ICS27.120.20 CCS F 69 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20445.4-2023 应用于核电厂的二级概率安全评价 第4部分：外部事件 Level 2 probabilistic safety assessment for nuclear power plant applications Part 4:Externalevents 2023-05-26发布 2023-11-26实施 国家能源局 发布
NB/T 20445.4-2023 目次 前 1范围 2规范性引用文件 3术语和定义 4技术要求 4.1总则. 4.2地震. 4.3内部水淹， 4.4内部火灾 4.5其他外部事件 5现场巡访， 6同行评估 6.1总则. 6.2评估组人员资质要求 6.3评估要求， 参考文献，
NB/T 20445.4-2023 前言 本文件按照GB/T1.1一2020《标准化工作导则第1部分：标准化文件的结构和起草规则》的规定 起草.
本文件是NB/T20445《应用于核电厂的二级概率安全评价》的第4部分.
NB/T20445已经发布了以 下部分： 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.
请注意本文件的某些内容可能涉及专利.
本文件的发布机构不承担识别这些专利的责任.
本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出.
本文件由中国核电发展中心归口.
本文件起草单位：中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院有限公司、中广核工程有限公司、 苏州热工研究院有限公司.
本文件主要起草人：刘宇、赵博、孙金龙、喻新利、魏玮、杨英豪、王高鹏、卢文魁、肖玲梅、杨 建峰、李文静、刘静、王聪、余蕴、牛世鹏.
II
NB/T 20445.4-2023 应用于核电厂的二级概率安全评价 第4部分：外部事件 1范围 本文件规定了压水堆核电厂开展外部事件二级PSA的相关技术要求，包括地震、内部水淹、内部火 灾及其它外部事件的分析要求.
本文件适用于压水堆核电厂外部事件二级PSA的分析工作，其他核电厂可参考使用.
2规范性引用文件 下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款.
不注日期的引用文件，其 最新版本（包括的修改单）适用于本文件.
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 NB/T20445.2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 NB/T20445.3应用于核电厂的二级概率安全评价第3部分：低功率和停堆工况内部事件 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 NB/T20037.3应用于核电厂的一级概率安全评价第3部分：功率运行内部水淹 NB/T20037.4应用于核电厂的一级概率安全评价第4部分：功率运行内部火灾 NB/T20037.5 应用于核电厂的一级概率安全评价第5部分：功率运行地震 NB/T 20037.6 应用于核电厂的一级概率安全评价第6部分：功率运行其他外部事件的筛选和保 守分析 NB/T 20037. 9 应用于核电厂的一级概率安全评价第9部分：功率运行其他外部灾害 3术语和定义 3.1术语和定义 NB/T20037.1和NB/T20445.1中界定的术语和定义适用于本文件.
3.2缩略语 NB/T20037.1和NB/T20445.1中界定的以及下列缩略语适用于本文件.
信息服务平 EE：其他外部事件： FR:内部火灾； IF：内部水淹； SE：地震： WD：现场巡访.
4技术要求 4.1总则 外部事件二级PSA一般是在外部事件一级PSA和内部事件二级PSA基础上开发，除本文件规定的内容 外，外部事件二级PSA其他技术要素应满足NB/T20445.1、NB/T20445.2、NB/T20445.3、NB/T20037.3、 NB/T 20037.4、NB/T 20037.5、NB/T 20037.6、NB/T 20037.9的规定.
核电厂外部事件二级PSA分析包含了以下四个方面的具体要求： 3
NB/T 20445.4-2023 a）地震（SE）； b) 内部水淹（IF）： c） 内部火灾（FR）； d）其他外部事件（EE）. 4.2地震 地震二级PSA分析的要求见表1.
表1地震二级PSA分析的要求 编码 要求 应开展地震一级与二级PSA接口分析，同时还应识别由于地震导致的影响严重事故进程、安全 SE-1 壳性能和放射性释放的电厂物理特征，并在接口分析时考虑其影响.
如地震后供电的不可恢 复等因素”.
