ICS 27.120.20 CCS F 69 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T20633-2023 核电厂二级概率安全评价开发方法 The methodology of Level 2 probabilistic safety assessment development for nuclear power plant 2023-05-26发布 2023-11-26实施 国家能源局 发布
NB/T 20633-2023 目次 前 言 1范围... 2规范性引用文件.
3术语、定义及缩略语 3.1术语和定义， 3.2缩略语... 4二级PSA目标、范围和团队 4.1二级PSA的目标 4.2二级PSA的范围 2 4.3二级PSA团队选择， 5核电厂严重事故设计信息收集 5.1确定与严重事故相关的重要设计 3 5.2收集严重事故的重要信息 6二级PSA技术方法 6.1一级和二级PSA接口分析 6.2安全壳性能分析.. 6 6.3严重事故进程分析 6.4安全壳事件树分析.
7 6.4.1概述...... 6.4.2安全壳事件树的构建， 6.4.3安全壳事件树分支概率的确定 6.5源项分析... 8 9 6.5.1概述...... 6 6.5.2释放类定义 6.5.3释放类归并 6 6.5.4源项计算， 10 6.5.5源项分析结果 11 6.6结果评价， 11 6.6.1分析结果 11 6.6.2不确定性、重要度和敏感性分析 13 6.6.3结果的评价.
14 参考文献. 15
NB/T 20633-2023 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.
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：赵博、卢文魁、许以全、郭丁情、刘卫东、孙金龙、喻新利、魏玮、王高鹏、 李文静、刘静、王聪、刘字、张冰、余蕴、牛世鹏.
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NB/T 20633-2023 核电厂二级概率安全评价开发方法 1范围 本文件规定了核电厂二级概率安全评价（PSA）对目标、范围与团队组织以及核电厂严重事故设计 信息收集的要求，描述了二级PSA的总体性技术方法.
本文件适用于压水堆核电厂设计、建造和运行阶段的二级PSA工作.
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.
其中，注日期的引用文件， 仅该日期对应的版本适用于本文件：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 3术语、定义及缩略语 3.1术语和定义 NB/T20445.1界定的术语和定义适用于本文件.
3.2缩略语 下列缩略语适用于本文件.
CD：堆芯损伤（Core Damage） CDF：堆芯损伤频率（Core Damage Frequency） LERF：早期大量释放频率（Large Early Release Frequency） LOCA：丧失冷却剂事故（Loss Of CoolantAccident） LRF：大量释放频率（Large Release Frequency） PDS：电厂损伤状态（Plant Damage State） PSA：概率安全评价（Probabilistic Safety Assessment） RC：释放类（Release Cntegory） RCS：反应堆冷却剂系统（ReectorCoolantSystem） RPV：反应堆压力容器（Reactor Pressure Vessel） 4二级PSA目标、范围和团队 4.1二级PSA的目标 4.1.1在核电厂开展二级PSA项目之前，应首先明确开展二级PSA的目标.
二级PSA目标不同，其输 入要求和侧重点会有不同，技术要素和实施步骤也会有所差异.
因此在开展二级PSA时，应首先明确二 级PSA的预期目标.
这些目标可以是： a）得到严重事故进程和安全壳性能的见解： b）识别核电厂在严重事故下受到的具体挑战和安全壳的薄弱环节： c)判定与已有风险准则的符合性，这些风险准则通常与LRF和LERF有关： d）确定安全壳主要的失效模式，评估相关的放射性释放频率和释放量： e）评价各种不确定性（包括与现象、系统和模型假设相关的不确定性）对核电厂安全的影响； f）确定对严重事故是否采取了足够的措施，以缓解事故的影响： g）为应急预案的编制提供支持：
NB/T 20633-2023 h）为核电厂开发和制定严重事故管理导则与策略提供支持： i）为核电厂确定降低风险的特定措施提供支持： j） 为确定相关研究活动的优先次序提供支持； 为三级PSA提供输入： 1）为核电厂的环境影响评估提供支持.
4.1.2二级PSA模型应体现分析目标的需求，宜尽可能反映现实，避免采用过于保守的假设.
4.2二级PSA的范围 4.2.1二级PSA的范围由其特定的目标确定.
二级PSA的实施通常存在两种情况.
第一种情况是二级 PSA作为全范围PSA的组成部分，与一级PSA一起开展.
此时可将二级PSA的要求纳入到一级PSA中， 以保证对安全壳响应及源项分析重要的核电厂相关特性都能够在一级PSA中尽可能考虑.
第二种情 的分析，或者通过PDS的定义和量化在接口中对其进行考虑.
无论哪种情况，在一级和二级PSA模型间 的连接（一般通过PDS的定义和量化来实现）过程中，均应确保二级PSA充分考虑了一级PSA模型的初 始状态和边界条件以及二级PSA与一级PSA之间的相关性.
二级PSA主要的工作内容及其实施步骤如图 1所示.
二级PSA项目管理与组织 电厂严 核 和二级PS>接口分 级 安 安全壳事件树分析 级A结果输入 重事 全壳性能分析 重事故进程分析 出到三级PSA 输 项分析 故 计信息收集 设 分析 结来评价 图1二级PSA主要工作内容及实施步骤 4.2.2当PSA的范围包括了内部或外部灾害（如：火灾、地震等），但它们对于放射性包容功能的潜 在影响以及它们可能引起的相关性失效没有在一级PSA中包含时，应在二级PSA中进行考虑，例如电缆 着火导致安全壳隔离系统失效、地震导致安全壳结构损伤等.
4.2.3如果考虑开展三级PSA，还应考虑预期要开展的三级PSA的输入需求.
4.3二级PSA团队选择 4.3.1二级PSA团队的专业技术水平可以因开展二级PSA时核电厂所处的阶段、二级PSA分析范围和 预期应用有所差异，但应确保团队成员在如下方面具备足够的专业技术水平： a）核电厂设计和运行方面： b）严重事故现象和安全壳完整性方面： c)PSA技术方面.
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