NB/T 20445.2-2017
基本信息
标准号： NB/T 20445.2-2017
中文名称：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
标准类别：能源标准(NB)
标准状态：现行
出版语种：简体中文
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相关标签： 应用 核电厂 概率 安全 评价 功率 运行 内部 事件
标准分类号
关联标准
出版信息
相关单位信息
标准简介
NB/T 20445.2-2017.Level 2 probabilistic safety assessment for nuclear power plant applications-Part 2: Internal events at-power.
1范围
NB/T 20445.2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。
NB/T 20445.2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8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/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 20037.11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/T 20445. 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(Ll) ;
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)。
1范围
NB/T 20445.2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。
NB/T 20445.2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8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/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 20037.11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/T 20445. 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(Ll) ;
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)。
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标准内容
ICS27.120.20
备案号：59628—2017
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20445.2—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
Level2probabilistic safety assessment for nuclear power plant applications-Part2:Internal events at-power2017-04-01发布
国家能源局
2017-10-01实施
前言：
1范围
2规范性引用文件
3技术要求.
3.1总则..
一级和二级PSA接口分析
3.3安全壳性能分析.
严重事故进程分析
3.5安全壳事件树分析
源项分析.
结果评价，
二级和三级PSA接口分析
4同行评估
一级和二级PSA接口分析
4.3安全壳性能分析
严重事故进程分析
安全壳事件树分析
源项分析
结果评价，
二级和三级PSA接口分析
参考文献
NB/T20445.2—2017
NB/T20445.2—2017
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：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—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。
NB/T20445.2—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1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/T20037.11
