NB/T 20442.9-2017
基本信息
标准号： NB/T 20442.9-2017
中文名称：核电厂定期安全审查指南第9部分:确定论安全分析
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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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 20442.9-2017.Guideline of safety review for nuclear power plants-Part 9: Deterministic safety analysis.
1范围
NB/T 20442.9规定了确定论安全分析要素定期安全审查的目的、范围、内容、方法及过程。
NB/T 20442.9适用于核电厂定期安全审查中确定论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，其他类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事故工况accident condition
比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和超设计基准事故( 如严重事故)。
2.2预计运行事件anticipated operational occurrence
在核电厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离 正常运行的各种运行过程:由于在设计中己采取相应措施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。
2.3设计基准事故design basis accident
核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况,并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值以内。
2.4超设计基准事故beyond design basis accident
严重性超过设计基准事故的那些事故。
2.5严重事故severe aceident
造成堆芯明显损坏的超设计基准事故。
2.6严重事故管理severe accident management
在严重事故发展过程中所采取的一系列行动: (1) 减轻严重事故的后果; (2) 实现长期稳定的安全状态。
2.7严重事故管理导则severe accident management guidelines
用于严重事故管理的一套指导性文件。
1范围
NB/T 20442.9规定了确定论安全分析要素定期安全审查的目的、范围、内容、方法及过程。
NB/T 20442.9适用于核电厂定期安全审查中确定论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，其他类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事故工况accident condition
比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和超设计基准事故( 如严重事故)。
2.2预计运行事件anticipated operational occurrence
在核电厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离 正常运行的各种运行过程:由于在设计中己采取相应措施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。
2.3设计基准事故design basis accident
核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况,并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值以内。
2.4超设计基准事故beyond design basis accident
严重性超过设计基准事故的那些事故。
2.5严重事故severe aceident
造成堆芯明显损坏的超设计基准事故。
2.6严重事故管理severe accident management
在严重事故发展过程中所采取的一系列行动: (1) 减轻严重事故的后果; (2) 实现长期稳定的安全状态。
2.7严重事故管理导则severe accident management guidelines
用于严重事故管理的一套指导性文件。
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标准内容
ICS27.120.99
备案号：59619—2017
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20442.9--2017
核电广定期安全审查指南
第9部分：确定论安全分析
Guideline of safety review for nuclear power plants-Part 9: Deterministic 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
审查方法
7审查记录和报告
附录A（资料性附录）
确定论安全分析要素审查流程图（图A.1)NB/T20442.9—2017
