NB-T20644-2023核电厂始发事件分析导则.docx

ICS27.120.20F65MB中华人民共和能源行业标准NBff206442023核电厂始发事件分析导则2023-05-26发布GuideOfInitiatingEventAna1.ysisforNuc1.earPowerP1.ants2023-11-26实施国家能源局发布目次前言112规范性引用文件13术语和定义及缩略语I4技术要求I附录A始发事件参考清单示例I1.附加始发舸牛分组示例12附录C始发事件频率计算示例13参考文献14前言本文件按照GB,T1.1-2020标准化工作导则第I部分：标准化文件的结构和起草现Wn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,刘雷卢欣.冯楚然.核电厂始发事件分析导则1本文件规定了压水堆核电厂概率安全褥价（PSA）的始发事件（IE）分析的技术瞿求,包括始发事件识别、分组及领率定量化.分析对象是功率运行、低功率和件堆工况下可健导致反应堆堆芯损伤的内部始发事件.其它放射性择放风险源（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般就性引用文件下列文件对于木文件的应用是必不可少的，凡是注FI期的引用文件，仅所注F1.期的版本适用于木文件.凡是不注日期的引用文件，其量新版本（包括所有的修改单）适用于本文件.NBT20037.1-2017RK应用于核电J.的一段概率安全评价第I部分；总体要求XB/T20037.112018RK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NBjT237.2-2021陶用于核电厂的一级概率安全评价第2郃分：低功率和停堆况内部事件3术语和定义及,3. 1术甯和定义NBT20037.卜20”RK界定的术语和定义适用于本文件.3.2meNBT20037.12017RK界定的缩略语适用于本文件.4技术戛求4.1 BJN4.1.1 始发,件分析的目标是识别弁定fit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）按照汲解要求对始发，件进行归并分如，以便户有效饱模化电厂的响应；O定质化始发事件处的频率，4.1.2 始发事件分析流程主要包括分析准备、始发M件识别.始发事件分组、始发事件频率定技化和文档流制。4.1.3 始发事件分析与PSA其它要发淞切相关，应根整需求开展迭代和修正.它与内部事件一级PSA其它要索的接I关系概述如下Ia）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）特征进行始发事件识别、分组和频率定员化：bIf件序列分析，始发事件（级）是该要素分析的笈始点；c）成功准则，可葩于成功漉则等方面的相似性进行始发事件分祖：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卵件,或耦合其它故障而引发的始发生件，井通过故隋树分析得到某些始发事件的发生频率；O人员可林性分析，能识别由于人员失谟引起的始发密件：D数分析能提供部件和设备的可蒙性参数以计算某些始发事件的发生频率，始发事件频率及火不确定性通过数据分析确定（如贝叶斯史新）;g）相关性分析.见别英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）；IU模型整合与定业化，始发出件频率及其不确定性是定fft计算的JR要参数.4.2 分析准备4.2.1 