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PSA1和二级PSA之间有效传递信息-
NB/T20445.2—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。
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
HLR-LI-A
HLR-1.1-B
HLRLI-C
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）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-一致的方式编制成文档。
高层次要求编码
HLR-L-A
支持性要求编码
SR-L1-A1
SR-L1-A2
表2高层次要求HLR-L1-A的支持性要求要求
NB/T20445.2—2017
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的需要得到合理的考虑和补充。
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）：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：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-L1-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
高层次要求编码
HLR-LI-A
支持性要求编码
SR-L1-A3
SR-L1-A4
SR-L1-A5
表2高层次要求HLR-L1-A的支持性要求（续）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的需要得到合理的考虑和补充。
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：
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-LI-A3和SR-L1-A4中定义的特征，规定将一级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]。
t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：b)
当开启卸压阀用于RPV卸压时，电厂在卸压阀设计上的差异（如气动、电磁驱动等）可能影响RPV压力：
安全壳喷淋的设计，包括使用移动泵，c）
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。
高层次要求编码
HLRLI-B
支持性要求编码
SR-L1-B1
SR-L1-B2
SR-L1-B3
SR-LI-B4
SR-L1-B5
SR-L1-B6
SR-L1B7
表3高层次要求HLR-L1-B的支持性要求要求
NB/T20445.2—2017
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）从一级PSA传递至级PSA的分析方法。要求
给出处理在SR-L1-A2b）中所识别的一级PSA和二级PSA模型之间相关性的明确方法，例如：
a）在二级PSA中考虑：
b）扩展一级PSA：
c）构建桥树：
d）通过PDS进行信息传递：
e）上述方法的综合。
识别在一级PSA和二级PSA模型之间传递信息时需要考虑的相关性，例如：a）始发事件和支持系统的相关性：b）已发生的设备失效：
c）操纵员动作的相关性（包括可用时间及资源限制）：d）功能相关性（包括电厂状态的降级）和共因相关性。在二级PSA模型中考虑SR-L1-B2中所识别的相关性。在二级PSA模型中考虑--级PSA事故序列的成功逻辑。确定足够的一级PSA事故序列终态来现实地考虑对重要的释放类有贡献的事故序列，确保任一给定PDS的代表性序列与该PDS中其他序列的差异不至于影响最终结果（如源项、影响应急准备行动的裂变产物屏障的丧失进程、释放类的条件概率）。将一级PSA事故序列归入相应的序列组中，以便现实的在二级PSA模型中对主要二级PSA事故序列的分析所需要的PDS相关性及其他的电厂状态进行建模。将一级PSA中的所有堆芯损伤序列的频率传递到二级PSAt。扩展一级PSA是指根据二级PSA分析的需要通过增加-级PSA模型的分析范围以把对安全壳或严重事故缓解系统的评估与配置考虑进来。
一级PSA事故序列的成功逻辑是指在布尔代数模型中代表事件树的“成功分支”的逻辑，其能够反映一级PSA事故序列终态的割集中在逻辑上被排除掉了的事件在SRLI-AI和SR-L1-A2，以及SR-L1-AI中给出了引起PDS差异的因素的例子。对于单个序列频率贡献比例低于某一特定阈值（如总的CDF的1%）的一级PSA事故序列，其频率可以整体归入个或多个代表性的序列组。