NB/T20442.92017
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：
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9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、陈光毅、高景辉、袁明豪、薛峰、李永兵、郑国纲、祁军、郑利民。
NB/T20442.9—2017
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、运行经验反馈以及科学技术的发展。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HAF103一2004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/T20442.9-2017
核电厂定期安全审查指南第9部分：确定论安全分析本部分规定了确定论安全分析要素定期安全审查的目的、范围、内容、方法及过程。本部分适用于核电厂定期安全审查中确定论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，其他类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
事故工况
accidentcondition
比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和超设计基准事故（如严重事故）。2.2
预计运行事件anticipatedoperationaloccurrence在核电厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各种运行过程：由于在设计中已采取相应措施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。2.3
设计基准事故designbasis accident核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值以内。2.4
超设计基准事故beyonddesignbasisaceident严重性超过设计基准事故的那些事故。2.5
严重事故
severe accident
造成堆芯明显损坏的超设计基准事故。2.6
severe accident management
严重事故管理
在严重事故发展过程中所采取的一系列行动：（1)减轻严重事故的后果；（2)实现长期稳定的安全状态。
J severe accident management guidelines严重事故管理导则
用于严重事故管理的一套指导性文件。2.8
postulated initiating event假设始发事件
设计期间确定的可能导致预计运行事件或事故工况的事件。NB/T20442.92017
3总则
3.1审查目的
确定论安全分析要素的审查目的是在考虑实际的核电厂设计，构筑物、系统和部件的实际状态及在本次定期安全审查所覆盖的周期末的预计状态，现行的安全法规、导则、标准和实践的基础上，确定现有的确定论安全分析的完整和有效程度。另外，该审查还应识别纵深防御方面的任何薄弱环节。3.2审查要点
确定论安全分析要素的审查要点包括：现有确定论安全分析采用的假设、准则、方法和计算机程序及其与现行法规、导则、标准和实a)
践的比较：
现有确定论安全分析中所作假设与电厂实际状态的一致性；b)
运行限值和条件及允许的核电厂运行状态：c)i
d）现有确定论安全分析的假设始发事件的完整性：纵深防御在核电厂的应用情况：e)
事故工况下的辐照剂量和放射性物质释放限值。f)
4审查范围和内容
根据核电厂确定论安全分析所涉及的事故的类别，可把确定论安全分析要素的审查分为两个部分：事故分析审查、严重事故管理审查。事故分析审查的目的是确定核电厂现有的预计运行事件和设计基准事故（包括部分超设计基准事故）分析的有效程度。
严重事故管理审查的目的是确定核电厂现有的严重事故分析和严重事故管理导则（SAMG）的有效程度。
针对上述目的，确定论安全分析审查的审查内容确定如下：a）事故分析及相关的规程；
b）严重事故管理：
1）严重事故相关论证分析资料审查：2）严重事故管理导则（SAMG）审查。在审查期间，可根据电厂潜在的薄弱环节和问题，设置若干针对性的审查专题，开展深入的审查和评估。
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确定论安全分析要素相关的法规、导则、标准、技术文件等。5.2核电厂文件和记录
核电厂文件和记录宜包括（不限于）：a）核电厂最终安全分析报告（FSAR）；b）核电厂应急运行规程（EOP）：2
核电厂严重事故管理导则：
核电厂技术规格书：
严重事故相关论证分析资料：
核电厂应急计划。
5.3经验反馈
经验反馈宜包括：
a）核电厂外部经验反馈：
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/T20442.9—2017
确定论安全分析要素与设计、实际状态、设备合格鉴定、老化、概率论安全分析、安全性能、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确定论安全分析有关的偏差项。
6审查方法
6.1事故分析
在评价FSAR中的事故分析的有效程度时，需要考虑的原则及具体审查步骤如下：现有的事故分析是否反映核电厂的实际情况（包括核电厂实际的设计、运行模式、燃料管a
