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核安全导则 核动力厂二级概率安全分析（国家核安全局2022 年9月21日批准发布）.pdf

核动力厂二级概率安全分析

核动力厂二级概率安全分析

本导则自2022年9月21日起实施

输水管线工程直径DN2200口径输水管道施工方案本导则自2022年9月21日起实施 本导则由国家核安全局负责解释

本导则由国家核安全局负责解

本导则是指导性文件。在实际工作中可以采用不同于本导则的方 法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的 安全水平。

5严重事故下的安全壳性能分析

5.1分析对象 16 5.2分析目的 16 5.3分析方法 17

6严重事故进程和现象分析，

6严重事故进程和现象分析

严重事故源项 27 8.1源项分析的范围 ...27 8.2释放类的定义及属性 ..2.8 8.3释放类的归并 ...2.9 8.4源项分析. .29 8.5源项分析结果及其不确定性 32

9二级PSA结果和评价

9.1二级PSA的结果 33 9.2不确定性、重要度和敏感性分析 35 9.3二级PSA结果的评价 38

38 10.2论证核动力厂设计是否满足规定的风险准则 .39 10.3论证核动力厂与严重事故缓解相关的设计是否平衡 10.4为纵深防御第4、5层次的设置提供输入. .41 10.5其他应用 41

附录！严重事故计算分析程序

附录！严重事故计算分析程序

I.1程序的类型 2 I.2程序的验证 43 I.3程序的使用 43

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1.1.1本导则是对《核动力厂设计安全规定》（HAF102）有 关条款的说明和细化，其自的是为核动力厂二级概率安全分析 （PSA）工作的开展提供指导。 1.1.2本导则是对核安全导则《核动力厂一级概率安全分析》 的承接和发展。 1.1.3附录I为参考性文件。

1.2.1本导则主要适用于为发电或其他供热应用（诸如集中 供热或海水淡化）而设计的，采用水冷反应堆的陆上固定式核动 力厂。其他类型的或采用革新技术的反应堆设计可参照本导则， 但应经过细致的评价和判断。 1.2.2本导则所提供的建议主要针对新建核动力厂，对运行 核动力厂所开展的二级PSA工作也可参照执行，但需要考虑运 行核动力厂PSA中可能存在的特定要求。 1.2.3本导则所分析的范围限于核动力厂反应堆堆芯放射性 物质的二级PSA，不涉及核动力厂乏燃料水池、放射性废物等堆 芯外放射源的二级PSA。 1.2.4本导则给出了核动力厂功率工况、低功率和停堆工况 下开展二级PSA工作的指导建议。

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1.2.5本导则给出了以核动力厂反应堆堆芯全范围一级PSA 为起点，直到生成释放类源项分析结果过程中开展二级PSA的 基本技术要素及实施步骤，同时给出了二级PSA的应用建议。

2.1二级PSA的目标

2二级PSA的总体考虑

2.1.1在核动力厂开展二级PSA项自之前，应首先明确开展 二级PSA的目标。二级PSA目标不同，对其输入和分析重点的 要求也有所不同，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所有的预期目标。这些目 标包括但不限于： （1）获取严重事故进程和安全壳性能的风险见解； （2）识别核动力厂在严重事故下受到的挑战和应对严重事 故的薄弱环节； （3）检验核动力厂定量安全指标是否符合我国核安全监管 机构制定的风险准则； （4）确定安全壳主要失效模式和频率，评估相关的放射性 释放频率和释放量； （5）评价现象、系统和模型等各种假设不确定性对核动力 厂安全的影响； （6）确定是否已经对严重事故采取足够的措施，以降低事 故的影响；

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（7）为应急计划区测算和应急设施可居留性分析提供输入； （8）为核动力厂制定严重事故应对策略和开发严重事故管 理指南提供输入； （9）为核动力厂确定降低风险的特定措施提供输入； （10）为确定相关研究活动的优先次序提供输入； （11）为三级PSA提供部分输入； （12）为核动力厂的环境影响评价提供输入。 2.1.2应根据二级PSA的目标建立模型。模型应尽可能反映 现实情况，避免由于采用过于保守的假设，使结论与实际情况不 符。 2.1.3二级PSA结论在应用时应考虑不确定性的影响。