NB/T20445.2—2017
高层次要求编码
HLR-LIC
支持性要求编码
SR-LI-CI
SR-L1-C2
SR-L1-C3
表4高层次要求HLR-L1-C的支持性要求要求
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文档。
以-一种便于PSA应用、升级和同行评估的方式将一级和二级PSA接口分析/一级PSA事故序列归组的过程编制成文档。
将一级和二级PSA接口分析中考虑的一级PSA事故序列特征属性编制成文档。将-级和二级PSA接口分析中用于传递信息和处理相关性的假设和方法编制成文档。安全壳性能分析
安全壳性能分析的目的是确定严重事故进程中安全壳抵御各种威胁安全壳完整性因素的能力。常见的核电厂安全壳类型包括钢制安全壳、带钢衬里的钢筋混凝土安全壳、带钢衬里的预应力混凝土安全壳。通常安全壳还包括一些能动和非能动系统，如喷淋系统。3.3.2要求
要求见表5～表10。
表5安全壳性能分析的高层次要求高层次要求编码
HLR-CP-A
HLR-CP-B
HLR-CP-C
HLR-CP-D
HILR-CP-E
高层次要求编码
HLR-CP-A
支持性要求编码
SR-CP-A1
SR-CP-A2
应识别安全壳的失效机理，作为安全壳承载能力分析的输入。应选择一种或多种方法来分析安全壳结构承受假定载荷的能力。应确定安全壳压力边界的承载能力。在分析中，应考虑早于堆芯损伤（如丧失安全壳热量导出）的事故以及堆芯损伤事故带来的威胁。应识别安全壳承载能力分析中的不确定性对安全壳承载能力分析中所使用的假设、模型和分析结果应按与适用的支持性要求相一致的方式编制成文档。
表6高层次要求HLR-CP-A的支持性要求要求
应识别安全壳的失效机理，作为安全壳承载能力分析的输入。要求
应根据电厂的设计特征，通过代表性的严重事故序列计算安全壳内的环境条件并进行特定电厂的分析，以识别可信的安全壳失效机理。在确定潜在的安全壳失效机理清单时，应基于-个标准的典型失效机理清单（根据具有类似安全壳设计的其他电厂的研究得到），如包括SR-(P-A3至SR-CP-A7各条中的相应失效机理。在筛除SR-CP-A1中确定的任一失效机理时，应说明其合理性。高层次要求编码
HLR-CP-A
支持性要求编码
SR-CP-A3
SR-CP-A4
SR-CP-A5
SR-CP-A6
SR-CP-A7
SR-CP-A8
SR-CP-A9
表6高层次要求HLR-CP-A的支持性要求（续）要求
NB/T20445.2—2017
应识别安全壳的失效机理，作为安全壳承载能力分析的输入。要求
应考虑整个安全壳结构的失效机理，包括人员闸门、设备闸门、机械贯穿件、电气贯穿件、波纹管密封等。
应考虑严重事故现象直接导致的安全壳失效机理，如：氢气燃烧（爆燃和爆炸）：
持续高温下的材料蠕变或密封失效：水力学载荷对结构的影响：
蒸汽爆炸：
堆芯熔融物与安全壳结构间的直接接触：混凝土开裂：
钢衬里撕裂：
安全壳密封材料的辐照损伤等
应考虑严重事故现象间接导致的安全壳失效机理，相应严重事故现象举例如下：a)
安全壳内部结构受到侵蚀或位移导致的安全壳完整性丧失：压力容器下封头在高压下失效：压力容器的混凝土支撑体受到热化学侵蚀导致的压力容器位移：安全壳压力边界中的管道贯穿件所属管道的位移及结构损伤。对于设计有安全壳内置换料水箱（IRWST）的压水堆核电厂，应考虑从反应堆冷却剂系统向IRWST高压喷放的蒸汽和/或不可凝气体导致的水力学载荷。识别可能影响安全壳承受严重事故威胁能力的顶先存在的失效模式或电厂状态，并对其可能性进行定量分析。分析时可使用来自于业界经验的通用数据，例如：
安全壳和贯穿件的泄漏率实验结果：未预置到正确扭矩的闸门：
性能存在缺陷的密封材料：
d）安全壳缺陷：
e）导致安全壳承载能力丧失的腐蚀。如能获得特定电厂的运行经验和数据，可结合前述业界通用数据，开展特定电厂的定量分析（如使用贝叶斯方法）。如果在确定裂变产物向环境释放路径时考虑了安全壳压力边界以外的构筑物（如辅助厂房），则应识别严重事故进程（如氢的释放和燃烧）中可能影响这些构筑物完整性的失效机理。
识别已在SRCP-AI至SR-（P-A8中分析过并需要在HLR-（P-B中规定的安全壳承载能力分析中处理的失效机理。由阀门的功能性失效（如阀门拒关）导致的安全壳隔离失效，不属于SR-（P要求的范助，“严重事故环境可能使密封及密封材料承受高温及辐照的威胁。不可凝气体可能包括空气，情性气体、压力容器内堆芯组件金属氧化反应或压力容器外堆芯与混凝土反应产生的惰性气体、氢气及其他不可凝气体等。7
NB/T20445.22017
高层次要求编码
HLR-CP-B
支持性要求编码
SR-CP-B1
SR-CP-B2
SR-CP-B3
SR-CP-B4
SR-CP-B5
SR-CP-B6
SR-CP-B7
表7高层次要求HLR-CP-B的支持性要求要求