为开展始发事件分析，讦先应进行相关资料的准备工作,收集并热念（但不网于）以卜几个方面资样一一电厂的系统说明行和流程图，以熟态电厂在功率运行、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：一一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：一一事故运行熄程,以r解各始发事件后的电厂响应和操纵员干预瞿求：现有的已知始发串件清单I-类似电厂PSA分析中考虑的始发事件；一一电厂或类姒电厂的运行经验，包括停堆事件和运行事件报告：一一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：一一其它相关资料，包括电厂技术Mi格书和相关怆理要求，重要系统的正常运行规程、实聆和祖修规程等.4.2.2 为迸行特定电厂的PSA分析，始发小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第以上文件的城新有效版本.此外.根据分析他用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 始发事件织别4.3.1 始发WHR剧方法43.1.1在NBjT2OO37.1.1.-2018RK中始发小件分析的第个高层次要求即附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I：程评估分析由系统失效或误运行可能引起的始发事件：b）参考始发本件清单一一将现有已知的始发驿件消里（包括安全分析报告中确定没分析考虑的小故）作为参考清单，评价对于分析电厂的适用性：O运行经验反恸一一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道辑演绎分析一一采用主逻辑图方法对始发事件进行演蜂分析,找出潜在的始发事件.4.3.1.3应缘合来用不同方法，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小件.431.4在NB/T20037.2-2021>.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T件清单的适用性，并且针对姆个POS.通过分析运行规程和实践识别系统故隘或人员失误弓I起的始发事件.4.3.2始发，件铁制过程4.3.2.1景观工程外估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“件的可能性，包括继发失效引起始发事件，时于共因羽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，则应包括出多重故障引起的始发事件.4.3.2.12应考虑特定电厂的设计和运行特征,特别是采用航的或独特设计的核电厂.例如,对于AP1.（JO（）推型核电厂,应考虑力动却系统设动作等引起的始发事件.4.X2.2套考始发事件清单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清单，也可以是类似电厂PSA分析中的始发事件清单，附录A衣A.1给出了压水堆核电厂典型始发事件参考清单示例.4.3.2.2.2 结合电厂设计对参考清单中的事件逐一开展适用性评估，必要时可对参考清单中的事件诳行重命2、细分或筛除.例如，传统设计的压水堆核电厂都应考虑“反应堆冷却剂泵轴封1.oCA,这类始发事件,但.对于AP1.OOoJ隹型核电厂，由于设计上采用屏蔽电机泵，消除了发生轴封1.OCA的可能性，故对参考清单中的“反应堆冷却剂系轴对1.OCA”任件可予以诉除，4.3.2.3运行经验反僮4.3.2.3.1如果核电厂已投入运行,应针对所有始发事件.评砧特定电厂的始发事件经5金,以确保始发货件清单考虑了核电厂实际运行经监，同时审在类似电厂的PSA分析以评价模型中所包含的始发小件清单是否考虑了工业经验.4.3.2.3.2应与核电厂运行、维修、工程和安全分析等方面的工作人员进行访谈，以确定是否遗漏了潜在的始发小件：对于i殳计阶段或在建阶段的核电厂，在条件不具品时，可借展类似核电厂的访谈信息，4.3.2.3.3如果核电厂已投入运行，为了识别新的或潜在的始发事件,评估特定电厂的有关始发事件前兆的运行钱验：对于设计阶段或在建阶段的核电厂，在条件不具备时.