NB/T 20442.5-2017
基本信息
标准号： NB/T 20442.5-2017
中文名称：核电厂定期安全审查指南第5部分:概率安全分析
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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出版信息
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标准简介
NB/T 20442.5-2017.Guideline of periodic safety review for nuclear power plants-Part 5: Probabilistic safety analysis.
1范围
NB/T 20442.5规定了核电厂概率安全分析要素定期安全审查的目的、范围、内容、方法以及过程。
NB/T 20442.5适用于核电厂定期安全审查中概率安全分析要素的审查.本部分规定的内容以压水堆核电厂为例，其他堆型核电厂可参照使用。
2术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。
2.1概率安全分析probabilistic safety analysis
提供一种全面的、结构化的处理方法，识别出核电厂失效的情景，并对工作人员和公众所承受的风险作出数值估计。
2.2严重事故severe accident
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。
2.3超设计基准事故beyond design basis accident
严重性超过设计基准事故，包括没有造成堆芯明显恶化的事故和严重事故。
3总则
3.1 审查目的
核电厂概率安全分析定期安全审查的目的是在考虑核电厂设计和运行的变更、新的技术信息、现行的分析方法和新的运行数据的基础上，审查核电厂现有的概率安全分析是否能满足当前法规标准要求，并反映核电厂实际状态。
3.2审查要点
概率安全分析审查的要点至少应包括:
a)现有 的概率安全分析的范围:
b) 重要的概率安全分析技术要素:
c) 现有概率安全分析中的假设;
d)现有概率安全分析采用的分 析方法;
e)现有 概率安全分析采用的计算机程序;
f)概率安全 分析的更新情况;
g)概率安全分析应用于 其他要素审查;
1范围
NB/T 20442.5规定了核电厂概率安全分析要素定期安全审查的目的、范围、内容、方法以及过程。
NB/T 20442.5适用于核电厂定期安全审查中概率安全分析要素的审查.本部分规定的内容以压水堆核电厂为例，其他堆型核电厂可参照使用。
2术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。
2.1概率安全分析probabilistic safety analysis
提供一种全面的、结构化的处理方法，识别出核电厂失效的情景，并对工作人员和公众所承受的风险作出数值估计。
2.2严重事故severe accident
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。
2.3超设计基准事故beyond design basis accident
严重性超过设计基准事故，包括没有造成堆芯明显恶化的事故和严重事故。
3总则
3.1 审查目的
核电厂概率安全分析定期安全审查的目的是在考虑核电厂设计和运行的变更、新的技术信息、现行的分析方法和新的运行数据的基础上，审查核电厂现有的概率安全分析是否能满足当前法规标准要求，并反映核电厂实际状态。
3.2审查要点
概率安全分析审查的要点至少应包括:
a)现有 的概率安全分析的范围:
b) 重要的概率安全分析技术要素:
c) 现有概率安全分析中的假设;
d)现有概率安全分析采用的分 析方法;
e)现有 概率安全分析采用的计算机程序;
f)概率安全 分析的更新情况;
g)概率安全分析应用于 其他要素审查;
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标准内容
ICS27.120.99
备案号：59615—2017
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20442.5—2017
核电厂定期安全审查指南
第5部分：概率安全分析
