NB/T 20445.1-2017.Level 2 proba bilistic safety assessment for nuclear power plant applications-Part 1: General requirements.
1范围
NB/T 20445.1规定了二级概率安全评价(PSA)的总体要求。
NB/T 20445.1适用于压水堆核电厂设计、建造和运行阶段的二级PSA。其他堆型的核电厂可参照执行。
2规范性引用文件
下列文件对于本部分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部分。凡是不注日期的引用文件，其最新版本(包括所有的修改单)适用于本部分。
NB/T 20037.1应用于 核电厂的- -级概率安全评价第1部分:总体要求
3术语和定义及缩略语
3.1术语和定义
NB/T 20037.1界定的以及下列术语和定义适用于本文件。.
3.1.1桥树bridge tree
一种将一级PSA事故序列进行扩展以考虑安全壳等系统状态的事件树(或等效逻辑结构)。桥树常用于连接一级PSA事件树和二级PSA安全壳事件树。
3.1.2安全壳承载能力分析containment capacity analysis
确定内部或外部载荷对安全壳结构完整性影响的分析。
3.1.3安全壳旁路containment bypass
放射性物质未经安全壳阻隔直接向环境释放的一种途径。
3.1.4安全壳事件树containment event tree
一种以一 级PSA终态或者桥树终态(如- -级PSA事故序列或者电厂损伤状态)为起点，通过一系列分支的发展并最终以释放类为终点的逻辑图。这些分支- -般:反映预期的系统或操纵员动作的成功或失败;描述堆芯熔化的时序及物理进程;描述安全壳的响应;反映影响裂变产物向环境释放的过程。

ICS27.120.20
备案号：59674—2017
中华人民共和国能源行业标准
NB/T20445.1-2017
应用于核电厂的二级概率安全评价第1部分：总体要求
Level 2 probabilistic safety assessment for nuclear power plant applications-Partl:General requirements
2017-04-01发布
国家能源局
2017-10-01实施
2规范性引用文件
3术语和定义及缩略语.
3.1术语和定义。
3.2缩略语
4二级PSA标准的框架和要求，
4.1标准框架.
4.2二级PSA技术要求的组成结构.5二级PSA的应用过程
6二级PSA技术要求..
过程检查.
6.3专家判断的运用..
6.4·二级PSA的要求...
二级PSA状态控制.
二级PSA状态控制程序
7.3跟踪二级PSA输入并采集新信息7.4二级PSA的维护和升级
7.5待处理的变更，
7.6计算机程序的使用.
8二级PSA同行评估
同行评估组的组成和人员资质。二级PSA要素的评估
8.4专家判断.
8.5二级PSA状态控制.
8.6文档编制，
参考文献
NB/T20445.1—2017
NB/T20445.1—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：第1部分：总体要求：
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1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：中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院、苏州热工研究院有限公司、中广核工程有限公司。
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、许以全、郭丁情、彭鹏祎
NB/T20445.1—2017
应用于核电广的二级概率安全评价第1部分：总体要求1范围
本部分规定了二级概率安全评价（PSA）的总体要求。本部分适用于压水堆核电厂设计、建造和运行阶段的二级PSA。其他堆型的核电厂可参照执行。2规范性引用文件
下列文件对于本部分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部分。凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本部分。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3术语和定义及缩略语
3.1术语和定义
NB/T20037.1界定的以及下列术语和定义适用于本文件。3.1.1
桥树bridge tree