应选择一种或多种方法来分析安全壳结构承受假定载荷的能力。要求
应使用以下儿种方法之一计算安全壳的极限承载力：a）基于反映材料特性和主要物理过程的适用于重要严重事故工况下特定电厂配置条件的数学关系式，建立经验证的计算模型来分析结构响应：b）使用针对特定失效机理的安全壳承载能力实验结果，应论证其对于所应用的电厂事故工况的适用性：
c）方法a）和b）的结合：
d）建立经验证的、特定电厂的三维有限元非线性结构响应模型。分析极限承载力时，清晰地处理重要的几何不连续处（如大的闸门和贯穿件）。基于所选定的安全壳承载能力评估方法，可假设恒定温度的材料属性参数，以确定结构材料的性能限值。例如：对圆柱型钢筋混凝土安全壳，“失效”可定义为在远离不连续处混凝土的最大薄膜应变超过1%。但应注意：如果考虑多种失效机理，可能需要定义多组限值，如与灾害性破裂相对应的混凝土安全壳开裂和与贯穿件密封泄漏对应的钢衬里撕裂。确定与设计或建造实际情况相符合的几何结构特征及材料组成，作为SR-CP-B4中初步评价的基础。
对于商运超过10年核电厂的安全壳，应考虑材料降级的影响。对重要的二级PSA事故序列，应在考虑电厂设计特征的基础上现实地确定安全壳准静态热力学载荷或威胁安全壳结构的物理属性，以评价安全壳承载能力。对不重要的二级PSA事故序列，确定安全壳准静态热力学载荷或物理属性时可使用包络值。对构成裂变产物向环境释放路径的安全壳压力边界以外的构筑物，如需在源项分析中考虑其对放射性物质的滞留和包容作用，则应确定其承受事故进程中所产生载荷的能力。对于影响安全壳承载能力的多个变量，使用一组离散的、静态的变量组合。例如，基于特定电厂的代表性序列的严重事故进程计算来定义各种压力-温度组合，以用于分析安全壳极限承载能力。
“关于在安全壳分析中如何考虑材料降级的影响，可参见参考文缺[6]。高层次要求编码
HLR-CP-C
支持性要求编码
SR-CP-C1
SR-CP-C2
高层次要求编码
HLR-CP-D
支持性要求编码
SR-CP-D1
SR-CP-D2
SR-CP-D3
SR-CP-D4
表8高层次要求HLR-CP-C的支持性要求要求
NB/T20445.2—2017
应确定安全壳压力边界的承载能力。在分析中，应考虑早于堆芯损仿（如丧失安全壳热量导出）的事故及堆芯损伤事故带来的威胁。要求
对于各种失效模式，确定现实的失效阅值，这些阈值是一-组离散的独立变量组合（如温度和压力）的函数。
对于各种失效机理，如果其安全壳失效准则已满足，则应确定安全壳压力边界最终开口的位置和尺寸。可使用以下方法之一：a）从保守的角度确定失效位置和典型开口尺寸：b）从现实的角度确定失效位置和开口尺寸，其中开口尺寸为压力的函数（对于重要的安全壳威，如果满足相应的失效准则）。如果考虑了多个失效位置和/或开口尺寸，应对重要安全壳威胁给出相应的条件概率：c）从现实的角度确定失效位置和开口尺寸，其中开口尺寸为压力和温度的函数（对于所有的安全壳威肋）。如果考虑了多个失效位置和/或开口尺寸，应对每种可能给出相应的条件概率。例如：对于混凝土结构，压力升高过程中出现裂缝引起泄漏，在压力继续升高的情况下裂缝扩大：对钢质安全壳，在堆芯碎片与安全壳的接触点产生小的破口，随后由于持续的接触而扩展为更大尺寸的破口表9高层次要求HLR-CP-D的支持性要求要求
应识别安全壳承载能力分析中的不确定性。要求bZxz.net
识别安全壳失效的确定论分析中的参数不确定性、建模不确定性的来源及所使用的假设。
以概率密度函数（脆性曲线）的形式描述安全壳失效准则的不确定性。使用工程判断或结构化的敏感性分析描述安全壳最终开口尺寸的不确定性范围。对SR-CP-D1中所识别的各建模不确定性及相关假设，描述其对安全壳强度或抗失效能力的影响。
参数不确定性包括建造尺寸的不确定性和材料性能的不确定性。建模不确定性包括模型构建过程中存在的不确定性（如对材料降级、动态载荷、对称性等方面的处理）。o
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备案号：59628—2017
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20445.2—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
Level2probabilistic safety assessment for nuclear power plant applications-Part2:Internal events at-power2017-04-01发布
国家能源局
2017-10-01实施
前言：
1范围
2规范性引用文件
3技术要求.
3.1总则..
一级和二级PSA接口分析
3.3安全壳性能分析.
严重事故进程分析
3.5安全壳事件树分析
源项分析.
结果评价，
二级和三级PSA接口分析
4同行评估
一级和二级PSA接口分析
4.3安全壳性能分析
