核电厂概率安全分析同行评估规范及程序.docx

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核电厂概率安全分析同行评估规范及程序第1部分：内部事件一级

1范围

本文件规定了核能行业实施概率安全分析（PSA）同行评估的方法，包括同行评估的流程、步骤、人员资质要求、评估队管理等活动及技术评定准则。本文件主要适用于压水堆核电厂，其他类型核电厂可参照执行。

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，仅所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/T

20037.1

应用于核电厂的一级概率安全评价

第1部分：总体要求

NB/T

20037.2

应用于核电厂的一级概率安全评价

第2部分：低功率与停堆内部事件

NB/T

20037.11

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。

HAF·J0088核动力厂概率安全评价报告的标准格式和内容（一级、内部事件）

3术语和定义

下列术语和定义适用于本文件。

3.1事故序列accidentsequence

导致不希望后果状态（如堆芯损坏）的事件序列。

3.2事故序列分析accidentsequenceanalysis

确定可能导致不希望后果状态（如堆芯损坏）的始发事件、安全功能以及系统失效和成功的组合的过程。

3.3功率运行atpower

具有以下特征的电厂运行状态：反应堆处于临界且产生功率，关键安全系统的自动触发没有闭锁，而且重要的支持系统处于正常的运行配置状态。

3.4共因失效（共因故障）commoncausefailure

由于某一共同原因而使两个或更多的部件在短时间内失效（故障）。

3.5堆芯损坏（堆芯损伤）coredamage

堆芯裸露和升温到预计会造成包括堆芯相当大的一部分区域长期氧化和严重的燃料损坏。

3.6堆芯损坏频率（堆芯损伤频率）coredamagefrequency单位时间内预计的堆芯损坏事件的次数。

3.7相关性dependency

某一物项实现其功能所依赖的外部要求，并且与相关事件有联系，这些相关事件由其他事件或偶发事件所确定、或受它们影响或与它们有相互关系。

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3.8事件序列eventsequence

始发事件发生后，一系列事件（如系统、功能和操纵员响应）的成功或失败，并最终成功缓解或者导致不希望后果（如堆芯损坏）的事件情景。一个事件序列有一个明确的终态。

3.9事件树eventtree

一种逻辑图，该逻辑图以某一始发事件或状态开始，通过一系列描述预期系统或操纵员行为的成功或失败的分支说明事故的进程，并最终达到成功或失败的终态。

3.10故障树faulttree

一种演绎逻辑图，描述特定的不希望事件（顶事件）是如何由其他不希望事件的逻辑组合所引发的。

3.11人员失误事件humanfailureevent

由于人员不动作或不适当地动作而引起的一个部件、系统或功能的失效或不可用的基本事件。

3.12人员可靠性分析humanreliabilityanalysis

用于识别潜在的人员失误事件，并应用数据、模型或专家判断来系统地评估这些事件的概率的一种结构化方法。

3.13始发事件initiatingevent

干扰电厂稳态运行并可导致出现不希望的电厂状态的事件。始发事件要求电厂缓解系统及人员作出响应，一旦响应失败则可能导致不希望的后果（如堆芯损坏）。

3.14内部事件internalevent

一类包含源于核电厂内部的、由随机机械失效、电气失效、结构失效或人员失误引起的事件的灾害组。该事件会直接或间接地引起始发事件，且可能导致安全系统失效或操纵员失误，从而可能导致堆芯损坏。按照惯例，丧失厂外电作为内部事件，内部水淹和内部火灾按独立的灾害组考虑而非内部事件。

3.15低功率lowpower

反应堆功率低于正常运行功率的电厂运行状态。此时，功率水平可随着反应堆停堆或启动而变化。功率运行与低功率的功率水平的区别是低于该水平时，电厂会降低或提高功率水平，从而显著增加电厂紧急停堆的可能性（例如，手动控制给水量）。

3.16电厂运行状态plantoperationalstate

一种标准的电厂组态，其运行参数相对恒定（建模时看作是恒定的），并且在影响风险的方式上与其他组态有所不同，这些参数如：堆芯功率水平，一回路水位，一回路温度，一回路开口状态，安全壳状态和衰变热排出机制等。

3.17概率安全评价（分析）/概率风险评价probabilisticsafetyassessment（analysis）/pro