Guideline of periodic safety review for nuclear power plantsPart 5: Probabilistic safety analysis2017-04-01发布
国家能源局
2017-10-01实施
术语和定义
审查范围和内容
审查输入
6审查方法
审查记录和报告
附录A（资料性附录）
概率安全分析要素审查流程图（见图A.1）NB/T20442.5—2017
NB/T20442.5—2017
NB/T20442《核电厂定期安全审查指南》分为15个部分：第1部分：通用要求
第2部分：安全性能；
一第3部分：程序；
第4部分：辐射环境影响：
第5部分：概率安全分析：
第6部分：构筑物、系统和部件的实际状态：第7部分：经验反馈；
第8部分：老化：
第9部分：确定论安全分析；
第10部分：人因：
第11部分：设备合格鉴定；
第12部分：设计：
第13部分：应急计划：
第14部分：灾害分析；
第15部分：组织机构和行政管理。本部分为NB/T20442的第5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：大亚湾核电运营管理有限责任公司、苏州热工研究院有限公司、中核核电运行管理有限公司、上海核工程研究设计院。本部分主要起草人：张士朋、李琪、王春辉、陈光毅、黄乾、裴亮、王伟金、冯丙辰、吴让郁、曹勇、仇永萍、胡军涛、李琳。
NB/T20442.52017
核电厂运行的安全审查有常规安全审查和专项安全审查，它们是安全验证的主要手段。常规安全审查包括对核电厂硬件和程序的修改、安全重要事件、运行经验、核电厂运行管理、人员资格等的审查。专项安全审查是在核电厂发生安全上的重大事件之后进行的审查。一般来说，常规安全审查和专项安全审查不是综合性的，不一定总是考虑安全标准和运行实践的改进、核电厂老化和修改的积累效应、运行经验反馈及科学技术的发展。为了全面掌握核电厂的实际安全情况，确定应该进行的合理可行的修改，使核电厂保持高的安全性，定期安全审查是一种有效的方法。定期安全审查以规定的时间间隔对运行核电厂的安全性进行系统性的再评价，以应对老化、修改、运行经验、技术更新和厂址方面的积累效应，目的是确保核电厂在整个使用寿期内具有高的安全水平。定期安全审查是对常规安全审查和专项安全审查的补充。我国核安全监管部门在HAF103—2004中第10章规定了“在核动力厂整个运行寿期内考虑到运行经验和从所有相关来源得到的新的重要安全信息，营运单位应根据管理要求对核动力厂进行系统的安全重新评价”，并且规定这种评价必须采用定期安全审查的方式”。2006年，我国核安全监管部门发布了HAD103/11。按照HAD103/11的要求，运行核电厂应开展14个要素的定期安全审查工作。HAF103和HAD103/11虽提出了核电厂定期安全审查工作的总体要求、目的、管理流程和审查要点，但并未对如何具体开展各个要素的审查工作给出具体规定。为此，需要在HAF103和HAD103/11已有规定的基础上，制定系列标准NB/T20442，用以指导定期安全审查工作的具体实施。III
1范围
NB/T20442.5—2017
核电厂定期安全审查指南第5部分：概率安全分析本部分规定了核电厂概率安全分析要素定期安全审查的目的、范围、内容、方法以及过程。本部分适用于核电厂定期安全审查中概率安全分析要素的审查。本部分规定的内容以压水堆核电厂为例，其他堆型核电厂可参照使用。2术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。2.1
概率安全分析probabilisticsafetyanalysis提供一种全面的、结构化的处理方法，识别出核电厂失效的情景，并对工作人员和公众所承受的风险作出数值估计。
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。2.3
超设计基准事故beyonddesignbasisaccident严重性超过设计基准事故，包括没有造成堆芯明显恶化的事故和严重事故。3总则
3.1审查目的
核电厂概率安全分析定期安全审查的目的是在考虑核电厂设计和运行的变更、新的技术信息、现行的分析方法和新的运行数据的基础上，审查核电厂现有的概率安全分析是否能满足当前法规标准要求，并反映核电厂实际状态。
3.2审查要点
概率安全分析审查的要点至少应包括：现有的概率安全分析的范围：
重要的概率安全分析技术要素：b)wwW.bzxz.Net