严重事故进程分析
安全壳事件树分析
源项分析
结果评价，
二级和三级PSA接口分析
参考文献
NB/T20445.2—2017
NB/T20445.2—2017
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：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—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。
NB/T20445.2—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1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/T20037.11
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PSA1和二级PSA之间有效传递信息-
NB/T20445.2—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。
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
HLR-LI-A
HLR-1.1-B
HLRLI-C
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）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-一致的方式编制成文档。
高层次要求编码
HLR-L-A
支持性要求编码
SR-L1-A1
SR-L1-A2
表2高层次要求HLR-L1-A的支持性要求要求
NB/T20445.2—2017
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的需要得到合理的考虑和补充。
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）：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：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-L1-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
高层次要求编码
HLR-LI-A
支持性要求编码
SR-L1-A3
SR-L1-A4
SR-L1-A5
表2高层次要求HLR-L1-A的支持性要求（续）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的需要得到合理的考虑和补充。
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：
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-LI-A3和SR-L1-A4中定义的特征，规定将一级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]。
t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：b)
当开启卸压阀用于RPV卸压时，电厂在卸压阀设计上的差异（如气动、电磁驱动等）可能影响RPV压力：
安全壳喷淋的设计，包括使用移动泵，c）
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。
高层次要求编码
HLRLI-B
支持性要求编码
SR-L1-B1
SR-L1-B2
SR-L1-B3
SR-LI-B4
SR-L1-B5
SR-L1-B6
SR-L1B7
表3高层次要求HLR-L1-B的支持性要求要求
NB/T20445.2—2017
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）从一级PSA传递至级PSA的分析方法。要求
给出处理在SR-L1-A2b）中所识别的一级PSA和二级PSA模型之间相关性的明确方法，例如：
a）在二级PSA中考虑：
b）扩展一级PSA：
c）构建桥树：
d）通过PDS进行信息传递：
e）上述方法的综合。
识别在一级PSA和二级PSA模型之间传递信息时需要考虑的相关性，例如：a）始发事件和支持系统的相关性：b）已发生的设备失效：
