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核安全导则 核动力厂一级概率安全分析 2021年（国家核安全局 2021年5月19日批准发布）.pdf简介：

核安全导则 核动力厂一级概率安全分析 2021年（国家核安全局 2021年5月19日批准发布）.pdf部分内容预览：

核动力厂一级概率安全分析

核动力厂一级概率安全分析

4.10重要度、敏感性和不确定性分析

核动力厂一级概率安全分析

数据中心白皮书(2018年)（中国信息通信研究院 开放数据中心委员会2018年10月）核动力厂一级概率安全分析

4.10.2.3在设计评估和决策过程中需要考虑存在的不确定 性信息。 4.10.3敏感性分析 4.10.3.1应开展敏感性分析以确定一级PSA分析结果对所 作假设和所用数据的敏感性。 4.10.3.2应针对不确定性水平较高、可能会对一级PSA分析 结果产生显著影响的假设和数据进行敏感性分析。敏感性分析可 以应用其他假设或反映不确定性水平的数据区间对一级PSA结 果重新进行定量化分析来开展。 4.10.3.3分析人员应合理地定义“对一级PSA结果有显著影 响”的标准，可以采用绝对的或相对的定量准则或定性准则（例 如，引入新的事故序列）或二者的结合。 4.10.3.4敏感性分析的结果可以支持PSA分析结论的置信 水平，即可以为下述结论的论证提供置信度，包括：是否满足堆 芯损坏的风险准则、核动力户设计是否平衡、核动力在设计和 运行方面是否存在基准分析情况下（与敏感性分析相比）未突显 出来的薄弱环节等。 4.10.3.5敏感性分析通常每次只针对一个假设或一个参数 进行，必要时，也可以对相关假设的组合进行敏感性分析

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2停堆类型和核动力厂运行状态的

5.2.1与功率运行工况相比，低功率和停堆工况下核动力） 的运行配置和工况有显著的不同。对于离线换料的核动力厂通常 有三种不同的停堆类型： （1）计划换料停堆，在此期间会同时开展大部分的维修活 动； （2）计划停堆，在此期间只开展特定的维修活动； （3）功率运行期间可预计的非计划停堆

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核动力户的技术规格书中将上述停堆类型划分为几个不同 的运行模式，每种模式设置不同的设备运行要求。必要时，还应 适当考虑长期临停的工况。 5.2.2通常应对上述三种类型的停堆都进行分析，特别应对 换料停堆的风险进行充分的评价，而另外两种停堆类型的风险是 否需要进行全面的分析可以根据一级PSA的自的来确定。对事 件序列的分析应从发生扰动开始，直至核动力厂达到安全稳定状 态为止，因为若对分析预先设定一个固定的任务时间（例如，24 小时），则可能会因为任务时间终点时核动力厂尚未达到安全稳 定状态而导致分析结果不能正确反映风险的实际水平。 5.2.3若PSA的目的之一是评估核动力厂未来运行的风险 则在分析中应涵盖停堆规程可能预期的变更。 5.2.4在低功率和停堆工况下，核动力厂可能存在多种不同 的系统配置状态。如果对每一个配置状态都进行单独分析，则需 要分析大量的配置情景，因此在能够体现低功率和停堆过程中核 动力厂不同状态差异性的前提下，可以定义有限数量的核动力厂 运行状态以减少不必要的分析工作量，即选取核动力户的状况与 配置均相对稳定且具有代表性的状态 5.2.5为将核动力）运行状态组合的数量控制在便于分析的 规模上，可以对相似的运行状态进行必要的归组。核动力厂运行 伏态归组时可以考虑以下特征： （1）反应堆的临界水平（和/或停堆深度); （2）衰变热水平； （3）反应堆冷却剂系统的温度和压力;

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有信息，特别是安全功能和其他相关功能的可用性信息。 5.2.7为确保分析能够覆盖整个运行周期，避免遗漏或重复 计算某些核动力厂运行状态的风险贡献，应明确定义核动力厂各 运行状态（包括功率运行状态）的分界点。分界点的确定可以参 考下述特征：每个核动力厂运行状态的持续时间、功率水平和系 统配置，以及进入每个运行状态的频率（每日历年）。这个过程 中可以参考历史运行数据（如果有）或类似核动力厂的历史运行 数据。 5.2.8应审查可用的特定核动力厂记录（如果有，例如运行 力史、跳机跳堆记录），或根据参考核动力厂或设计最相似的核 动力厂的记录信息，确定低功率和停堆工况中各核动力状态的 平均持续时间和停堆后进入该状态的开始时刻

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5.4.2成功准则定义的支持性分析

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（8）功率工况一级PSA中无建模必要的系统： （9）为实现低功率和停堆工况下特定安全功能的要求，将 相关系统关联在一起的情况，例如，利用乏燃料冷却系统进行堆 芯冷却。