现有概率安全分析中的假设：
现有概率安全分析采用的分析方法；d)
现有概率安全分析采用的计算机程序：概率安全分析的更新情况；
概率安全分析应用于其他要素审查：超设计基准事故的事故管理大纲与概率安全分析结果的一致性。h)
NB/T20442.5—2017
4审查范围和内容
4.1概率安全分析要素的审查需要明确PSA模型是否与核电厂实际情况及政策法规的要求一致，概率安全分析要素的审查范围应包括以下两个方面：a）概率安全分析模型审查：
b）概率安全分析应用于其他要素审查。4.2概率安全分析模型审查的目的是在考虑核电厂设计和运行的变更、新的技术信息、现行的分析方法和新的运行数据的基础上，审查核电厂的PSA模型是否满足法规要求并正确反映核电厂的实际状态及风险水平。具体审查内容可包括：a）现有概率安全分析的范围，审查核电厂现有的概率安全分析是否满足当前相关法规标准中要求的范围：
现有概率安全分析中重要技术要素所采用的方法与当前最新技术实践的符合性，包括始发事件b)
分析、事件序列分析、系统分析、数据分析、成功准则分析、人员可靠性分析、相关性分析、定量化分析等技术要素，以及灾害PSA、二级PSA、停堆工况PSA等特有的技术要素：现有概率安全分析中假设的合理性，包括总体假设和概率安全分析中各技术要素的分析假设；c)
现有概率安全分析采用的计算机程序的适宜性：d)
现有概率安全分析模型中使用的数据是否反映电厂运行经验；e)
现有概率安全分析结果，审查概率安全分析的结果是否合理，是否与核电厂实际情况一致：f
电厂概率安全分析模型的管理、更新情况及相关程序，审查电厂是否在重大的设计、运行变更g
及PSA技术方法更新时，更新过概率安全分析模型：如果当前概率安全分析模型不足以反映电厂现实的风险水平，则当前概率安全分析模型需要进h）
行更新。
4.3概率安全分析应用于其他要素审查的目的是针对其他要素的审查需求及核电厂审查发现的弱项、改进项进行概率安全分析，确认其对核电厂安全性的影响，同时为核电厂改进措施的选择与决策提供参考。用于评价的PSA模型应能够反映核电厂实际的安全状态，满足弱项审查的需求。具体审查内容可包括：
应用核电厂概率安全分析模型，根据定期安全审查其他要素的需求，对审查中发现的核电厂弱a)
项或针对弱项所确定的相关改进项进行风险评估：结合核电厂概率安全分析风险见解，识别核电厂薄弱环节：b
应用核电厂概率安全分析模型，对超设计基准事故的管理大纲在防止堆芯损坏或缓解其后果的c
有效性等方面进行评估。
5审查输入
5.1基准文件
基准文件包括定期安全审查大纲确定的核电厂概率安全分析相关的法规、导则、标准、技术文件等。5.2核电厂文件和记录
核电厂文件和记录包括(不限于)：a）核电厂PSA开发及维护相关管理程序：核电厂系统手册，包括逻辑图、电气接线图、流程图等：b)
核电厂最终安全分析报告（FSAR）及其支持材料：2
核电厂事故规程、定期试验规程、报警卡：核电厂历次大修报告、大修计划等相关内容：核电厂工程改进项目记录：
核电厂运行经验事件及数据：
核电厂运行事件及其他运行记录；核电厂严重事故管理导则及其支持材料；核电厂布置区域、厂房布置信息：核电厂设备清单及安装位置、电缆信息；电厂的PSA模型、PSA专题报告及相关支持性材料：以往的审评相关文件，包括核安全审评、同行评估或内部评审等：其他PSR要素的相关输入。
5.3经验反馈
经验反馈包括：
a）核电厂PSA评审外部经验反馈：b）国内、外核电厂的定期安全审查成果。5.4其他安全要素的审查反馈
NB/T20442.5—2017
概率安全分析要素与设计、确定论安全分析、实际状态、设备合格鉴定、安全性能、老化、灾害分析、程序、人因、应急计划等要素存在接口。其他安全要素的审查反馈是其审查中发现的与概率安全分析有关的偏差项。
NB/T20442.5—2017
6审查方法
6.1概率安全分析模型审查
6.1.1审查概率安全分析范围
审查电厂当前的概率安全分析模型、报告及相关工作开展情况，明确当前概率安全分析的范围，即是否包含一级和二级PSA、是否包含不同工况PSA、是否包含灾害PSA。根据目前国内核安全监管在概率安全分析方面的政策法规与规定，明确对被审查电厂概率安全分析范围的要求，确认电厂当前的概率安全分析是否满足该要求。6.1.2审查概率安全分析方法
审查核电厂概率安全分析相关程序文件和概率安全分析工作开展情况，明确当前概率安全分析流程及各技术要素所使用的方法。