2.2二级PSA的范围

2.2.1二级PSA的范围由其特定的目标和PSA的升展计划确 定。通常，实施二级PSA有两种情况。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。此时应在 一级PSA中纳入二级PSA的要求，以保证在一级PSA中尽可能 考虑所有对安全壳响应、严重事故缓解及源项分析重要的核动力 厂相关特性。第二种情况是二级PSA在已有一级PSA的基础上 开展，此时应通过二级PSA增加安全壳及其相关系统状态的分 析。一级PSA和二级PSA间的接口应通过电厂损伤状态（PDS) 的定义和量化来实现。二级PSA应充分考虑一级PSA模型的初 始状态和边界条件及其与一级PSA之间的相关性。确定二级PSA

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的范围时，还应考虑预期要开展的三级PSA输入需求，二级PSA 的输出应尽可能满足三级PSA的输入需求。 2.2.2当PSA的范围包括了内部或外部危险（如：火灾，地 2 震等），但它们对于放射性包容和严重事故缓解功能的潜在影响 以及它们可能引起的相关性失效（如：由于电缆看火所导致的安 全壳隔离系统失效、由于地震所导致的安全壳结构损伤等）没有 在一级PSA中包含时，应在二级PSA中予以考虑。

2.3.1如果PSA的自标是识别重要的风险贡献因素，或对不 同设计方案和核动力厂配置进行比较，则不需要与核安全监管机 构规定的风险准则进行比较。如果PSA的自的是为下列判断提 供支撑，如：计算得到的风险结果是否可接受、核动力厂设计和 运行的变更申请是否可接受以及是否有必要进行某项设计变更 以小的风险换取较大的经济利益，则需要参考核安全监管机构制 定的风险准则，从保证核动力厂满足规定的安全水平出发，指导 设计单位、营运单位和核安全监管机构履行其各自应承担的职责 除了核安全监管机构规定的风险准则外，设计单位、营运单位也 可以从管理的角度对核动力厂制定更高的安全目标和更严格的 风险准则。 2.3.2核动力厂设计的基本安全目标是建立并保持对放射性 危害的有效防御，以保护人与坏境免受放射性危害。风险准则是

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2.3.3对核动力厂二级PSA规定的风险准则通常采用放射性 物质大量释放频率（LRF）或早期大量释放频率（LERF）表征， 我国对新建核动力厂提出的具体目标是：放射性物质LRF为每 堆年不超过10°。

2.4二级PSA的维护和更新

应对二级PSA模型进行定期的维护和更新，以体现核动力 厂设计和运行实践的变化以及经验和技术进步的反馈，确保其可 以紧密地支持相关决策过程。更新应考虑严重事故管理指南中的 变化，考虑为支持二级PSA模型进行的严重事故分析以及为更 好地理解严重事故现象所获得的研究成果

2.5.1对二级PSA团队专业技术水平的要求会因开展二级 PSA时核动力厂所处的阶段、二级PSA的范围和预期目标而有 所差异，但应确保团队在如下技术领域具备足够的专业技术水平， 并包含如下成员： （1）核动力厂设计和运行： 核动力厂设计及运行专家、操纵员、安全壳相关系统的专家、 应急专家、严重事故管理专家； （2）严重事故现象： 严重事故现象、严重事故分析不确定性、安全壳性能、严重 事故进程、安全壳荷载、放射性释放和严重事故分析计算程序方 面的专家；

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2.6.1PSA质量保证应涵盖保证PSA达到要求的质量所需的 相关工作，以及验证PSA达到要求的质量所需的相关工作。PSA 达到要求的质量意味着分析的最终结果是正确的、可用的，并且 可以满足PSA实施目的和范围的要求。应对所有影响PSA质量 的工作设置一套科学规范的工作方法，包括在适当情况下核查每 项任务是否圆满完成，并针对未完成的任务采取必要的纠正措施 2.6.2PSA的质量保证应作为PSA项自管理的一个组成部分 质量保证应涵盖对PSA各项相关活动的控制，包括组织、技术 工作及文档等方面。针对PSA技术工作，质量保证旨在确保目 标、范围、方法和假设之间的一致性以及方法应用和计算的准确 性。质量保证还应包括对PSA文档的管理。