种将一级PSA事故序列进行扩展以考虑安全壳等系统状态的事件树（或等效逻辑结构）。桥树常用于连接一级PSA事件树和二级PSA安全壳事件树。3.1.2
安全壳承载能力分析containmentcapacityanalysis确定内部或外部载荷对安全壳结构完整性影响的分析。3.1.3
安全壳旁路 containmentbypass放射性物质未经安全壳阻隔直接向环境释放的一种途径。3.1.4
安全壳事件树 containment eventtree一种以一级PSA终态或者桥树终态（如一级PSA事故序列或者电厂损伤状态）为起点，通过一系列分支的发展并最终以释放类为终点的逻辑图。这些分支一般：反映预期的系统或操纵员动作的成功或失败：描述堆芯熔化的时序及物理进程：描述安全壳的响应：反映影响裂变产物向环境释放的过程。3.1.5
安全壳失效containmentfailure有可能导致大量放射性物质向环境释放的安全壳压力边界完整性的丧失。3.1.6
安全壳失效模式
containmentfailure mode
NB/T20445.12017
放射性物质从安全壳内向外释放路径的形成方式，包括由于安全壳承受超过其承载能力的载荷所导致的安全壳结构性失效及由于人员失误事件、隔离失效或者旁路失效（如ISLOCA、SGTR事故）等所导致安全壳非结构性失效。
大量放射性释放largerelease
需要场外防护行动，但是这些行动受到时间长度和使用区域的限制，从而不足以保护人员和环境而导致的放射性释放。
早期大量放射性释放largeearlyrelease需要场外防护行动，但是这些行动受到时间长度和使用区域的限制，且在预期时间内不可能全面有效执行，从而不足以保护人员和环境而导致的放射性释放。3.1.9
大量释放频率largereleasefrequency单位时间内预期发生大量放射性释放的次数。3.1.10
早期大量释放频率largeearlyreleasefrequency单位时间内预期发生早期大量放射性释放的次数。3.1.11
电厂损伤状态plantdamagestate具有相似事故进程和安全壳或专设安全设施状态的事故序列终态组。3.1.12
放射性核素组radionuclidegroup为进行源项计算而定义的作为代表性单一核素类处理的一组放射性核素。假设该代表性单一核素类的物理和输运特性适用于组内的所有其他核素。放射性核素组通常由具有同一元素的所有核素和具有与之相似物理和化学特性的其他元素的核素组成。3.1.13
release category
释放类
产生相似环境释放源项的二级PSA事故序列组。这里考虑的相似性取决于分析的精确程度以及用于涵盖所有事故谱的释放类的数量。通常考虑向环境的累积释放活度、释放开始的时间和其他源项物理特性等方面的相似性。
严重事故severeaccidentWww.bzxZ.net
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。3.1.15
sourceterm
特定位置放射性释放的特性，包括释放物质的物理和化学性质、释放量、载体的热焙（或能量）与能够影响从释放点开始的释放输运过程的局部障碍物的相对位置，以及这些参数随时间的变化（如释放的持续时间）。
3.2缩略语
下列缩略语适用于本文件。
AC：交流电：
CCF：共因失效：
CDF：堆芯损伤频率：
CET：安全壳事件树：
CST：冷凝水储存箱；
DCH：安全壳直接加热：
EOP：应急运行规程：
HEP：人员失误概率（人员差错概率）：HFE：人员失误事件：
HLR：高层次要求：
HPME：高压熔融物喷射：
HRA：人员可靠性分析：
HVAC：采暖、通风和空调系统：IRWST：安全壳内置换料水箱：
ISLOCA：界面系统失水事故；
LERF：早期大量放射性释放频率：LOCA：丧失冷却剂事故（简称失水事故）：LOOP：丧失厂外电：
LPSD：低功率和停堆；
LRF：大量释放频率：
LWR：轻水堆：
NSSS：核蒸汽供应系统：
PDS：电厂损伤状态：
POS：电厂运行状态：
PSA或PRA：概率安全评价(分析)/概率风险分析：PWR：压水堆：
RC：释放类；
RCS：反应堆冷却剂系统；
RPV：反应堆压力容器：
SAMG：严重事故管理导则：
SGTR：蒸汽发生器传热管破裂
SR：支持性要求：
SSC：构筑物、系统和部件：
THERP：人员失误率预测技术。
4二级PSA标准的框架和要求
4.1标准框架
NB/T20445.1—2017
NB/T20445建立适用于所有电厂运行模式（包括功率运行、低功率和停堆工况）的内部和外部事件的二级PSA要求。
NB/T20445包括4个部分，分别给出了二级PSA总体要求、功率运行内部事件二级PSA、低功率和停堆工况内部事件二级PSA以及外部事件二级PSA的技术要求。4.2二级PSA技术要求的组成结构3