可借鉴类似核电厂的运行经验.4.3.23.4应考虑在非功率运行工况（即低功率或停堆工况期间）下己发生，在功率运行工况下也可能会发生的事件：对于低功率和停堆工况，应考虑除了当前评估的POS以外的其它POS卜己发生的事件，对于所评估的POS的适用性.4.3.2.3.5根据国内出水堆核电厂的运行经验,曾发生的下列始发事件应予以考虑：a）丧失厂外电源;b）丧失重要直流母线：O丧失仪衣压缩空气：S丧失主给水：e）极小破口失水M故：0控制棒落棒：g反应堆紧急停堆：h）部分丧失反应堆冷却剂流城:i）全部丧失反应堆冷却剂流量:j）汽轮机紧急停机；k）蒸汽管道泄漏：D给水流盘过多：）二次但拥门误开启。4.3.2.4曳,演择分析4.3.2.4.1采用主逻辑图的方法对始发事件进行演绊分析以找出电厂潜在的始发事件，保证始发事件清单的完整性,主逻辑图方法以堆芯损伤作为顶事件,并用类似故障树分析的结树进行演绎,通常始发事件可能对电厂安全功能构成威胁.如堆芯反应性控制，一网路完整性维持，堆芯衰变热移出以及一何路冷却剂装设控制，基于对上述功能的影唬以及类似的国故进程或后果,逐步展开到各个始发事件.图1给出压水堆核电厂典型的主逻辑图示例.S1压水堆犊电厂如主就.图示例43.2.4.2根据产件后果，典里始发犷件示例如下：a）反应堆冷却剂系统排热增加：如主蒸汽安全网，择放阀误动作或主蒸汽管道破裂:b）反应堆冷却剂系统排热减少；如丧失主给水或主给水管道陂裂；C）反应堆冷却剂系统流量增加：如一台停运的冷却剂案信功：d）反应堆冷却剂系统流I1.t战少：如部分或全部丧失反应堆冷却剂流量；O堆芯反附性和功率分布异常：如失控提棒或礴稀择：0反应堆冷却剂系统奘量增加：如专设安全设施以动作：g）反应堆冷却剂系统装属M少：如大、中、小U）CA、稳压器安全何/卸压阳卡开*4.3.3始发件浦单定4.3.3.1根据上述资料信上、始发事件识别方法和过程,开展详细的始发事件分析并形成合理完整的始发事件清地.4.3.3.2在确定G终的始发事件清单之前还应注意对以卜几点进行评估：H）系统工程评估应包括系统或功能的部分失效以及全部失效.例如，-台蒸汽发生器给水流量降低或丧失，以及丧失所有蒸汽发生罂给水流录,部分失效可能会对风限有王要贡献.b）应考虑导致非计划受控悴堆（包括在达到低功率I：况之前的紧急停堆）的事件.除非确定该事件并不适刖功率运行工况：对J低功率和停地工况，应考虑该事件是否适用于所评估的POS,c）低功率和停堆工况下,评估每个系统及其支持系统的接入状态（例如,维修过程中的临时接入状态），这些系统的接入状态可能影响因其故冏而导致始发事件的可能性,或者可能增加该始发事件影响电厂安全功倭的产而程度.d）始发事件酒堂陶包括发生领率很低但具有潜在严理后果的事件,例如.乐力容器破裂或界面系WIOCA.C）对于双机组或多机组的电厂.应特别关注同时影响双机组或多机组的始发部件.例如.丧失厂外电源.还应关注其他机如发生的事故可能对本机扭造成的彭响，例如，汽轮机解体产生的E射物可能会击中另一个机组.4.4始发事件分组4.4.1 始发件分4.4.1.1 在NBjT20037/1-2018RK中始发事件分析的笫：个高层次曜求即应对始发事件进行打并分如.使得同一始发不件组内的事件具行相似的缓解要求（即该殂中电大多数事件的缓解要求低于该处极限的缓解要求,以便于有效且现实施估纣CDF.4.4.1.2 将始发事件进行分J1.1.以便J在事件序列分析要素中定义事件序列，迸而在模里定M化要素中进行定依化应运用结构化、系统化的方法对始发事件进行分俎。对于低功率和停堆工况,始发”件分旭应马POS相协议.4.4.1.3 在得到完整的始发事件消的葩RI；上，应研究并熟悉相关文件以更好地理解各个始发货件.包括件的起因、事件进程、需要投入爱黑的系统、相应的人员操作要求和事件终止状态，如有疑问，应与相关系统的设计人员和安全分析人员讨论，以便对始发事件有更深的了解。4.4.1.4 为了将PSA模型限制在个合理的Mt模.有些始发事件组可能被归并.归并的原则应与执行PSA活动的H标相一致，保证正要的事故序列不被遗训.