理模式、核电厂技术规格书、运行规程、应急运行规程及构筑物、系统和部件的实际状态及在本次定期安全审查所覆盖的周期末它们的预计状态）。具体步骤：对于每个事故分析，需要确定所涉及的核电厂构筑物、系统和部件，以及相关的电厂运行1）
文件（如核电厂技术规格书、运行规程、应急运行规程）：根据其他要素（核电厂设计：构筑物、系统和部件的实际状态：设备合格鉴定及相关的综2
合专题）的输入，判断核电厂构筑物、系统和部件的实际状态在相关的事故分析完成之后是否发生改变，从而确定核电厂构筑物、系统和部件的实际状态是否与当前的事故分析中的相关假设保持一致：
确定核电厂运行文件（如核电厂技术规格书、运行规程、应急运行规程等）在相关的事故3）
分析完成之后是否发生改变，进而确定这些核电厂运行文件是否与当前事故分析的相关假设保持一致。
b）现有的事故分析是否满足相关的核安全法规、导则、标准及国家核安全监管部门的审评要求。具体步骤：
1）对于每个事故分析，需要调研相关的核安全法规、导则、标准及国家核安全监管部门的审评要求；这些要求一般是针对事故分析的始发事件选取、分析准则、分析方法、计算机程序和验收准则：
进行新旧法规、导则、标准的比对，确定相关要求在现有的事故分析完成之后是否发生改2）
变或者是否出现了新的要求：
3）对现有的事故分析进行审查，确定现有的事故分析与相关要求的符合程度。c）参考同类核电厂的事故分析所用准则、方法和计算机程序，以及国际上事故分析方面的良好实践和研究成果，找出现有的事故分析的偏差。具体步骤：3
NB/T20442.9—2017
1）对于每个事故，收集其他同类核电厂的安全分析报告中对该事故进行分析的概要信息，包括始发事件的选取，分析的假设，准则，方法，使用的计算机程序，分析结果及验收准则等：
2）参照以上的信息，找出现有的事故分析的偏差。此外还需要对始发事件清单的完整性进行审查。经审查后，如果发现现有的事故分析不够完整或某些分析不再有效，对经总体评价后确定的弱项提出改进建议。
6.2严重事故管理
6.2.1严重事故相关论证分析资料审查具体审查步骤为：
a）对于每一项严重事故相关的论证分析，确定所涉及的核电厂构筑物、系统和部件：b)
根据其他要素（核电厂设计：构筑物、系统和部件的实际状态：设备合格鉴定及相关的综合专题）的输入，确定核电厂构筑物、系统和部件的实际状态是否与当前论证分析中的相关假设保持一致：
调研严重事故相关的核安全法规、导则、标准及国家核安全监管部门的审评要求，确定现i
有严重事故相关的论证分析与这些要求的符合程度；d)
参照其他核电厂的严重事故分析论证资料，识别现有的严重事故分析的偏差；根据分析结果，判断分析中考虑的严重事故应对措施是否充分：对相关的应急运行规程或者严重事故管理导则进行审查，判断这些程序中是否正确体现这些应对措施：
评估应对严重事故的设备（包括仪表）的可用性、可达性是否满足要求h
对经总体评价后确定的弱项，提出改进建议。6.2.2严重事故管理导则（SAMG）的审查应包括两个层次的审查：Www.bzxZ.net
SAMG总体情况审查。梳理相关参考文件对核电厂SAMG的要求并调研其他同类核电厂在a)
SAMG的开发与实施方面的良好实践经验，对核电厂SAMG的实际情况进行评价，找出目前核电厂SAMG与国际上最新标准和良好实践之间的偏差，对经总体评估后确定的弱项提出改进建议。在该项审查中，主要关注SAMG的以下方面：SAMG的原则和技术框架：
SAMG适用范围：
SAMG与应急运行规程和应急计划的接口：3)
SAMG的实施（包括执行SAMG的组织机构、相关职责、岗位设置和授权等）；SAMG的培训：
SAMG文件完整性。
SAMG各导则文件的技术审查。对SAMG各导则文件进行技术审查，具体的审查步骤如下：b)
针对每一个导则中的主要对策梳理出对策涉及的核电厂构筑物、系统和部件及相关动作，根据其他要素（核电厂设计：构筑物、系统和部件的实际状态等要素）的输入，判断其是否与核电厂构筑物，系统和部件的设计及实际状态相符，分析各操作的可行性和有效性：4
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结合国内外严重事故方面的最新研究成果、核电厂的设计和实际状态、其他核电厂在SAMG2
方面的实践经验，对各个导则中的主要技术内容（如计算图表、正面的和负面的效应描述等）进行审查，对其有效性进行评价：3）对经总体评价后确定的弱项提出改进建议。6.3审查流程
确定论安全分析要素的审查流程参见附录A。审查记录和报告
在确定论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/T20442.92017
附录A
（资料性附录）
确定论安全分析要素审查流程图（图A.1）调研相关的核安全法规、导则、标准及国家核安全监管部门的审评要求（特别关注发生改变的要求和新增的要求）
收集和核实核电厂的实际状态信息（特别关注电厂构筑物、系统和部件实际状态的变化及核电厂重要运行文件的修改）
确定现有的确定论安全分析的有效程度。对经总体评价后确定的弱项提出改进建议编写市查报告
图A.1确定论安全分析要素审查流程图6
调研同类核电厂的确定论安全分析所用准则、方法和计算机程序，国际上当前在确定论安全分析方面的良好实践和最新的研发成果
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备案号：59619—2017
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20442.9--2017
核电广定期安全审查指南
第9部分：确定论安全分析