NB/T20445.1—2017
4.2.1二级PSA要素
二级PSA的技术要求由各个二级PSA要素组成。二级PSA要素定义了NB/T20445各部分的分析范围。二级PSA要素主要包括：一级和二级PSA接口分析（L1）、安全壳承载能力分析（CP）、严重事故进程分析（SA）、安全壳事件树分析（CT）、源项分析（ST）、结果评价（ER）以及二级和三级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，才需对二级PSA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，则可对其不作要求。上述各二级PSA要素适用于所有电厂运行模式（包括功率运行、低功率和停堆工况）的内部和外部事件的二级PSA的开发。
4.2.2高层次要求
NB/T20445各部分的技术要求为各二级PSA要素给出了一组目标和高层次要求（HLR）。HLR确定了技术上可接受的基准PSA（与具体应用无关）的最低要求。HLR定义了通用要求，并给出高层次逻辑，以引出更详细的支持性要求（SR）。HLR不仅反映了现有二级PSA开发时所用方法的多样性，而且反映了适应未来技术革新的需求。4.2.3支持性要求
NB/T20445各部分的技术要求为各二级PSA要素的每个HLR给出了一组SR。SR规定了满足HLR所需的最低要求。当给定HLR下的所有SR均满足时，则二级PSA将满足该HLR。SR规定了“做什么”，而非“如何做”，即对满足要求的具体方法不作规定。然而，如果制定标准要求时考虑了某种方法，而其他方法的结果等价于或优于NB/T20445推荐的常用方法，则可使用该方法，同时应记录该方法，并进行同行评估。5二级PSA的应用过程
本章说明为了确定支持风险指引型应用所要求的二级PSA质量而需进行的活动。二级PSA的应用过程分为以下五个阶段：a）A阶段：按照受变更影响的构筑物、系统和部件（SSC）及活动，来定义某项应用。对于该项应用，确定受电厂变更影响的二级PSA的各部分，并识别该项应用所需涉及的事件、该项应用相应的二级PSA范围和支持该项应用所需的风险量。通过对应用与二级PSA模型中对变更特别敏感的各部分之间因果关系的了解，确定为支持应用所必需的二级PSA各部分的技术要求
b）B阶段：对二级PSA进行检查，以确定其范围和详细程度对该项应用而言是否足够。如果发现该二级PSA在一个或多个方面还有不足，则其可能需要升级，或需要由其他分析加以补充（E阶段）。
C阶段：进行评估以确定对于二级PSA各个部分，NB/T20445各部分中相应的SR是否足以c
支持该项应用。如果不足以支持该项应用，则可用E阶段所述的补充要求来增补SR。D阶段：按A阶段中所确定的支持该项应用所需的技术要求，将二级PSA的各个部分与NB/Td)
20445各部分中相应的SR进行比较。确定该二级PSA是否具有足够的质量，是否需要升级以满足相应的SR，或者是否需要开展E阶段所述的补充分析e）E阶段：将二级PSA用于支持该项应用，如有必要，对该二级PSA增加补充分析。4
NB/T20445.12017
为满足所需的技术要求，可进行补充分析来替代二级PSA升级，判定补充分析质量的准则超出了NB/T20445各部分的范围。因此，满足NB/T20445各部分意味看在该项应用中所用到的二级PSA的各个部分都满足一组与规定的技术要求相应的高层次要求和支持性要求。应根据具体案例来确定在该项应用中如何使用二级PSA。
6二级PSA技术要求
6.1目的
本章的自的是为二级PSA能够用于支持核电厂风险指引型决策提供技术要求。本章还包括分析计算的过程检查及运用专家判断的通用要求。6.2过程检查
对于二级PSA中直接使用的分析计算（如概率分布的计算）或用于支持二级PSA的分析计算（如严重事故进程分析或源项分析），应由未参与分析计算的资深人员进行评估。评估过程应进行归档，确保过程的可追溯性。
6.3专家判断的运用
二级PSA分析团队应明确而清楚地说明应用外部专家判断所寻求信息的目的，并应向专家解释这一目的和这些信息的预期用处，清楚地说明应由专家处理的具体技术问题。二级PSA分析团队应判断问题的重要程度和复杂程度，并确定采用单个实体（个人、团队、公司等）或专家团来组成专家评估组。二级PSA分析团队可选择利用分析团队自身的专家判断或其所在组织机构内的其他人员的判断来解决技术问题。当分析团队中或团队的组织机构内部缺少在相关技术问题方面的专业知识时，二级PSA分析团队应导求外部专家帮助。如果由于下述任何原因或相关原因而需要获得更广泛的意见时，即使在内部能够得到专家意见，二级PSA分析团队也应利用外部专家：a）分析者知道已经有不同的外部专家对复杂的实验数据给出了不同的解读：b）对于技术问题的解释存在一个以上的概念模型，并需要对不同模型的适用性做出判断：c）需要由判断来评价包络假设或计算是否适当保守：d）不确定性大而且重要，而外部技术专家的判断有利于阐明这一具体问题。