在特定的PSA应用时可能需日新进行始发事件分组.4.4.2 始发件分姐过程4.4.2.1 始发事件分级的原则：a）在电厂响应、成功准则、时间进程和对操纵协及相关缓解系统的可运行性及性能的影响等方面相似的事件；b）事件归并为一如II.该事件组以“新”如内对电厂修晌用不利的事件来包络：C）在进行归并时,还应隔保：I）归入一组的巾件对核电厂安全的影响与组内的其它事件是相当或者更低的；2）证明这样的分组不会影响臾婪事故序列.4.4.2.2 若将事故进程和/或缓蟀系统的成功准则略有差异的事件打井为组事件序列分析时应包络这些事件所有可能的事件序列和后果.始发事件分组应避免引入不适当的保守性.4.4.2.3 将H行不同的电J.响应（即具有不同成功准则）或可能导诙更产虫的放射性核会样放的1If件分别单独作为一个事件组.这的始发事件包括压力容器破裂、界面系统1.OCA和蒸汽发生器传热管破裂等。4.4.2.4 对于有公用系统的多机殂电厂，如果始发十件影响整个电厂的短邮能力，不能将这些影响多机组的始发事件与其它事件进行归并.4.4.2 .5始发事件分组与PSA其它相关联要素进行相互迭代.例如.根据破I尺寸对1.OCA作进一步细分，批终得到一个合理的始发事件分批结果。4.4.3 始发件分忸结果4.4.3.1 «£根据压水堆核电厂设计特征，功率运行内部事件i股分为两大类,即1.OCA和瞬态，附录B表B.I给出压水堆核电厂功率运行工况典型始发事件（组）示例.4.4.3.2 1.OCA4.4.3.2.1 在1.OCA这一类别中包含由设备和人员导致的使反应堆冷却剂系统出现破口并造成反应堆冷却剂装量损失从而扰乱电厂正常运行的事件.4.43.2.2对于1.OCA,始发N件列衣中应包括所有可能导致一回路冷却剂丧失的不同尺寸和不同位置的破口.在考虑始发事件时应充分结合电厂的实际设计和布置,包含管道和便门（特别是卸压网）失效造成的破口情况。4.4.3.231.oCA通常是按照为防止堆芯损伤而要求投运的缓解系统的成功准则不同进行分组的。对于压水堆核电厂来说,通常的1.OCA事件包括：u）小1.OCA:如反应堆冷却剂泵箱封1.oCA.管道的小破裂：b）中1.OCA:如管道的较大皱裂：C）大1.OCA:加主网路管道双端剪切断裂：d）过大的1.OCA1由任意组合的专设安全设描都不能线解的1.OCA）:如反应堆压力容器破裂：O界面系统1.OCA（IS1.oeA）:包括与反应堆冷却剂系统接口的系统中因系统失效或者某种方武运行而导致反应堆冷却剂失控流失到安全克外的假想事件：DSGTR:如原发的蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）;g）极小破门或泄涵：如仪表管破裂.4.4.3.24应特别注意破1位比对缓解系统成功准则的影响.例如.对于某些特定电厂来说，发生在热段的大破口1.oCA和发生在冷段的大破口1.OCA,对安注箱的要求可能不同，一般可由后者所包络。还应考虑特殊位置的破口可能造成的相关系统设备的失效.这些失效可能是破口造成的后果或1.oCA所产生的恶劣环境引起.443.2.5对将致一回路冷却剂流失到安全壳外的1.OCA雷单独分组，通常包括界面系统1.OCA和SGTR.因为冷却剂从饿口流失旁通了安全壳，不仅导致无法实现安全壳地坑再循环，而且在堆芯损伤时还可能导致放射性直接拜放到环境中4.4.3.26对于仪表管破裂等引起的反应堆冷却剂系统极小破口或泄漏，施于电厂设计，可能需要不同的设备来应对这类事故.4.432.7上述1.OCA事件主要适用于功率运行工况.对低功率和停堆工况中压力容器处：闭合的阶段,这些事件她常都是适用的：对反应堆压力容器处于开启的阶段则通常无需考虑这些1.oCANB<20037.2-2021中，低功率和停堆工况还包括一些特定的始发事件类别，例如：一一安全壳外1.oCA;-装量转移过程中引起的1.oCA:一一典型连接系统上的1.OCA:一一维修引起的1.oCA.4.3.3Br4.4.3.3,1在瞬态这一类别中包含出设先和人员导致的扰乱电厂正常运行，但一回路系统出力边界仍保持完整的小件.