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厂运行状态或序列特征，而不是由于建模错误所导致的

10重要度、敏感性和不确定性分

5.10.1低功率和停堆工况一级PSA的重要度、敏感性和不 确定性分析的方法与功率工况一级PSA的相同。 5.10.2敏感性分析是低功率和停堆工况一级PSA的重要组 成部分，旨在分析各个因素对低功率和停堆工况PSA的潜在影 响。例如，选定的用于代表核动力厂运行状态的特定工况可能会 涵盖核动力厂运行状态期间实际发生的更广的工况范围；与功率 工况相比，低功率和停堆工况中存在多种不同的系统不可用组合 其中，某些组合的分析假设可能较为保守，而有些组合分析假设 的保守性则可能较小；核动力厂运行状态的持续时间可能长短不 一；人员动作的可用时间会根据核动力厂运行状态的不同而存在 很大差异；成功准则也可能根据衰变热水平的不同而不同。应对 上述这些差异进行研究，特别是对凤险有显著贡献的核动力厂运 行状态的建模假设等。

5.11文档记录和结果呈现

5.11.1本节对低功率和停堆工况一级PSA的文档记录和结 果呈现给出建议。报告的结构可以参考功率工况一级PSA实施 过程中各要素的结构，并添加用于描述低功率和停堆工况一级 PSA特有内容的章节，例如，停堆类型识别、核动力厂运行状态 定义等。 5.11.2应该对各项研究内容的每个主要步骤所得到的结果 进行整合与呈现，包括分析中得到的重要工程见解。总的结果评 估、风险见解以及对不确定性的讨论也应包含在文档中

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6内外部危险一级PSA的一般方法

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输事故和厂址贮存设施有毒物质的释放； （2）核动力厂厂址范围外的外部危险。例如，地震、外部 火灾（例如，影响到厂址区域的森林火灾）、外部水、强风及 其导致的飞射物、厂址外运输事故、厂址外贮存设施有毒物质的 释放和极端气象条件。 上述危险可能会损坏核动力厂的设备，从而可能导致核动力 厂发生堆芯损坏。这些危险通常会同时影响多个不同的设备，并 对核动力厂运行人员造成不利影响。因此，内外部危险都应纳入 一级PSA的分析范围8

5.2.1应采用自洽的方法来识别核动力厂的内外部危险，并 评估它们对堆芯损坏频率的贡献。内外部危险分析的主要步骤通 常包括： （1）收集内外部危险的基础信息： （2）危险的识别，包括单一危险和危险组合； （3）危险的筛选分析，包括定性和定量的筛选分析： （4）包络分析； (5）详细分析。 总体分析方法如图2所示。 6.2.2虽然内外部危险识别和筛选的步骤类似，但针对每一 种危险的包络分析和详细分析也可能会有其特有的任务，例如， 对于内部火灾，需要对火灾的蔓延进行分析

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6.2.3应考虑对核动力厂具有潜在影响的所有内外部危险 并恰当地开展筛选分析、包络分析或详细分析

PSA内外部危险评价方

有的相关性尽可能地保留的前提下，通常可以通过移除设备随机 故障的子来简化故障树。这种情况下，这类设备（其随

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机故障已从逻辑中删除）由于内外部危险引起的相关性故障， 仍应纳入到内外部危险的一级PSA中

6.3.1开展内外部危险一级PSA时，应首先收集与内外部危 险相关的所有可用信息。这些信息至少包括： （1）安全分析报告所考虑的与内外部危险相关的设计信息： （2）核动力厂）房、构筑物、系统和部件的清单及布置图： （3）厂区布局、厂址及周边的地形 （4）管道位置、运输路线以及厂址内外有害物质贮存设施 的相关信息； （5））址周边工业设施的位置； （6）厂址及该区域内发生过的内外部危险的历史信息等。 6.3.2在内外部危险一级PSA的开展过程中，应根据每个危 险所需的筛选分析、包络分析或详细分析的详细程度，对基础信 息进行更新和补充

6.4.1危险识别的目的是形成一份潜在的内外部危险的完整 清单。例如： 厂房内的内部危险： (1）内部火灾; （2）内部水淹; （3）内部飞射物; （4）内部爆炸； (5）重物坠落;

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极端气象条件包括极端温度、极端湿度、极端降雪（或暴雪）及浮冰、雷暴，其他的一些 危险也可与之相关，例如，冰凌、霜冻和冰電。

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10以下为潜在外部危险组合的示例：（1）干旱（由于高温）和强风及森林火灾引起的烟雾：

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（2）强风与闪电；（3）高气温与高水温；（4）降雪与强风；（5）低吹雪与强风；（6）低吹 雪与强风和冰凌。

WH／T 78.5-2020 演出安全 第5部分：舞台视频安全核动力厂一级概率安全分析

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11预警时间是指洪水从主要源头（河流、上游盆地、堤坝等）到达厂区的时间，因此也直 接与预报的准确性相关。

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内部危险一级PSA的具体要求

本章针对内部危险一级PSA的相关要求给出建议，涉及的 内部危险包括（本导则未明确涵盖的其他内部危险《全铝桥梁结构用铝合金挤压型材 GB/T34488-2017》，也可采用类 似的方法加以评价） (1）内部火灾; (2）内部水淹; (3）重物坠落; （4）汽轮机飞射物 (5）内部爆炸