分析（SA）； d）安全壳事件树分析（CT）； e）源项分析（ST）： f）结果评价（ER）： g）二级和三级PSA接口分析（L3）。 仅当需要将二级PSA的分析结果作为三级PSA分析输入时，才需对技术要素“二级和三级PSA接口分 析（L3）”提出要求。若仅以确定放射性核素向环境释放为目的，则可对其不做要求。 3.2一级和二级PSA接口分析 3.2.1目的 一级和二级PSA接口分析的目的是在-级PSA和二级PSA之间有效传递信息 - NB/T 20445.2—2017 级和二级PSA接口分析的典型方式是将一级PSA事故序列（或者单个割集）进行归并，得到电厂损 伤状态（PDS）或者等同的形式，以减少二级PSA分析序列的个数，并保留二级PSA分析所需的初始和边 界条件。 3.2.2要求 要求见表1～表4。 表1一级和二级PSA接口分析的高层次要求 高层次要求编码 要求 应规定-一种有效的接口，用来确保一级PSA中的信息能够根据二级PSA的需要得到合理的 HLR-L1-A 考虑和补充。 应采取一种能够将二级PSA分析所需要的所有必要信息（如一级PSA事故序列及其频率） H.R-L1-B 从一级PSA传递至二级PSA的分析方法。 对一级和二级PSA接口分析及其归并过程应按与适用的支持性要求相-一致的方式编制成 HLR-L1-C 文档。 2 NB/T 20445.2—2017 表2高层次要求HLR-L1-A的支持性要求 高层次要求编码 要求 应规定一种有效的接口，用来确保一级PSA中的信息能够根据二级PSA的需要得到合理的 HLRL1-A 考虑和补充。 支持性要求编码 要求 识别堆芯损伤时能够影响严重事故进程、安全壳性能和放射性释放并且对于向二级PSA有 效传递信息必要的物理特征”。例如： a）RCS状态（如RCS压力）： b）应急堆芯冷却系统状态： c）安全壳隔离系统状态： d）安全壳热量导出系统状态： e）安全壳完整性（如完好、旁路、失效）： SR-L1-A1 f）蒸汽发生器二次侧水位和压力、传热管完整性： g）安全壳热力学状态（如安全壳压力）： h）用于缓解事故的设备的可用性与可达性： i）支持系统状态（如供电、冷却、HVAC）： j）始发事件后堆芯损伤的时间（如相对于紧急停堆）： k）其他非安全系统的状态； 1）一回路、安全壳及临近构筑物（如考虑）的设计和物理状态。 识别能够导致SR-L1-A1中的物理特征的一级PSA事故序列特征。例如： a）始发事件类型及后续事故序列特征，如： 1）瞬态，可能导致RCS高压： 2）LOCA，通常导致较低RCS压力： 3）界面LOCA和SGTR，导致安全壳旁路： SR-L1-A2 4）蒸汽发生器二次侧安全阀卡开： 5）反应性控制失效，导致能量产生与导出不匹配。 b）相关性（如SR-LI-B2中所示）。 c）安全壳保护系统的状态，如喷淋、氢气点火器/复合器、排放系统。 d）厂址内其他机组以及机组之间共用系统的状态。 参考文献[4]中给出了典型事故序列特征的例子。 3 NB/T20445.2—2017 表2高层次要求HLR-L1-A的支持性要求（续） 高层次要求编码 要求 应规定-种有效的接口，用来确保一级PSA中的信息能够根据二级PSA的需要 HLR-L1-A 得到合理的考虑和补充。 支持性要求编码 要求 识别在PSA模型中考虑SR-L1-A1中的物理特征与SR-L1-A2中的事故序列特征 的位置，例如： a）在一级PSA事件树中考虑： SR-L1-A3 b）在桥树（如果使用）中考虑： c）在安全壳事件树（或等同形式）中考虑。 如果在严重事故进程、安全壳性能和释放类的分析中排除了在SR-L1-A1或 SR-L1-A2中所识别的任何特征，应说明其合理性。 通过专家判断和/或工程分析识别可能影响一级和二级PSA接口分析的特定电厂 SR-L.1-A4 因素。支持性分析包括使用计算机程序或者手算的确定论计算。参见HLR-SA-B 的用于选择合适计算工具的支持性要求。 根据SR-L1-A1、SR-L1-A2、SR-L1-A3和SR-L1-A4中定义的特征，规定将-一级 SR-L1-A5 PSA事故序列的信息和补充分析（如果有）的信息向二级PSA传递的具体方案。 "PDS的特征及其选取原因与反应堆及安全壳的设计相关。例如，高的RCS压力（RPV下封头失效时）影响HPME 发生的可能性，对诱发SGTR及裂变产物在RCS内的沉积效率也很重要。反应堆冷却剂注入的状态与堆芯冷 却可能性的评价相关，同时也可能影响用于冷却安全壳的换料水箱水装量和RPV下封头失效时堆腔中的水量。 其他例子可参见参考文献[1]。 “考虑始发事件及一级PSA事故序列中的成功或失效事件可能会影响用于缓解事故的设备的可用性和可达性。 可能存在并影响一级和二级PSA接口分析的特定电厂因素的例子包括： a）安全壳排放路径可能存在某些配置需要使用能动手段对其与其他系统或厂房的连接处进行隔离，以 避免可燃性混合物排向不利的位置： 压力： c) 安全壳喷淋的设计，包括使用移动泵。 影响-一级和二级PSA接口分析的特定电厂因素可能在二级PSA模型开发的各个环节（如CET的开发）中 进行考虑。