对于低功率和停堆工况,指不同运行根式所处的域本运行状态下的压力边界保挣不变，即.始发事件发生前一回路完整.始发事件发生后依然完整.始发事件发生的一回路开口,始发事件发生后依然开口。例如，在中平面水位（半管）运行状态期间丧失余热排出功能的事件也U为艇态，尽管此时一回路压力边界是处于开启状态.4.4.33.2乐水堆核电厂瞬态事件示例通常包括：a）反应堆廉急停堆：b）汽轮机紧急停机：O丧失主给水；d）丧失冷凝器：e）丧失厂外电源（包括全厂断电）;0主蒸汽管道破裂：g）主给水管道破裂：h）丧失支持系统.4.4.333丧失J,外电源通耕作为内部事件考虑，它是一个正要的始发小件，P3A研究表明其对电J，风险有明显贡献.由于内部灾害（例如火灾）和外部灾害（例如极祖环境条件或地於）导致的丧失厂外电，在相应的外部小件PSA分析中以模化，在内部事件分析时应排除这些起I中;I起的始发事件以避免电灾考虑.此外.该始发事件与丧失厂外电源的持续时间有关.应考虑事件发生后厂外电源恢复的可能性，并根据设计阶段和资料详细程度，考虑采用通用数据或基于与电厂连接的电网的详细设计及运行经验信息予以评估.4.4.3,3.4应特别关注丧失支持系统的小件，它不仅导致反应堆米急停堆,汪可能影响娘解系统的功能.这些事件常常会影响多个系统同时一些支挣系统在工程设计中不像的沿系统般样在安全上受到重视,诊断间通的规程和手段可能不够详尽完整.在痛定与丧失支持系统有关的事件中，不仅需要考虑对机械部件的支持功能，还需要考虑对仪表和控枇系统的支持功能丧失支持系统的典里始发事件包括：a）丧失正要交流似媒；b）丧失兔要直流母线：c）丧失仪表压缗空气：d）丧失设符冷却水；O丧失Ift要用水；D丧失通风冷却.4.4.3.3.5上述蝌上主要适用于功率运行工况.时于低功率和停堆工况过程中压力容器处于闭公的阶段，这些事件通常都是适用的。对反应地压力容器处于开启的阶段，则无需考虑主蒸汽/主给水管道破裂等事件，但丧失支持系统对于低功率和停用工况都是适用的,此外，低功率和停地工况还包括一些始发事件类别,例如：一一丧失余热排出系统；一一特姝始发事件：例如.一回路低温超乐：一一反应性事件：例如,引入非碉水,误装燃料祖件.4.5始发事件IR率定量化4.5.1始发件频率J»3求451.1在NB,T20037.112OI8RK中始发步件分析的第三个高层次要求即应估算标个始发步件或始发事件处的年发生频率，确式始发事件频率时应考虑引起始发事件的所有起因，始发力件殂的频率应为组内始发事件的频率之和.4.5.1.2始发事件频率定域化应遵循卜述要求：a）如果可以证明有足够的特定电厂数据来表征始发事件的参数值及其不确定性，则可以采用特定电厂数据进行始发事件翔率计算.否则.豳要利用已运行多年的同类型机组数据（如果有的ifi）或通用数据。b）当使用特定电厂数据时,采用最近的适用数据来计第始发事件领率.弁对剔除的数据加以论证.确认其不适用（如证明由于设计或运行变更.使得数据不再适用）.O当把期用数据和特定电厂数据结合到一起时,可用贝叶斯方法或等价的统计方法,井确保选取恰当的先验数据.d）一般以每堆年为基准计算始发事件发生娠率。在始发事件分析中包括电厂的可用率，以使功率运行怙况卜始发事件频率由电厂在个堆年内处于功率运行工况的时间份额进行加权.低功率和伴堆I.况下.对于每个POS.在始发第件分析中陶考虑电厂在每个POS的时间份板.从而使始发事件编率可用电厂处在该POS的时间份额进行加权。应考虑电厂历史数据库中POS并续时间和发生频率与将来预期的PoS持续时间和发生频率的差井，这些差异可能导致将来假期数据与历史数据的不同.O可采用下列准则作为啼选准则制去无阳进一步评估的始发事件（加）:1）那件的发生频率小于内部事件CDF的0.1%,且该事件既不涉及界面系统1.oCA、安全无旁通.