通过与国内外现行PSA标准及良好实践所使用的方法进行比较，审查概率安全分析重要的技术要素分析方法的有效性，如始发事件分析、事件序列分析、系统分析、数据分析、人员可靠性分析、相关性分析、定量化分析等技术要素，以及灾害PSA、二级PSA、停堆工况PSA特有的技术要素。采用同样的方法，审查当前概率安全分析所使用的计算机程序的有效性。6.1.3审查概率安全分析假设
审查核电厂概率安全分析相关程序文件、模型和报告，明确电厂概率安全分析的总体假设及概率安全分析各技术要素的假设，对这些假设的合理性及其对PSA结果的影响进行审查。6.1.4审查概率安全分析结果
审查电厂当前的概率安全分析模型、报告及相关工作开展情况，明确当前概率安全分析的结果及各技术要素的分析结果。
根据目前国内外现行PSA标准及良好实践，审查概率安全分析结果的合理性及是否满足相关要求。根据最新的概率安全分析方法、技术要求与标准，结合当前电厂实际状态和运行经验，审查重要的概率安全分析技术要素分析过程及结果的合理性与有效性，如始发事件分析、事件序列分析、系统分析、数据分析、人员可靠性分析、相关性分析、定量化分析等技术要素，以及灾害PSA、二级PSA、停堆工况PSA特有的技术要素。
6.1.5概率安全分析更新审查
通过相关文件资料，审查电厂的设计、运行变更信息，审查与现行的PSA技术方法和要求的差异，结合概率安全分析模型审查的结果，确认是否存在对概率安全分析有明显影响的工程改造项及新的PSA技术方法。审查电厂概率安全分析模型更新记录相关的文件，确认电厂是否考虑上述影响对概率安全分析模型进行更新。
根据概率安全分析模型及更新的审查结果，确认当前的概率安全分析是否足以反映电厂的实际状态。如果不满足则现有概率安全分析需要进行更新。6.2概率安全分析应用于其他要素审查6.2.1审查超设计基准事故的事故管理大纲4
NB/T20442.5—2017
应用核电厂的概率安全分析模型，审查超设计基准事故的事故管理大纲或相关规程与PSA分析模化及分析结果是否一致，对预防和缓解事故的考虑是否充分，用于评估的概率安全分析模型应满足超设计基准事故的事故管理大纲审查的需求。内容包括：a）分析核电厂超设计基准事故可能的预防与缓解措施：b）综合评估核电厂超设计基准事故的事故管理大纲的有效性，确定超设计基准事故的事故管理大纲的要求是否与PSA结果一致。
采用概率安全分析审查弱项改进建议6.2.2
应用概率安全分析模型，针对具体问题，对其他要素提出的弱项及其改进措施进行风险评估，为核电厂对改进措施的选择与决策提供参考，用于评估的概率安全分析模型应满足弱项审查的需求。具体的审查步骤为：
判断是否应通过修改现有模型中的相关逻辑评价改进项目对核电厂风险的影响：a
判断是否应通过修改模型中的相关数据以反映改进项目对核电厂风险的影响；b)
判断是否能够利用现有PSA结果进行评价：c)
确定是否能够通过以上修改进行定量的分析：d)
如果可以定量分析则需进行定量分析，否则进行定性分析。e)
6.2.3结合概率安全分析风险见解识别核电厂薄弱环节结合概率安全分析模型所得到的重要风险见解，识别核电厂薄弱环节和潜在的安全改进。选取对于堆芯损坏频率或放射性物质大量释放频率有重要贡献的事件序列、设备失效及人员失误进行分析，从风险的角度提出预防或缓解的措施，如进行设备改造、提高维修水平与质量、优化试验与维修规程、优化技术规范等提高设备的可靠性，通过完善事故规程、加强人员培训等提高人员响应的有效性与可靠性，6.3审查流程
概率安全分析要素的审查流程图参见附录A。7审查记录和报告
在概率安全分析要素审查过程中，对于支撑审查结论的必要依据，应形成书面的记录。审查结果应形成相应的书面报告。审查报告应以事实依据、分析计算结果及相应的审查记录为基础。报告和记录应按照规定的内容和格式要求进行编制，并确保内容的真实性。5
NB/T20442.5—2017
附录A
（资料性附录）
概率安全分析要素审查流程图（见图A.1）审查核电厂当前的
实际状态
现有模型
以往相关审评内容
其他审查要素提出的
弱项及其改进措施
评估改进行动
对比审查
确定现有模型状态
提出相应纠正行动
编写审查报告
现有政策法规要求
国内现有技术
同类核电厂审查要求
超设计基准事故的事故
管理大纲有效性评估
概率安全分析要素审查流程图
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备案号：59615—2017
中华人民共和国能源行业标准
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核电厂定期安全审查指南