若有需要，二级PSA分析团队还应确定其他技术问题专家，例如：a），提倡特定假设或技术见解的专家，如评估数据并提出特定假设来解释数据的个人：b）具有与问题有关的特定技术领域方面知识的技术专家。二级PSA分析团队应规定专家组对最终判断的责任。专家组应对来自文献和来自建议者及资深专家的所有可能假设和输入依据进行评价，并应提供他们自已的输入和他们自已对业界研究状态和成果的判断。每个专家都应对其所做的判断和解释承担责任。二级PSA分析团队负责对专家评估组的判断加以综合，以获得基于可靠信息的最终判断。6.4二级PSA的要求
对于每个二级PSA要素，规定相应的目标。目标总结二级PSA发展和使用过程中积累的经验，并为建立HLR提供基础。
在建立HLR时，基于目标形成一组适用于所有二级PSA应用层次的最基本的要求。HLR通常给出二级PSA要素的以下特征：
a）范围和详细程度：
NB/T20445.12017
模型精确性和现实性
输出或定量化结果：
d)文档。
SR确定了为支持HLR而需要采取的行动要求。对于每个二级PSA要素，给出了相应的HLR和SR的表格。SR的编号和标识与所支持的HLR保持一致。当给定HLR下的所有SR均满足时，二级PSA就能够满足该HLR。7二级PSA状态控制
7.1目的
本章给出了对与NB/T20445各部分一起用于支持核电厂风险指引型决策的二级PSA状态控制的要求。
7.2二级PSA状态控制程序
应制定二级PSA状态控制程序。该程序应包含下列关键要素：跟踪二级PSA输入和采集新信息的过程：a)
b）维护和升级二级PSA使之与电厂的建造和运行状态保持一致的过程：确保在应用二级PSA时考虑了待处理变更的累积影响的过程：c)
维护用于支持二级PSA定量化的计算机程序的状态控制的过程：d
状态控制程序的文档。
7.3跟踪二级PSA输入并采集新信息二级PSA状态控制程序应包括跟踪可能影响二级PSA的电厂设计、运行、维修和业界运行记录的变更的过程。这些变更应包括影响运行规程、设计状态、始发事件频率、系统或子系统的不可用度以及部件故障率的输入信息。该程序还应跟踪可能改变二级PSA模型结果的二级PSA技术和业界经验的变化。7.4二级PSA的维护和升级
应维护和升级二级PSA，使其反映电厂的建造和运行的实际状态，以足够支持二级PSA应用。应评估按照7.3确定的二级PSA输入中的变更或新发现的信息，以确定是否需要对二级PSA进行维护或升级。应尽可能切合实际地把会影响风险指引型决策的变更及时整合进去。与具体应用有关的变更应满足第5章。
因二级PSA维护和升级而引起的二级PSA变更应满足NB/T20445各部分的技术要求。二级PSA的升级应按NB/T20445各部分同行评估章节所规定的要求进行同行评估，但只限于二级PSA中已升级的那部分内容。
7.5待处理的变更
只要电厂发生了变更（例如整改、规程变更、电厂性能变化），或一旦识别出模型的某一方面需改进（例如新的人员失误分析方法、新的数据更新方法），则只有在这种变更整合进二级PSA之后，该二级PSA才能真实地反映电厂的情况。因此，二级PSA的状态控制过程应考虑待处理电厂变更或模型改进对所实施的应用的累积影响。应对这些电厂变更或模型改进对二级PSA结果和应用所考虑的决策的影响进行评估。
7.6计算机程序的使用
NB/T20445.1—2017
对用于支持和进行二级PSA分析的计算机程序应加以控制，以确保得到一致的、可复现的结果。7.7文档
状态控制程序的文档和处理上述各要素的文档应足以证明二级PSA是按照与电厂的建造和运行状态相一致的要求来维护的。
文档一般包括：
a）跟踪二级PSA输入并采集新信息的过程的描述：b）证明上述过程有效的证据；
拟议变更的描述；
每次二级PSA升级或二级PSA维护引起的二级PSA变更的描述d)
二级PSA评估执行情况及其结果的记录（与8.6的要求一致）：f
处理待定变更的累积影响的过程和结果的记录：软件技术状态控制过程的描述。g）
8二级PSA同行评估
8.1概述
8.1.1一般要求
本章给出了对用于风险指引型决策的二级PSA进行同行评估的要求。拟应用的二级PSA应进行同行评8.1.2目的
同行评估的目的之一是确定二级PSA所采用的方法及其实施情况是否满足NB/T20445各部分的要求。同行评估的另一个目的是确定该二级PSA的强项和弱项。同行评估虽然不必按NB/T20445各部分技术要求的所有要求评价二级PSA的所有方面，但对评估人员来说，应对二级PSA足够多的方面进行评估，以便在每个适用的SR的评价上，以及所采用的方法的充分性和实施情况的合适性方面达成共识。8.1.3频度