又不涉及反应堆压力容器破裂I2）力件的发生频率小内fffi%fTCDF的1%,且至少有两列与始发事件无关的系统可用于缓解该事件以避免发生堆芯损伤：或者3）事件不会立即导致反应堆悴堆（适用于功率运行和低功率工况M即在事件发生足够长时间后才公要求电厂过渡到停地工况，并旦确信（期于支持性计。）在此期间，在事件发展到正常运行工况战中断防,电厂能鲂监测到该事件的发生,并通过人为干预或臼动控制得以刎正.如果采用的是上述准则D或者2）,加么应确认准则中规定的数值满足数据分析要素和模型整合与定量化要素中的适用要求.f）某些始发力件可以用故障树模型来H化,这些始发事件（通常是一些支持系统的故障事件）在很大程度上依赖特定电厂的设计特征，若枭用故障树模化，则应用系统分析要素中关于故障树模化的可适用的系统分析使求，应确认通过故障树模型得到的始发频率与运行经验的一致性.g）若使用故障树根化始发事件.则应定筮化始发事件短率,而不是始发事件在一个特定时间区间内的黑率,后者是系统分析要素中描述的通常意义上的故障树定量模型.始发事件故障树分析应特别关注如下内容ID项事件为始发事件,其显化结果为嫌率而不是概率：2）故障树以小割染是由一个部件的年失效娩率"其它部件的不可用度（或在第一个部件失效后一定时间内的失效概率的全郃事件组合：3）院考虑部件误启动的可能性及备用部件失效的事件：4）应考虑运行列部件共因失效对始发事件的贡献：5）应考虐支持系统的失效，除分该支持系统的失效已考虑为另一个独立的始发事件：6）应考虑人员失误对始发事件的贡献：7）应考虑相邻机组的杉响.h）将始发事件分析的结果与类似机组或通用数据进行比较并说明其差弁,以对结果进行合理性检2f.i）对于稀有事件，使用工业通用数据并考虑电厂特定功能.对于极限事故，可采用工程判断或专家判断.若采用工程判断,需增加适用的通用数据.注：“稀仃事件”是核他口用i在寿期内可能发生仲婢率很低的邪件：“极限事故”是核¾m½期内预计不大可能发生但应采取针对性措施的假想事故.j）在IS1.oCA始发事件频率分析中,包恬影响IS1.oCA频率的下列电厂特缸和规程：D可能发生界面系统1.OCA的途径,包括阀门的数fit和类型及其相关故障模式.印放阀的状态和位置：2）保护性连锁的设置：3）相关监杵试验煨程：D二次恻系统管道的性能；5）二次侧系统破裂后可能存在的淘流能/高压差条件下的隔掰能力。k）如果始发界件的缓解策略Ij事件发生的位置相关（如不同位R的玻可能的隔施措施不同,则应考虑在不同位应始发生件发生的频率,如主蒸汽管道破门发生在主蒸汽阳周伸上游和卜游时，事故的求解有所不同，应分别确定这两个始发事件的频率。D在始发事件簪率计究时.恢复措施的评价和定员化应考虑特定电厂信息.这些恢红措施须明确定义.以避免在始发事件频率评价及事件序列分析中臾复考虑.m）为了定员化PSA结果.应给出始发事件的频率1.弁提供共不倘定性薮数.n）对于低功率和停堆工况,始发事件嫉率定量化过程中应考虑特定电厂的情S1.可通过以下方法来定附计猱某个POS下的始发短率：I）基于运行经验估IH运行经货来自分析电JI或者是类似设计的电厂）；2）由功率运行状态确定的城率以及补充的分析家计律：3）采用逻辑模型考虑所有可能引起始发事件的贡献.4.5.2始发事件Wi率定,化示例对于上节d）项中的年平均堆芯损伤叛率（也就是与参考文献8中定出接受准则相比较）的计算.始发事件频率合适的单位是事件/日历年.通常衣示为事件/堆年或简写为/堆年其中一个堆年是一个反应堆在一个完整日历年的经历.但是,在确定电厂总的8网,包括了功率运行期间发生的事件的贡献,也包括了在其它电厂运行状态期间发生的犷件的贡献，对于抵个运行状态贡献的计算时考叱电厂处于该运行状态的年时间价领。附求C给出两个始发本件频率计算示例。对于乐水堆核电厂典型始发事件（组）,表B.1给出始发事件频率示例.4.6始发事件分析文柏修4.6.1 对始发事件分析应按便于PSA应用、升级和同行评估的方式编制成文件.文件格式可参见HF.JOO88的要求。4.6.2 将始发事件清单识别、分殂以及始发事件频率定量化等信息（包括输入、方法及结果）编制成文件。