第5部分：概率安全分析
Guideline of periodic safety review for nuclear power plantsPart 5: Probabilistic safety analysis2017-04-01发布
国家能源局
2017-10-01实施
术语和定义
审查范围和内容
审查输入
6审查方法
审查记录和报告
附录A（资料性附录）
概率安全分析要素审查流程图（见图A.1）NB/T20442.5—2017
NB/T20442.5—2017
NB/T20442《核电厂定期安全审查指南》分为15个部分：第1部分：通用要求
第2部分：安全性能；
一第3部分：程序；
第4部分：辐射环境影响：
第5部分：概率安全分析：
第6部分：构筑物、系统和部件的实际状态：第7部分：经验反馈；
第8部分：老化：
第9部分：确定论安全分析；
第10部分：人因：
第11部分：设备合格鉴定；
第12部分：设计：
第13部分：应急计划：
第14部分：灾害分析；
第15部分：组织机构和行政管理。本部分为NB/T20442的第5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：大亚湾核电运营管理有限责任公司、苏州热工研究院有限公司、中核核电运行管理有限公司、上海核工程研究设计院。本部分主要起草人：张士朋、李琪、王春辉、陈光毅、黄乾、裴亮、王伟金、冯丙辰、吴让郁、曹勇、仇永萍、胡军涛、李琳。
NB/T20442.52017
核电厂运行的安全审查有常规安全审查和专项安全审查，它们是安全验证的主要手段。常规安全审查包括对核电厂硬件和程序的修改、安全重要事件、运行经验、核电厂运行管理、人员资格等的审查。专项安全审查是在核电厂发生安全上的重大事件之后进行的审查。一般来说，常规安全审查和专项安全审查不是综合性的，不一定总是考虑安全标准和运行实践的改进、核电厂老化和修改的积累效应、运行经验反馈及科学技术的发展。为了全面掌握核电厂的实际安全情况，确定应该进行的合理可行的修改，使核电厂保持高的安全性，定期安全审查是一种有效的方法。定期安全审查以规定的时间间隔对运行核电厂的安全性进行系统性的再评价，以应对老化、修改、运行经验、技术更新和厂址方面的积累效应，目的是确保核电厂在整个使用寿期内具有高的安全水平。定期安全审查是对常规安全审查和专项安全审查的补充。我国核安全监管部门在HAF103—2004中第10章规定了“在核动力厂整个运行寿期内考虑到运行经验和从所有相关来源得到的新的重要安全信息，营运单位应根据管理要求对核动力厂进行系统的安全重新评价”，并且规定这种评价必须采用定期安全审查的方式”。2006年，我国核安全监管部门发布了HAD103/11。按照HAD103/11的要求，运行核电厂应开展14个要素的定期安全审查工作。HAF103和HAD103/11虽提出了核电厂定期安全审查工作的总体要求、目的、管理流程和审查要点，但并未对如何具体开展各个要素的审查工作给出具体规定。为此，需要在HAF103和HAD103/11已有规定的基础上，制定系列标准NB/T20442，用以指导定期安全审查工作的具体实施。III
1范围
NB/T20442.5—2017
核电厂定期安全审查指南第5部分：概率安全分析本部分规定了核电厂概率安全分析要素定期安全审查的目的、范围、内容、方法以及过程。本部分适用于核电厂定期安全审查中概率安全分析要素的审查。本部分规定的内容以压水堆核电厂为例，其他堆型核电厂可参照使用。2术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。2.1
概率安全分析probabilisticsafetyanalysis提供一种全面的、结构化的处理方法，识别出核电厂失效的情景，并对工作人员和公众所承受的风险作出数值估计。
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。2.3
超设计基准事故beyonddesignbasisaccident严重性超过设计基准事故，包括没有造成堆芯明显恶化的事故和严重事故。3总则
3.1审查目的
核电厂概率安全分析定期安全审查的目的是在考虑核电厂设计和运行的变更、新的技术信息、现行的分析方法和新的运行数据的基础上，审查核电厂现有的概率安全分析是否能满足当前法规标准要求，并反映核电厂实际状态。
3.2审查要点