2.7PSA文档的规定

2.7.1PSA文档的首要目标是满足使用方的需求，并与PSA

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的特定应用相适应。PSA可能的使用方包括： （1）核动力厂营运单位（管理人员及运行人员）； （2）设计单位和供货商； （3）核安全监管机构及为其提供技术支持的人员或机构； （4）其他政府机构： （5）公众。 2.7.2PSA文档包括PSA的工作文件、计算模型的输入和输 出、阶段性成果报告和最终报告等。PSA文档应内容完整，结构 合理、清晰，且易于理解、审查和升版。应采用可追溯的、有序 的方式进行记录，即各部分应尽可能按照实际分析工作开展的顺 序在最终文档中呈现。此外，还应为可能的扩展性分析提供方法 说明，包括使用改进的模型、扩展PSA的范围以及其他应用等。 清晰地描述在扩展与诠释PSA时所作的假设、例外和局限性对 于PSA的使用方也非常重要。 2.7.3应在报告（或参考文献）文档中给出用于复现研究结 果的所有必要信息。所有的中间分析、计算、假设等信息应以文 档记录、工作文件或计算机电子文件等形式予以保存，以保证将 来可以对PSA分析的细节进行复现和更新。 2.7.4PSA研究工作最终应形成相应的PSA报告。报告应包 括两个主要部分： （1）主报告； （2）主报告的附件

2.7.5主报告应采用清晰的、可追溯的方式阐述PSA工作

2.7.5主报告应采用清晰的、可追溯的方式阐述PSA工作的

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3.1筛选与严重事故相关的重要设计特征

3二级PSA的核动力厂信息收集

3.1.1二级PSA团队所有成员应在熟悉核动力厂的设计和运 行的基础上，确定影响严重事故进程、安全壳响应和放射性物质 在安全壳内迁移的核动力厂系统、构筑物、部件、运行规程和事 故规程、应急运行规程等的相关信息。对已运行核动力厂，熟悉 核动力厂还包括现场踏勘和与运行人员及工程师的访谈。对于在 设计阶段暂时无法获取的信息，可以参考相似核动力厂的相关设 计信息。 3.1.2二级PSA团队应确定能够影响严重事故进程的核动力

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厂特征，必要时应开展进一步研究。对严重事故进程和缓解有重 要意义的关键核动力厂设计特征包括： （1）反应堆压力容器外下部区域的特征。当堆芯熔融物重 新定位到反应堆压力容器底部或从压力容器的底部流出时，这个 区域的特征会影响到其扩散的范围和可冷却性。 （2）从反应堆压力容器下部区域到安全壳的流道特征。当 轻水堆中的高压熔融物喷射时，对流道流动或者其他几何因素的 限制会缩小下封头失效后堆芯碎片的分布范围。 （3）安全壳内的结构布置特征。高度分隔的结构会限制可 燃气体在安全壳内的混合以及扩散程度。 （4）可能导致安全壳旁通的序列特征。 可能影响严重事故进程和缓解的核动力厂设计特征还包括 表1的示例

表1影响严重事故进程和缓解的核动力厂设计特征示例 响严重事故进程的设计特征

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3.1.3除了核动力厂的设计特征外，还应考虑核动力厂相关 运行规程和严重事故管理指南。

3.2收集与严重事故有关的重要信息

3.2.1PSA团队应在全面理解影响严重事故行为和放射性物 质释放的核动力厂设计特征的基础上JTT724-2008标准下载，收集和整理开展核动力厂 二级PSA所需要的特定数据。所需数据与PSA分析范围和计算 工具相关，也受核动力厂严重事故进程分析特定模型的影响。 3.2.2应从满足质量保证要求的信息来源中获取数据。获取

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数据的信息来源应在PSA文档中记录。可用的信息来源主要包 括： （1）设计和核动力厂执照申请文件； （2）施工图； （3）核动力厂运行、维修或试验的特定程序； （4）工程计算或分析报告； （5）核动力厂踏勘记录； （6）建造标准； （7）厂家提供的技术资料； （8）与核动力厂相关人员的访谈； （9）场区移动设施的布置图； （10）应急预案和应急执行程序的规定等。 3.2.3二级PSA使用参考核动力厂的数据前，应进行设计特 征对比，以确定与参考核动力厂是否真的“相似”及是否因此有 相似的薄弱环节。使用参考核动力厂的数据得出二级PSA结论 时，应给出对比的设计特征及可比性说明。可以对比的设计特征 示例如表2所示

表2核动力厂及安全壳设计特征对比示

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成和放射性物质的释放

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和放射性源项。PDS的属性可以包括影响事故进程、安全壳响应 或者放射性物质向环境释放等各种因素四车道高速公路实施性施工组织设计，这些因素为开展严重事 故分析提供了初始和边界条件

表3PDS特征和属性示例