内容一般包括：a）始发事件清单及对应的功能类别：b）对特定电厂的支持系统始发事件的系统化识）川过程：O对反应堆冷却剂系统压力边界的失效和界面系统1.OCA的系统化识别过程：心根据特定电厂的经验.I：业经验.其它可比的PSA及安全分析报告中的始发事件,评价始发事件的完整性和致性的方法；e）始发事件笳选的依据：0始发事件分批和归并的依据：g）不予考虑的各个已观察到的始发事件及其依抑hh）始发事件嫉率的来双及修改的依据：i年个始发事件频率的定盘化方法：j）对明除数据的论证：k）与始发里件分析有关的模型不确定性来源和相关假设.K1.附录A（资料性附录）始发事件参考清单示例压水堆核电厂典型始发出件参考清单示例见衣A.1.我A.1所水虫电厂丽始发事件清单示例序号始发事件清华类别子类1丧关厂外电源2丧失安全相关母及丧失中压安全用线及穴低压安全孙&丧失手.要直流母线3出失仪表笈缩仝气A丧失设备冷却水5丧失里要用水6丧失通风冷却7丧失全部主给水8丧失冷;«器热阴全都生燃汽隔自阀误关用丧失冷凝器立空汽轮机旁井不可用9丧失冷加和事故（1.OCO小即中1.OCA大1.OGA也仄甥安全附例应同卡开反应堆冷却利丸轴的1.oCA版小IjOCA压力容戕破裂界而系统失水事故蒸汽发生器传热管破裂10通用瞬态IR要仪农电豫母线故障失电非安全相关缉线故城失电主系统泄；主熊汽安全阀/林放阀俣动作熬汽或给水管道泄涮丧失非安全相关冷却水酢分*盛汽琳寓陶误关Hi冷凝器泄M丧失SJ分主的水我夫全部收结水泡M丧失解分发结水流债主给水流城过多主系统高压力主系统低原力丧失反应堆冷却剂潴此反应性栉制失衡堆芯超功率汽轮机祭自停机手动停推'识件用其它停1«专设安全设施识动作11舟能竹m破裂主熬汽管道破裂（安全光外）主蒸汽管道破裂（安金党内主治水管道破裂注1：该我蛤发十件清华遗用于典型压水堆核电厂功车运行工况，有的始发4件类别可削分为各个子类.注2：r动件推指人员失俣it发手动器念停堆.注3:俣停堆指停堆保护系统的仪拌或杼堆断路然的慢件故事改人员失i5杼致的自动埼a停堆.注4：犬它停堆指其它各种条包停堆,它马致电厂长毋的状态达到停地保护系统触发的整定值.附录B（资料性附录）始发事件分组示例对于始发事件分批，以丧失主给水和丧失冷凝器克空两个事件为例,二者在电厂响应等方面具有相似性，有所区别的是，后者由于蒸汽旁棒至冷凝器不可用，只能通过主然汽抑放阀或安全仍进行废汽排放.根据4.4.2.I分组原则a）和b>可将这两个事件妇并成组,并将后者作为该组包络的事件.另一方面，还应权衡分组带来的便利性和可能引入不怡当的保守性.事件序列分析时若包含对蒸汽排放至冷凝器的模化，由于上述差异,这两个事件不应后并成粗：若事件序列分析时未模化（例如因二次恻排放途径很多.其失效的可旎性极低而不考虑）,则可以根据分组原则4.将这两个事件归并成一个始发事件姐。压水堆核电厂典型始发*件（祖）示例见表B，«B.1.压水单榜电厂典0始发事件（烟）和始发餐率示例序号鲫码始发M件名称始发卵件蜘耶。堆年）谈爱因子11.1.JOCA大1.oCA1.2E-611.52mixk1I11.OCA5.0E-411.53S1.oCA小1.oCA6.0E-48.44RCSIJ反应堆冷却剂系统泄涮1.5E-38.45SGTR蒸汽发4:后佞热钎破裂4.0C-38.46RVRP反血地压力容8破裂.2)7IS1.CCA界面乐Wi1.OCA_2)-8TRANS通用瞬态8.OE-I1.49阳丧失全部主给水1.OE-I3.8101.aIM)丧失冷避器新阱&0E-21.3U1.<O'丧关设备冷却水1.0E-48.412I伪K丧失贸要厂用水-1.OET8.4131.CAS丧失仪发压空1.DE-28.4I1.1.OAC丧失4要交流理线9.DE-31.7151.OOC9AfiI1.iftf1.m1.2E-38.4161.oOP丧失厂外电源-1.0E-23.317SIB-D主蒸汽管道破裂安全光外）1.0E-21.718SIB-I主薇汽W汨破裂（安全亮内）1.0E-38.419MB主给水管道成裂3.4E-32.5注1：该代依据通用数据的出典电压水堆核电厂功率运行工况的始发4件（JH）和始发事件馍本及决整闪子.