SE-2 应识别可能由地震导致的新的安全壳失效机理并说明其合理性.
应评估地震对安全壳承裁能力的影响.
可以通过考虑其影响重新定量评估安全壳承载能力， -3S 同时应评估地震导致的安全壳贯穿件失效等特殊因素，或者采用与内部事件二级PSA分析 致的安全壳承载能力分析结果，但应说明其合理性.
应重新审查严重事故分析所用的假设、模型及参数，评估地震对严重事故进程分析的影响， SE-4 并恰当考虑这些影响.
如果由于地震导致需要开展额外的严重事故进程分析，应采用与内部 事件二级PSA严重事故进程分析相一致的方式开展分析.
对于与内部事件二级PSA相一致的电厂损伤状态，应考虑地震对严重事故缓解系统的影响，评 9-3S 估内部事件二级PSA安全壳事件树的适用性.
如果必要，应对安全壳事件树进行必要的修改.
件树模型.
SE-6 在梳理核电厂地震SSC清单时，应识别出地震二级PSA所涉及的SSC，形成完整的地震二级 PSA的SSC清单，并在后续的现场巡访过程中，对已梳理完成的清单进行核实和补充更新.
应采用与内部事件二级PSA相一致的方式评估二级PSA模型中和SSC清单中系统设备的可靠性.
同时还应采用与地震一级PSA相一致的方式评估上述SSC清单中系统/设备及其所在厂房/构筑 SE7 物有关的失效模式，并识别厂房/构筑物的失效对系统/设备的影响，评估关键失效模式的设 备易损度，详细的易损度分析方法应遵循NB/T20037.5地震易损度评估”（SFR）中的相关要 求. SE8 应对SSC清单中涉及的系统/设备的失效概率进行计算.
应对地票引起的相关性和相互关系进行分析，审查地震导致的多设备、多元余系统同时失效 SE-9′ 的相关性对电厂的影响，并在地震二级PSA模型中有所体现.
例如在多余系统中有一个设备 由于地责受损，此时应考虑其余设备共因受损的可能性.
在人员可靠性分新方面，应稳理出为缓解地震对电厂带来影响所需的人员动作，审查地震导 SE10 致的损坏对辅助操作人员决策的显示及控制方面的影响，并应采用与地震一级PSA相一致的方 式考虑地震对控制室内和控制室外人员行动的行为形成因子（PSF）的影响.
SE11 应使用适当的模型和程序计算释放类的频率，并应以清晰的方式给出地震二级PSA的定量化结 果.
SE-12 在整合和量化分析中，应采用与地震PSA相一致的方式考虑各个输入（如地震设备易损度、系 统分析等方面）对释放类别频率结果的不确定性影响.
SE-13 对地震二级PSA的分析应按便于PSA应用、升级和同行评信的方式编制成文件，如：地震二级 PSA设备清单、地震二级PSA定量化结果、模型的假设和不确定性米源信息等.
关于地震引起的丧失厂外电，考虑到损坏可能会在开关站部件或核电厂外的电网电塔，而地震发生后道路、交通 设施等完好的可能性极低，通常难以在短时间内迅速修复，所以在地震PSA的实践中一般不考虑恢复厂外电，除 地震条件下安全壳贯穿件筛选可参考内部事件二级PSA筛选准则并结合贯穿件的抗震设计资料对安全壳贯穿件重 非有充分合理的论证.
新进行筛选，用适当的方法处理由地震导致的安全壳贯穿件失效对大量释放带来的影响因素.
SSC清单的建立可参考如下方法：1）梳理内部事件二级PSA模型中所涉及的SSC：2）依据地震特点和电厂的抗 震设计，整理具有地震特定问题的SSC，如未在内部事件二级PSA模型中考虑但其地震失效会是安全隐思的非能 动部件，如水箱等设备：3）梳理上述SSC执行功能所需的支持系统、附属设备及厂房信息（厂房构筑物、重要 隔墙等）：4）现场巡访.
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