《壓水堆核電廠典型事故風(fēng)險(xiǎn)指引型安全裕度特性分析導(dǎo)則》（征求意見(jiàn)稿）

1T/CNEAXXXX—XXXX壓水堆核電廠典型事故風(fēng)險(xiǎn)指引型安全裕度特性分析導(dǎo)則本文件規(guī)定了壓水堆核電廠典型事故風(fēng)險(xiǎn)指引型安全裕度特性分析方法和技術(shù)要求。本文件適用于壓水堆核電廠典型事故風(fēng)險(xiǎn)指引型安全裕度特性分析，其它堆型的核電廠可參照?qǐng)?zhí)2規(guī)范性引用文件下列文件中的內(nèi)容通過(guò)文中的規(guī)范性引用而構(gòu)成本文件必不可少的條款。其中，注日期的引用文件，僅該日期對(duì)應(yīng)的版本適用于本文件；不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改單）適用于本文件。NB/T20037.1-2017RK應(yīng)用于核電廠的一級(jí)概率安全評(píng)價(jià)第1部分：總體要求3術(shù)語(yǔ)和定義下列術(shù)語(yǔ)、定義及縮略語(yǔ)適用于本文件。3.1術(shù)語(yǔ)和定義安全裕度safetymargin安全裕度可以定義為安全變量的能力與負(fù)載的比值，也可以定義為安全變量的能力與負(fù)載的差值，是確定性裕度。風(fēng)險(xiǎn)指引型安全裕度risk-informedsafetymargin風(fēng)險(xiǎn)指引型安全裕度定義為核電廠安全變量的負(fù)載超過(guò)能力的概率1，是概率性裕度，也稱概率安離散動(dòng)態(tài)事件樹(shù)discretedynamiceventtree定義及數(shù)學(xué)表達(dá)式P（L>C），其定義與機(jī)械可靠性設(shè)計(jì)中應(yīng)力-強(qiáng)度2T/CNEAXXXX—XXXX離散動(dòng)態(tài)事件樹(shù)（DDET）是一種模擬事故發(fā)展進(jìn)程的方法，其在離散時(shí)間點(diǎn)上模擬和追蹤系統(tǒng)在任務(wù)時(shí)間內(nèi)的所有可能的狀態(tài)演化軌跡。概率安全評(píng)價(jià)（分析）/概率風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)probabilisticsafetyassessment(analysis)一種全面的、結(jié)構(gòu)化的處理方法，識(shí)別出核電廠失效的情景，并對(duì)工作人員和公眾所承受的風(fēng)險(xiǎn)做出數(shù)值估計(jì)。3.2縮略語(yǔ)下列縮略語(yǔ)適用于本文件。PSA概率安全評(píng)價(jià)ProbabilitySafetyAssessmentDPRA動(dòng)態(tài)概率風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)DynamicProbabilityRiskAssessmentRISMC風(fēng)險(xiǎn)指引型安全裕度特性分析Risk-InformedSafetyMarginCharacterizationDDET離散動(dòng)態(tài)事件樹(shù)DiscreteDynamicEventTreeCD堆芯損傷CoreDamageCDF堆芯損傷頻率CoreDamageFrequency4總體目標(biāo)風(fēng)險(xiǎn)指引型安全裕度特性分析（RISMC）技術(shù)通過(guò)構(gòu)建確定論安全分析與概率論安全分析相耦合的分析方法，研究核電廠事故工況下初始條件、設(shè)備和人員失效隨機(jī)性與核電廠物理熱工性能之間的動(dòng)態(tài)耦合關(guān)系，以概率性安全裕度表示事故場(chǎng)景下安全參數(shù)超過(guò)其限值的可能性，以現(xiàn)實(shí)地反映核電廠事故的演化規(guī)律、發(fā)生頻率及事故后果。5分析流程RISMC分析的主要內(nèi)容包括典型事故DPRA模型的建立與典型事故全系統(tǒng)動(dòng)態(tài)仿真模型的建立，以及上述兩種動(dòng)態(tài)模型的耦合計(jì)算，分析流程如圖1所示。3T/CNEAXXXX—XXXX圖1典型事故RISMC分析流程圖首先，要確定研究核電廠的設(shè)計(jì)運(yùn)行特征。其次，基于典型事故動(dòng)態(tài)特性分析、典型事故關(guān)鍵動(dòng)態(tài)特征參數(shù)分析建立典型事故DPRA模型，基于典型事故物理模型分析、典型事故熱工模型分析、系統(tǒng)模型分析建立典型事故全系統(tǒng)動(dòng)態(tài)仿真模型。最后，基于事故仿真計(jì)算平臺(tái)，通過(guò)事故場(chǎng)景和動(dòng)態(tài)特征參數(shù)的相互傳遞，以參數(shù)抽樣和DDET與核仿真程序耦合的計(jì)算，實(shí)現(xiàn)DPRA模型與系統(tǒng)動(dòng)態(tài)仿真模型的耦合，構(gòu)建核電廠典型事故RISMC模型，完成風(fēng)險(xiǎn)指引型安全裕度的定量化。6技術(shù)要求6.1分析范圍典型事故風(fēng)險(xiǎn)指引型安全裕度特性分析覆蓋核電廠不同的運(yùn)行模式。