注2:反应堆压力容/破裂和界面娱统1.oCA的始发频率通常由特定分析妩得.附录C（资料性附录）始发事件频率计算示例C.1示例1：%失母欲始发事件丧失母线始发事件的频率可以通过将母线、相关的断路得、继电器等会导致电厂处于功率运行时母设失电的设备失效率按年计算来得到.如对于毋法本身,在个他年内的发生领率计算为：F1×H.（I）式中：A：在一个876Oh的整年里丧失母战城率：卜：母线失效率,假定为1.X1.O7h;H:一个H历坏或堆年的小时数，8760h年。但是,为了计鸵仪仪在功率运行期间的CDR需要时电厂处于功率运行的时间份额进行调整.因而，从上述公式得到的结果需要乘上一个额外的因子，表示为F,其中：F:平均来说，电厂年内处于功率运行的时间份就，例如90%因而：F2=Ix1.O7x8760×90¼=7.9×1041米多（2）.&:电厂处于功率运行时丧失母线发生.频率.C.2示例2:汽轮机餐急停机妫发件有些始发事件,例仙汽轮机睡急停机始发事件,可能是基于特定电厂的运行经险来计算发生频率.在这种怙况卜.，分子是归类为汽轮机紧急停机的事件数目，分母是适用的运行口历年数目.处于功率运行的时间份额已经能含在分子中了，因为汽轮机紧急停机这样的事件从自然屈性上来说就只限于功率期间才会发生。因而：F2=NM（3）式中：F,:汽轮机紧急停机事件每堆年发生翔率：N：归类为汽轮机紧急停机的事件数目，例如27个事件：Y:适用的运行日历年数目（不管运行模式.例如23年.因而，F2=27/23=1.2/堆年注I适用的日历年数目应基于事件数据使用的时间段,可能需妁IH些普运行的非iE梆捅做（也就是说电厂处于长期的被迫件堆）.对于某些应用.例嫡屐Is笆理,或者比较不同运行榄式下的特定MJiM使I1.改行考虑运行状都帆份螂向始发事件版率可能蹈当的.颂种情况下.始发事出频率应荷性示为单位时间唧好小时或每年）的发生率,对于功率运行,斜对的是捋临界年即假设反应堆持续运行年）.对于更侬的情况,可以认为是替反应堆运行状态年。对于这些应用，J会给出的母蛇生失始发事件例f中.因子1潴不包括在始发朝t粉率的计算中,在上述给出的汽拗慌急件机始发事件例子中，这个（ft和U睐除以F.若事件发4的次爆2%可根据滋方法计口始发小件频率：若事件发4并1次数依少甚至为零，则颇享计惊时应进行数学上的处理（如结合通用数据进行贝时斯更新）.)考文XNB2()()37.11-2018RK应用于核电厂的级概率安全评价第”部分：功率运行内部事件2NB,T20037.2-2021应用于核电厂的级概率安全评价第2部分：低功率和停堆JC况内部事件13NB1120037.1-2017RK应用于核电厂的一级概率安全评价第1部分：总体要求4NUREGCR-575O-1999RatesOfInitiatingEventsatUSNudearPowerP1.ants:1987.19955!AEASpecificSafetyGuideNo.SS(i-52()10Deve1.opmentandApp1.icationof1.eve1.!Probabi1.isticSafetyAssessmentforNuc1.earPowerP1.ants(6HADI02d9.2021核安全守则核动力厂一级概率安全分析7)NB'T20558-2019核电厂故障树分析导则8Regu1.aioryGuide1.174-2018AnAPP1.x)achforUsingProbabi1.isticRiskAssessnieininRisk-InfbrincdDecisionsonP1.ant-SpecificChangesto(he1.icensingBasis9NUREG.,'CR-6928-20()7Industry-AveragePcrft)rmanccforComponentsandInitiatingEventsatU.S.Commercia1.Nuc1.earPowerP1.antsIO1HFJOO88-2OO8核动力厂假率安全评价报告的标准格式和内容(一级、内部W件)