Guideline of safety review for nuclear power plants-Part 9: Deterministic 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
审查方法
7审查记录和报告
附录A（资料性附录）
确定论安全分析要素审查流程图（图A.1)NB/T20442.9—2017
NB/T20442.92017
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：
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9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、陈光毅、高景辉、袁明豪、薛峰、李永兵、郑国纲、祁军、郑利民。
NB/T20442.9—2017
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、运行经验反馈以及科学技术的发展。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HAF103一2004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/T20442.9-2017
核电厂定期安全审查指南第9部分：确定论安全分析本部分规定了确定论安全分析要素定期安全审查的目的、范围、内容、方法及过程。本部分适用于核电厂定期安全审查中确定论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，其他类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
事故工况
accidentcondition
比预计运行事件更严重的工况，包括设计基准事故和超设计基准事故（如严重事故）。2.2
预计运行事件anticipatedoperationaloccurrence在核电厂运行寿期内预计至少发生一次的偏离正常运行的各种运行过程：由于在设计中已采取相应措施，这类事件不至于引起安全重要物项的严重损坏，也不至于导致事故工况。2.3
设计基准事故designbasis accident核电厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故工况，并且该事故中燃料的损坏和放射性物质的释放保持在管理限值以内。2.4
超设计基准事故beyonddesignbasisaceident严重性超过设计基准事故的那些事故。2.5
严重事故
severe accident
造成堆芯明显损坏的超设计基准事故。2.6
severe accident management
严重事故管理
在严重事故发展过程中所采取的一系列行动：（1)减轻严重事故的后果；（2)实现长期稳定的安全状态。
J severe accident management guidelines严重事故管理导则
用于严重事故管理的一套指导性文件。2.8
postulated initiating event假设始发事件
设计期间确定的可能导致预计运行事件或事故工况的事件。NB/T20442.92017
3总则
3.1审查目的
确定论安全分析要素的审查目的是在考虑实际的核电厂设计，构筑物、系统和部件的实际状态及在本次定期安全审查所覆盖的周期末的预计状态，现行的安全法规、导则、标准和实践的基础上，确定现有的确定论安全分析的完整和有效程度。另外，该审查还应识别纵深防御方面的任何薄弱环节。3.2审查要点
确定论安全分析要素的审查要点包括：现有确定论安全分析采用的假设、准则、方法和计算机程序及其与现行法规、导则、标准和实a)
践的比较：
现有确定论安全分析中所作假设与电厂实际状态的一致性；b)
运行限值和条件及允许的核电厂运行状态：c)i
d）现有确定论安全分析的假设始发事件的完整性：纵深防御在核电厂的应用情况：e)
事故工况下的辐照剂量和放射性物质释放限值。f)
4审查范围和内容
根据核电厂确定论安全分析所涉及的事故的类别，可把确定论安全分析要素的审查分为两个部分：事故分析审查、严重事故管理审查。事故分析审查的目的是确定核电厂现有的预计运行事件和设计基准事故（包括部分超设计基准事故）分析的有效程度。
严重事故管理审查的目的是确定核电厂现有的严重事故分析和严重事故管理导则（SAMG）的有效程度。
针对上述目的，确定论安全分析审查的审查内容确定如下：a）事故分析及相关的规程；
b）严重事故管理：
1）严重事故相关论证分析资料审查：2）严重事故管理导则（SAMG）审查。在审查期间，可根据电厂潜在的薄弱环节和问题，设置若干针对性的审查专题，开展深入的审查和评估。
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确定论安全分析要素相关的法规、导则、标准、技术文件等。5.2核电厂文件和记录
核电厂文件和记录宜包括（不限于）：a）核电厂最终安全分析报告（FSAR）；b）核电厂应急运行规程（EOP）：2
核电厂严重事故管理导则：
核电厂技术规格书：
严重事故相关论证分析资料：
核电厂应急计划。
5.3经验反馈
经验反馈宜包括：
a）核电厂外部经验反馈：
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/T20442.9—2017