c）操纵员动作的相关性（包括可用时间及资源限制）：d）功能相关性（包括电厂状态的降级）和共因相关性。在二级PSA模型中考虑SR-L1-B2中所识别的相关性。在二级PSA模型中考虑--级PSA事故序列的成功逻辑。确定足够的一级PSA事故序列终态来现实地考虑对重要的释放类有贡献的事故序列，确保任一给定PDS的代表性序列与该PDS中其他序列的差异不至于影响最终结果（如源项、影响应急准备行动的裂变产物屏障的丧失进程、释放类的条件概率）。将一级PSA事故序列归入相应的序列组中，以便现实的在二级PSA模型中对主要二级PSA事故序列的分析所需要的PDS相关性及其他的电厂状态进行建模。将一级PSA中的所有堆芯损伤序列的频率传递到二级PSAt。扩展一级PSA是指根据二级PSA分析的需要通过增加-级PSA模型的分析范围以把对安全壳或严重事故缓解系统的评估与配置考虑进来。
一级PSA事故序列的成功逻辑是指在布尔代数模型中代表事件树的“成功分支”的逻辑，其能够反映一级PSA事故序列终态的割集中在逻辑上被排除掉了的事件在SRLI-AI和SR-L1-A2，以及SR-L1-AI中给出了引起PDS差异的因素的例子。对于单个序列频率贡献比例低于某一特定阈值（如总的CDF的1%）的一级PSA事故序列，其频率可以整体归入个或多个代表性的序列组。
NB/T20445.2—2017
高层次要求编码
HLR-LIC
支持性要求编码
SR-LI-CI
SR-L1-C2
SR-L1-C3
表4高层次要求HLR-L1-C的支持性要求要求
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文档。
以-一种便于PSA应用、升级和同行评估的方式将一级和二级PSA接口分析/一级PSA事故序列归组的过程编制成文档。
将一级和二级PSA接口分析中考虑的一级PSA事故序列特征属性编制成文档。将-级和二级PSA接口分析中用于传递信息和处理相关性的假设和方法编制成文档。安全壳性能分析
安全壳性能分析的目的是确定严重事故进程中安全壳抵御各种威胁安全壳完整性因素的能力。常见的核电厂安全壳类型包括钢制安全壳、带钢衬里的钢筋混凝土安全壳、带钢衬里的预应力混凝土安全壳。通常安全壳还包括一些能动和非能动系统，如喷淋系统。3.3.2要求
要求见表5～表10。
表5安全壳性能分析的高层次要求高层次要求编码
HLR-CP-A
HLR-CP-B
HLR-CP-C
HLR-CP-D
HILR-CP-E
高层次要求编码
HLR-CP-A
支持性要求编码
SR-CP-A1
SR-CP-A2
应识别安全壳的失效机理，作为安全壳承载能力分析的输入。应选择一种或多种方法来分析安全壳结构承受假定载荷的能力。应确定安全壳压力边界的承载能力。在分析中，应考虑早于堆芯损伤（如丧失安全壳热量导出）的事故以及堆芯损伤事故带来的威胁。应识别安全壳承载能力分析中的不确定性对安全壳承载能力分析中所使用的假设、模型和分析结果应按与适用的支持性要求相一致的方式编制成文档。
表6高层次要求HLR-CP-A的支持性要求要求
应识别安全壳的失效机理，作为安全壳承载能力分析的输入。要求
应根据电厂的设计特征，通过代表性的严重事故序列计算安全壳内的环境条件并进行特定电厂的分析，以识别可信的安全壳失效机理。在确定潜在的安全壳失效机理清单时，应基于-个标准的典型失效机理清单（根据具有类似安全壳设计的其他电厂的研究得到），如包括SR-(P-A3至SR-CP-A7各条中的相应失效机理。在筛除SR-CP-A1中确定的任一失效机理时，应说明其合理性。高层次要求编码
HLR-CP-A
支持性要求编码
SR-CP-A3
SR-CP-A4
SR-CP-A5
SR-CP-A6
SR-CP-A7
SR-CP-A8
SR-CP-A9
表6高层次要求HLR-CP-A的支持性要求（续）要求
NB/T20445.2—2017
应识别安全壳的失效机理，作为安全壳承载能力分析的输入。要求
应考虑整个安全壳结构的失效机理，包括人员闸门、设备闸门、机械贯穿件、电气贯穿件、波纹管密封等。
应考虑严重事故现象直接导致的安全壳失效机理，如：氢气燃烧（爆燃和爆炸）：
持续高温下的材料蠕变或密封失效：水力学载荷对结构的影响：
蒸汽爆炸：
堆芯熔融物与安全壳结构间的直接接触：混凝土开裂：
钢衬里撕裂：
安全壳密封材料的辐照损伤等
应考虑严重事故现象间接导致的安全壳失效机理，相应严重事故现象举例如下：a)
安全壳内部结构受到侵蚀或位移导致的安全壳完整性丧失：压力容器下封头在高压下失效：压力容器的混凝土支撑体受到热化学侵蚀导致的压力容器位移：安全壳压力边界中的管道贯穿件所属管道的位移及结构损伤。对于设计有安全壳内置换料水箱（IRWST）的压水堆核电厂，应考虑从反应堆冷却剂系统向IRWST高压喷放的蒸汽和/或不可凝气体导致的水力学载荷。识别可能影响安全壳承受严重事故威胁能力的顶先存在的失效模式或电厂状态，并对其可能性进行定量分析。分析时可使用来自于业界经验的通用数据，例如：
安全壳和贯穿件的泄漏率实验结果：未预置到正确扭矩的闸门：
性能存在缺陷的密封材料：
d）安全壳缺陷：
e）导致安全壳承载能力丧失的腐蚀。如能获得特定电厂的运行经验和数据，可结合前述业界通用数据，开展特定电厂的定量分析（如使用贝叶斯方法）。如果在确定裂变产物向环境释放路径时考虑了安全壳压力边界以外的构筑物（如辅助厂房），则应识别严重事故进程（如氢的释放和燃烧）中可能影响这些构筑物完整性的失效机理。