概率安全分析审查的要点至少应包括：现有的概率安全分析的范围：
重要的概率安全分析技术要素：b)wwW.bzxz.Net
现有概率安全分析中的假设：
现有概率安全分析采用的分析方法；d)
现有概率安全分析采用的计算机程序：概率安全分析的更新情况；
概率安全分析应用于其他要素审查：超设计基准事故的事故管理大纲与概率安全分析结果的一致性。h)
NB/T20442.5—2017
4审查范围和内容
4.1概率安全分析要素的审查需要明确PSA模型是否与核电厂实际情况及政策法规的要求一致，概率安全分析要素的审查范围应包括以下两个方面：a）概率安全分析模型审查：
b）概率安全分析应用于其他要素审查。4.2概率安全分析模型审查的目的是在考虑核电厂设计和运行的变更、新的技术信息、现行的分析方法和新的运行数据的基础上，审查核电厂的PSA模型是否满足法规要求并正确反映核电厂的实际状态及风险水平。具体审查内容可包括：a）现有概率安全分析的范围，审查核电厂现有的概率安全分析是否满足当前相关法规标准中要求的范围：
现有概率安全分析中重要技术要素所采用的方法与当前最新技术实践的符合性，包括始发事件b)
分析、事件序列分析、系统分析、数据分析、成功准则分析、人员可靠性分析、相关性分析、定量化分析等技术要素，以及灾害PSA、二级PSA、停堆工况PSA等特有的技术要素：现有概率安全分析中假设的合理性，包括总体假设和概率安全分析中各技术要素的分析假设；c)
现有概率安全分析采用的计算机程序的适宜性：d)
现有概率安全分析模型中使用的数据是否反映电厂运行经验；e)
现有概率安全分析结果，审查概率安全分析的结果是否合理，是否与核电厂实际情况一致：f
电厂概率安全分析模型的管理、更新情况及相关程序，审查电厂是否在重大的设计、运行变更g
及PSA技术方法更新时，更新过概率安全分析模型：如果当前概率安全分析模型不足以反映电厂现实的风险水平，则当前概率安全分析模型需要进h）
行更新。
4.3概率安全分析应用于其他要素审查的目的是针对其他要素的审查需求及核电厂审查发现的弱项、改进项进行概率安全分析，确认其对核电厂安全性的影响，同时为核电厂改进措施的选择与决策提供参考。用于评价的PSA模型应能够反映核电厂实际的安全状态，满足弱项审查的需求。具体审查内容可包括：
应用核电厂概率安全分析模型，根据定期安全审查其他要素的需求，对审查中发现的核电厂弱a)
项或针对弱项所确定的相关改进项进行风险评估：结合核电厂概率安全分析风险见解，识别核电厂薄弱环节：b
应用核电厂概率安全分析模型，对超设计基准事故的管理大纲在防止堆芯损坏或缓解其后果的c
有效性等方面进行评估。
5审查输入
5.1基准文件
基准文件包括定期安全审查大纲确定的核电厂概率安全分析相关的法规、导则、标准、技术文件等。5.2核电厂文件和记录
核电厂文件和记录包括(不限于)：a）核电厂PSA开发及维护相关管理程序：核电厂系统手册，包括逻辑图、电气接线图、流程图等：b)
核电厂最终安全分析报告（FSAR）及其支持材料：2
核电厂事故规程、定期试验规程、报警卡：核电厂历次大修报告、大修计划等相关内容：核电厂工程改进项目记录：
核电厂运行经验事件及数据：
核电厂运行事件及其他运行记录；核电厂严重事故管理导则及其支持材料；核电厂布置区域、厂房布置信息：核电厂设备清单及安装位置、电缆信息；电厂的PSA模型、PSA专题报告及相关支持性材料：以往的审评相关文件，包括核安全审评、同行评估或内部评审等：其他PSR要素的相关输入。
5.3经验反馈
经验反馈包括：
a）核电厂PSA评审外部经验反馈：b）国内、外核电厂的定期安全审查成果。5.4其他安全要素的审查反馈
NB/T20442.5—2017
概率安全分析要素与设计、确定论安全分析、实际状态、设备合格鉴定、安全性能、老化、灾害分析、程序、人因、应急计划等要素存在接口。其他安全要素的审查反馈是其审查中发现的与概率安全分析有关的偏差项。
NB/T20442.5—2017
6审查方法
6.1概率安全分析模型审查
6.1.1审查概率安全分析范围
审查电厂当前的概率安全分析模型、报告及相关工作开展情况，明确当前概率安全分析的范围，即是否包含一级和二级PSA、是否包含不同工况PSA、是否包含灾害PSA。根据目前国内核安全监管在概率安全分析方面的政策法规与规定，明确对被审查电厂概率安全分析范围的要求，确认电厂当前的概率安全分析是否满足该要求。6.1.2审查概率安全分析方法
审查核电厂概率安全分析相关程序文件和概率安全分析工作开展情况，明确当前概率安全分析流程及各技术要素所使用的方法。