确定论安全分析要素与设计、实际状态、设备合格鉴定、老化、概率论安全分析、安全性能、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确定论安全分析有关的偏差项。
6审查方法
6.1事故分析
在评价FSAR中的事故分析的有效程度时，需要考虑的原则及具体审查步骤如下：现有的事故分析是否反映核电厂的实际情况（包括核电厂实际的设计、运行模式、燃料管a
理模式、核电厂技术规格书、运行规程、应急运行规程及构筑物、系统和部件的实际状态及在本次定期安全审查所覆盖的周期末它们的预计状态）。具体步骤：对于每个事故分析，需要确定所涉及的核电厂构筑物、系统和部件，以及相关的电厂运行1）
文件（如核电厂技术规格书、运行规程、应急运行规程）：根据其他要素（核电厂设计：构筑物、系统和部件的实际状态：设备合格鉴定及相关的综2
合专题）的输入，判断核电厂构筑物、系统和部件的实际状态在相关的事故分析完成之后是否发生改变，从而确定核电厂构筑物、系统和部件的实际状态是否与当前的事故分析中的相关假设保持一致：
确定核电厂运行文件（如核电厂技术规格书、运行规程、应急运行规程等）在相关的事故3）
分析完成之后是否发生改变，进而确定这些核电厂运行文件是否与当前事故分析的相关假设保持一致。
b）现有的事故分析是否满足相关的核安全法规、导则、标准及国家核安全监管部门的审评要求。具体步骤：
1）对于每个事故分析，需要调研相关的核安全法规、导则、标准及国家核安全监管部门的审评要求；这些要求一般是针对事故分析的始发事件选取、分析准则、分析方法、计算机程序和验收准则：
进行新旧法规、导则、标准的比对，确定相关要求在现有的事故分析完成之后是否发生改2）
变或者是否出现了新的要求：
3）对现有的事故分析进行审查，确定现有的事故分析与相关要求的符合程度。c）参考同类核电厂的事故分析所用准则、方法和计算机程序，以及国际上事故分析方面的良好实践和研究成果，找出现有的事故分析的偏差。具体步骤：3
NB/T20442.9—2017
1）对于每个事故，收集其他同类核电厂的安全分析报告中对该事故进行分析的概要信息，包括始发事件的选取，分析的假设，准则，方法，使用的计算机程序，分析结果及验收准则等：
2）参照以上的信息，找出现有的事故分析的偏差。此外还需要对始发事件清单的完整性进行审查。经审查后，如果发现现有的事故分析不够完整或某些分析不再有效，对经总体评价后确定的弱项提出改进建议。
6.2严重事故管理
6.2.1严重事故相关论证分析资料审查具体审查步骤为：
a）对于每一项严重事故相关的论证分析，确定所涉及的核电厂构筑物、系统和部件：b)
根据其他要素（核电厂设计：构筑物、系统和部件的实际状态：设备合格鉴定及相关的综合专题）的输入，确定核电厂构筑物、系统和部件的实际状态是否与当前论证分析中的相关假设保持一致：
调研严重事故相关的核安全法规、导则、标准及国家核安全监管部门的审评要求，确定现i
有严重事故相关的论证分析与这些要求的符合程度；d)
参照其他核电厂的严重事故分析论证资料，识别现有的严重事故分析的偏差；根据分析结果，判断分析中考虑的严重事故应对措施是否充分：对相关的应急运行规程或者严重事故管理导则进行审查，判断这些程序中是否正确体现这些应对措施：
评估应对严重事故的设备（包括仪表）的可用性、可达性是否满足要求h
对经总体评价后确定的弱项，提出改进建议。6.2.2严重事故管理导则（SAMG）的审查应包括两个层次的审查：Www.bzxZ.net
SAMG总体情况审查。梳理相关参考文件对核电厂SAMG的要求并调研其他同类核电厂在a)
SAMG的开发与实施方面的良好实践经验，对核电厂SAMG的实际情况进行评价，找出目前核电厂SAMG与国际上最新标准和良好实践之间的偏差，对经总体评估后确定的弱项提出改进建议。在该项审查中，主要关注SAMG的以下方面：SAMG的原则和技术框架：
SAMG适用范围：
SAMG与应急运行规程和应急计划的接口：3)
SAMG的实施（包括执行SAMG的组织机构、相关职责、岗位设置和授权等）；SAMG的培训：
SAMG文件完整性。
SAMG各导则文件的技术审查。对SAMG各导则文件进行技术审查，具体的审查步骤如下：b)
针对每一个导则中的主要对策梳理出对策涉及的核电厂构筑物、系统和部件及相关动作，根据其他要素（核电厂设计：构筑物、系统和部件的实际状态等要素）的输入，判断其是否与核电厂构筑物，系统和部件的设计及实际状态相符，分析各操作的可行性和有效性：4
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结合国内外严重事故方面的最新研究成果、核电厂的设计和实际状态、其他核电厂在SAMG2
方面的实践经验，对各个导则中的主要技术内容（如计算图表、正面的和负面的效应描述等）进行审查，对其有效性进行评价：3）对经总体评价后确定的弱项提出改进建议。6.3审查流程
确定论安全分析要素的审查流程参见附录A。审查记录和报告
在确定论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）
确定论安全分析要素审查流程图（图A.1）调研相关的核安全法规、导则、标准及国家核安全监管部门的审评要求（特别关注发生改变的要求和新增的要求）
收集和核实核电厂的实际状态信息（特别关注电厂构筑物、系统和部件实际状态的变化及核电厂重要运行文件的修改）
确定现有的确定论安全分析的有效程度。对经总体评价后确定的弱项提出改进建议编写市查报告
图A.1确定论安全分析要素审查流程图6
调研同类核电厂的确定论安全分析所用准则、方法和计算机程序，国际上当前在确定论安全分析方面的良好实践和最新的研发成果
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