在二级PSA应用之前，应进行一次完整的同行评估。此外，第7章要求对二级PSA的升级进行同行评估。当对二级PSA升级进行同行评估时，应将最近一次的评估视为评估记录。针对二级PSA的升级所进行的额外评估的范围可仅限于自上次评估以来所做的二级PSA的变更。8.1.4方法
评估应采用书面的方法进行，该方法评价NB/T20445各部分的技术要求并要实施NB/T20445各部分同行评估的要求。
同行评估方法应包括下列要素：a）选择同行评估组的过程：
同行评估过程中的培训：
同行评估组用来评价该二级PSA是否满足NB/T20445各部分技术要求的支持性要求的一种方c)
处理和解决不同专业意见的过程；d)
评估二级PSA状态控制的方法：
NB/T20445.1—2017
f)编制评估结果文档的方法。
8.2同行评估组的组成和人员资质8.2.1综合素质的队伍
同行评估组的人员组成应确保团队具有如下综合素质：具有评价NB/T20445各部分技术要求的所有二级PSA要素（适用时）及这些要素之间接口的a)
能力：
b）具有电厂核蒸汽供应系统（NSSS）、安全壳设计及核电厂运行的综合知识。8.2.2队伍成员
同行评估组成员个人应具备下列条件：深刻了解NB/T20445各部分对其所评估领域的要求：a)
b）对于指派其评估的二级PSA要素，该评估人员应具有进行这方面工作的丰富经验。为避免出现技术利益冲突的情况，同行评估组成员原则上不应包括参与或直接指导受评估二级PSA任何工作的人员。
8.2.3二级PSA升级的同行评估组成员当对二级PSA升级进行同行评估时，评估人员应具有所评估的特定二级PSA要素方面的充分知识和经验。另一方面，还应符合本章的其他要求。8.2.4人员要求
同行评估人员应充分了解（通过直接的经验）指定评估的二级PSA要素中使用的具体方法论、程序、工具或方法。应通过评估人员在指定领域中从事的各种不同的独立工作以及这些工作的不同复杂程度中的个人经验丰富程度，证明该评估人员对其所指派领域有深入了解并可以胜任有关该领域的评估工作。a）同行评估组中应有一名成员（负责技术综合）熟悉NB/T20445各部分认定的所有二级PSA要素，并具有综合这些二级PSA要素的能力同行评估组应有一名组长来领导评估组开展评估工作。组长不一定负责技术综合。b)
同行评估应由至少五位成员组成的评估组来进行，而且应该至少进行为期一周的评估。如果评c)
估集中在某个特定的二级PSA要素上，诸如对某个二级PSA要素的升级的评估，则同行评估应由至少2位成员组成的评估组来进行，评估时间由处理该特定二级PSA要素所需时间而定。d）根据可获得的组建同行评估组的合适人选，本条的要求可有例外。只有当评估涉及的是某个要素的升级，而且对升级中所涉及的技术，评估者的资质合格时，由单个成员开展的同行评估才被认为是正当合理的。所有这些例外情况都应依照8.6编制成文档。8.3二级PSA要素的评估
同行评估组应采用本节中关于所评估的二级PSA要素的要求，确定每个二级PSA要素的分析方法及其实施情况是否满足NB/T20445各部分的要求。根据所获得的结果，可能要评估关于这些要素的其他附加材料。这些建议并不打算列出最低或全面的要求清单。而应由评估人员的判断来确定对每个二级PSA要素评估的具体范围和深度。
同行评估组应评估整个二级PSA（包括模型和假设）的结果及每个二级PSA要素的结果，以确定它们对于给定的电厂设计和运行情况的合理性（如研究割集或序列组合的合理性）。80
NB/T20445.1—2017
同行评估组应采用NB/T20445各部分技术要求中的高层次要求和支持性要求，来评价某个二级PSA要素的完备性。
8.4专家判断
应用6.3中所考虑的内容对为实施NB/T20445各部分的要求而采用的专家判断进行评估。8.5二级PSA状态控制
同行评估组应按第7章的状态控制要求对维护或升级二级PSA的过程（包括实施情况）进行评估。8.6文档编制
8.6.1同行评估组的文档
同行评估组的文档应证明评估过程充分贯彻了评估要求。同行评估文档应明确包括以下内容：同行评估活动概述，给出同行评估的目的和方法、范围、评估过程简介、质量技术评定要素、a)
同行评估队资质要求：
同行评估概述，给出核电厂概述、评估前的准备（包括资料准备、评估对组建和分工、评估培训、日程）、现场评估活动（包括入场会议、现场评估过程、评估离场会议）：对二级PSA各要素的评估意见：
同行评估结论，给出技术评定结论、优势和创新、主要的发现、改进建议：同行评估人员名单；
同行评估队成员简历：
事实观察表：
技术要素评定表。
8.6.2技术要素评定表对同行评估组意见的答复对同行评估组意见的答复应编制成文档。对同行评估组的建议方案有异议时应证明异议的合理性。9
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