通过与国内外现行PSA标准及良好实践所使用的方法进行比较，审查概率安全分析重要的技术要素分析方法的有效性，如始发事件分析、事件序列分析、系统分析、数据分析、人员可靠性分析、相关性分析、定量化分析等技术要素，以及灾害PSA、二级PSA、停堆工况PSA特有的技术要素。采用同样的方法，审查当前概率安全分析所使用的计算机程序的有效性。6.1.3审查概率安全分析假设
审查核电厂概率安全分析相关程序文件、模型和报告，明确电厂概率安全分析的总体假设及概率安全分析各技术要素的假设，对这些假设的合理性及其对PSA结果的影响进行审查。6.1.4审查概率安全分析结果
审查电厂当前的概率安全分析模型、报告及相关工作开展情况，明确当前概率安全分析的结果及各技术要素的分析结果。
根据目前国内外现行PSA标准及良好实践，审查概率安全分析结果的合理性及是否满足相关要求。根据最新的概率安全分析方法、技术要求与标准，结合当前电厂实际状态和运行经验，审查重要的概率安全分析技术要素分析过程及结果的合理性与有效性，如始发事件分析、事件序列分析、系统分析、数据分析、人员可靠性分析、相关性分析、定量化分析等技术要素，以及灾害PSA、二级PSA、停堆工况PSA特有的技术要素。
6.1.5概率安全分析更新审查
通过相关文件资料，审查电厂的设计、运行变更信息，审查与现行的PSA技术方法和要求的差异，结合概率安全分析模型审查的结果，确认是否存在对概率安全分析有明显影响的工程改造项及新的PSA技术方法。审查电厂概率安全分析模型更新记录相关的文件，确认电厂是否考虑上述影响对概率安全分析模型进行更新。
根据概率安全分析模型及更新的审查结果，确认当前的概率安全分析是否足以反映电厂的实际状态。如果不满足则现有概率安全分析需要进行更新。6.2概率安全分析应用于其他要素审查6.2.1审查超设计基准事故的事故管理大纲4
NB/T20442.5—2017
应用核电厂的概率安全分析模型，审查超设计基准事故的事故管理大纲或相关规程与PSA分析模化及分析结果是否一致，对预防和缓解事故的考虑是否充分，用于评估的概率安全分析模型应满足超设计基准事故的事故管理大纲审查的需求。内容包括：a）分析核电厂超设计基准事故可能的预防与缓解措施：b）综合评估核电厂超设计基准事故的事故管理大纲的有效性，确定超设计基准事故的事故管理大纲的要求是否与PSA结果一致。
采用概率安全分析审查弱项改进建议6.2.2
应用概率安全分析模型，针对具体问题，对其他要素提出的弱项及其改进措施进行风险评估，为核电厂对改进措施的选择与决策提供参考，用于评估的概率安全分析模型应满足弱项审查的需求。具体的审查步骤为：
判断是否应通过修改现有模型中的相关逻辑评价改进项目对核电厂风险的影响：a
判断是否应通过修改模型中的相关数据以反映改进项目对核电厂风险的影响；b)
判断是否能够利用现有PSA结果进行评价：c)
确定是否能够通过以上修改进行定量的分析：d)
如果可以定量分析则需进行定量分析，否则进行定性分析。e)
6.2.3结合概率安全分析风险见解识别核电厂薄弱环节结合概率安全分析模型所得到的重要风险见解，识别核电厂薄弱环节和潜在的安全改进。选取对于堆芯损坏频率或放射性物质大量释放频率有重要贡献的事件序列、设备失效及人员失误进行分析，从风险的角度提出预防或缓解的措施，如进行设备改造、提高维修水平与质量、优化试验与维修规程、优化技术规范等提高设备的可靠性，通过完善事故规程、加强人员培训等提高人员响应的有效性与可靠性，6.3审查流程
概率安全分析要素的审查流程图参见附录A。7审查记录和报告
在概率安全分析要素审查过程中，对于支撑审查结论的必要依据，应形成书面的记录。审查结果应形成相应的书面报告。审查报告应以事实依据、分析计算结果及相应的审查记录为基础。报告和记录应按照规定的内容和格式要求进行编制，并确保内容的真实性。5
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附录A
（资料性附录）
概率安全分析要素审查流程图（见图A.1）审查核电厂当前的
实际状态
现有模型
以往相关审评内容
其他审查要素提出的
弱项及其改进措施
评估改进行动
对比审查
确定现有模型状态
提出相应纠正行动
编写审查报告
现有政策法规要求
国内现有技术
同类核电厂审查要求
超设计基准事故的事故
管理大纲有效性评估
概率安全分析要素审查流程图
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