识别已在SRCP-AI至SR-（P-A8中分析过并需要在HLR-（P-B中规定的安全壳承载能力分析中处理的失效机理。由阀门的功能性失效（如阀门拒关）导致的安全壳隔离失效，不属于SR-（P要求的范助，“严重事故环境可能使密封及密封材料承受高温及辐照的威胁。不可凝气体可能包括空气，情性气体、压力容器内堆芯组件金属氧化反应或压力容器外堆芯与混凝土反应产生的惰性气体、氢气及其他不可凝气体等。7
NB/T20445.22017
高层次要求编码
HLR-CP-B
支持性要求编码
SR-CP-B1
SR-CP-B2
SR-CP-B3
SR-CP-B4
SR-CP-B5
SR-CP-B6
SR-CP-B7
表7高层次要求HLR-CP-B的支持性要求要求
应选择一种或多种方法来分析安全壳结构承受假定载荷的能力。要求
应使用以下儿种方法之一计算安全壳的极限承载力：a）基于反映材料特性和主要物理过程的适用于重要严重事故工况下特定电厂配置条件的数学关系式，建立经验证的计算模型来分析结构响应：b）使用针对特定失效机理的安全壳承载能力实验结果，应论证其对于所应用的电厂事故工况的适用性：
c）方法a）和b）的结合：
d）建立经验证的、特定电厂的三维有限元非线性结构响应模型。分析极限承载力时，清晰地处理重要的几何不连续处（如大的闸门和贯穿件）。基于所选定的安全壳承载能力评估方法，可假设恒定温度的材料属性参数，以确定结构材料的性能限值。例如：对圆柱型钢筋混凝土安全壳，“失效”可定义为在远离不连续处混凝土的最大薄膜应变超过1%。但应注意：如果考虑多种失效机理，可能需要定义多组限值，如与灾害性破裂相对应的混凝土安全壳开裂和与贯穿件密封泄漏对应的钢衬里撕裂。确定与设计或建造实际情况相符合的几何结构特征及材料组成，作为SR-CP-B4中初步评价的基础。
对于商运超过10年核电厂的安全壳，应考虑材料降级的影响。对重要的二级PSA事故序列，应在考虑电厂设计特征的基础上现实地确定安全壳准静态热力学载荷或威胁安全壳结构的物理属性，以评价安全壳承载能力。对不重要的二级PSA事故序列，确定安全壳准静态热力学载荷或物理属性时可使用包络值。对构成裂变产物向环境释放路径的安全壳压力边界以外的构筑物，如需在源项分析中考虑其对放射性物质的滞留和包容作用，则应确定其承受事故进程中所产生载荷的能力。对于影响安全壳承载能力的多个变量，使用一组离散的、静态的变量组合。例如，基于特定电厂的代表性序列的严重事故进程计算来定义各种压力-温度组合，以用于分析安全壳极限承载能力。
“关于在安全壳分析中如何考虑材料降级的影响，可参见参考文缺[6]。高层次要求编码
HLR-CP-C
支持性要求编码
SR-CP-C1
SR-CP-C2
高层次要求编码
HLR-CP-D
支持性要求编码
SR-CP-D1
SR-CP-D2
SR-CP-D3
SR-CP-D4
表8高层次要求HLR-CP-C的支持性要求要求
NB/T20445.2—2017
应确定安全壳压力边界的承载能力。在分析中，应考虑早于堆芯损仿（如丧失安全壳热量导出）的事故及堆芯损伤事故带来的威胁。要求
对于各种失效模式，确定现实的失效阅值，这些阈值是一-组离散的独立变量组合（如温度和压力）的函数。
对于各种失效机理，如果其安全壳失效准则已满足，则应确定安全壳压力边界最终开口的位置和尺寸。可使用以下方法之一：a）从保守的角度确定失效位置和典型开口尺寸：b）从现实的角度确定失效位置和开口尺寸，其中开口尺寸为压力的函数（对于重要的安全壳威，如果满足相应的失效准则）。如果考虑了多个失效位置和/或开口尺寸，应对重要安全壳威胁给出相应的条件概率：c）从现实的角度确定失效位置和开口尺寸，其中开口尺寸为压力和温度的函数（对于所有的安全壳威肋）。如果考虑了多个失效位置和/或开口尺寸，应对每种可能给出相应的条件概率。例如：对于混凝土结构，压力升高过程中出现裂缝引起泄漏，在压力继续升高的情况下裂缝扩大：对钢质安全壳，在堆芯碎片与安全壳的接触点产生小的破口，随后由于持续的接触而扩展为更大尺寸的破口表9高层次要求HLR-CP-D的支持性要求要求
应识别安全壳承载能力分析中的不确定性。要求bZxz.net
识别安全壳失效的确定论分析中的参数不确定性、建模不确定性的来源及所使用的假设。
以概率密度函数（脆性曲线）的形式描述安全壳失效准则的不确定性。使用工程判断或结构化的敏感性分析描述安全壳最终开口尺寸的不确定性范围。对SR-CP-D1中所识别的各建模不确定性及相关假设，描述其对安全壳强度或抗失效能力的影响。
参数不确定性包括建造尺寸的不确定性和材料性能的不确定性。建模不确定性包括模型构建过程中存在的不确定性（如对材料降级、动态载荷、对称性等方面的处理）。o
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