6.2典型事故動(dòng)態(tài)特性分析結(jié)合核電廠設(shè)計(jì)運(yùn)行特點(diǎn)，開(kāi)展典型事故的響應(yīng)分析，識(shí)別事故后核電廠不同狀態(tài)下所需的系統(tǒng)、設(shè)備、人員動(dòng)作以及其失效機(jī)理和失效模式。基于核電廠設(shè)計(jì)特征分析、概率論安全分析和確定論安全分析，識(shí)別開(kāi)展RISMC分析的典型事故情景。6.2.1設(shè)計(jì)特征分析針對(duì)核電廠的重要設(shè)計(jì)改進(jìn)、同類電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋、行業(yè)內(nèi)重點(diǎn)關(guān)注問(wèn)題、事故分析中擬優(yōu)化的成功準(zhǔn)則，以及核電廠延壽、功率提升等新方向的探索開(kāi)展分析，初步識(shí)別擬采用RISMC方法開(kāi)展安全裕度分析的典型事故。6.2.2概率論安全分析4T/CNEAXXXX—XXXX建立典型事故的PSA模型，通過(guò)PSA模型的定量化計(jì)算，得到各事故序列的CDF，識(shí)別對(duì)CDF起支配性作用的事故序列，即對(duì)典型事故風(fēng)險(xiǎn)貢獻(xiàn)顯著的事故序列情景，作為開(kāi)展RISMC分析的典型事故情景。6.2.3確定論安全分析采用物理熱工計(jì)算軟件模擬反應(yīng)堆冷卻劑一、二回路系統(tǒng)，專設(shè)安全設(shè)施，其他與事故緩解相關(guān)的系統(tǒng)、設(shè)備在事故中的響應(yīng)，針對(duì)設(shè)計(jì)特征分析中識(shí)別的典型事故情景，開(kāi)展確定論分析計(jì)算，模擬典型情景下的事故進(jìn)程，確定基于概率安全分析識(shí)別的風(fēng)險(xiǎn)貢獻(xiàn)顯著事故情景下，某一包絡(luò)的工況下，某一特定配置下，不同事件進(jìn)程中緩解堆芯損傷所需系統(tǒng)的配置要求。6.3典型事故關(guān)鍵動(dòng)態(tài)特征參數(shù)分析開(kāi)展典型事故情景的關(guān)鍵動(dòng)態(tài)參數(shù)分析，識(shí)別事故進(jìn)程中影響堆芯損傷的關(guān)鍵參數(shù)，構(gòu)建關(guān)鍵參數(shù)的不確定性概率分布。6.3.1關(guān)鍵動(dòng)態(tài)特征參數(shù)的識(shí)別基于典型事故的概率論安全分析、確定論安全分析和工程判斷，識(shí)別影響典型事故情景緩解的重要系統(tǒng)、設(shè)備和措施，確定開(kāi)展RISMC分析的典型事故情景的關(guān)鍵動(dòng)態(tài)特征參數(shù)。6.3.1.1概率論安全分析將導(dǎo)致同一設(shè)備失效的所有基本事件建立為一個(gè)設(shè)備組，將執(zhí)行同一功能的系統(tǒng)（不含支持系統(tǒng)）建立為一個(gè)系統(tǒng)組，基于PSA模型定量化結(jié)果，開(kāi)展設(shè)備組與系統(tǒng)組的重要度與敏感性分析，并基于最小割集風(fēng)險(xiǎn)見(jiàn)解分析，篩選出重要度和敏感性排序靠前的設(shè)備及系統(tǒng)，識(shí)別影響核電廠事故風(fēng)險(xiǎn)的關(guān)鍵動(dòng)態(tài)特征參數(shù)。6.3.1.2確定論安全分析基于確定論安全分析，針對(duì)影響典型事故進(jìn)程和后果的不確定參數(shù)及隨機(jī)變量開(kāi)展敏感性分析，識(shí)別影響事件進(jìn)程和后果的關(guān)鍵動(dòng)態(tài)特征參數(shù)。例如，核電廠事故運(yùn)行前的狀態(tài)、事故初始條件、事故進(jìn)程時(shí)序、邊界條件、應(yīng)對(duì)措施可用數(shù)量、對(duì)事故進(jìn)程或后果影響顯著的隨機(jī)轉(zhuǎn)移的變量、物理熱工參數(shù)模型的不確定性、設(shè)備運(yùn)行狀態(tài)及條件的不確定性等。壓水堆核電廠可能的關(guān)鍵動(dòng)態(tài)參數(shù)舉例：事故時(shí)的功率水平、蒸汽發(fā)生器水位、與典型事故相關(guān)的事故特征、緩解系統(tǒng)可用數(shù)量、能動(dòng)緩解系統(tǒng)的設(shè)備特性（泵的流量等）、影響非能動(dòng)系統(tǒng)的緩解特征、操縱員動(dòng)作的執(zhí)行時(shí)間、堆芯損傷溫度等。6.3.1.3工程判斷基于同類型核電廠工程設(shè)計(jì)及運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋，或擬優(yōu)化的核電廠設(shè)計(jì)運(yùn)行相關(guān)的關(guān)鍵狀態(tài)條件參數(shù)分析，識(shí)別影響設(shè)計(jì)運(yùn)行優(yōu)化或安全裕度確定的關(guān)鍵動(dòng)態(tài)特征參數(shù)。6.3.2關(guān)鍵動(dòng)態(tài)特征參數(shù)不確定性分析5T/CNEAXXXX—XXXX通過(guò)不確定性分析，確定對(duì)事故進(jìn)程和后果影響顯著的安全系統(tǒng)和事件隨機(jī)轉(zhuǎn)移的變量（即工況變量）的隨機(jī)特性，構(gòu)建分布函數(shù)。安全系統(tǒng)或安全相關(guān)系統(tǒng)狀態(tài)隨機(jī)轉(zhuǎn)移變量可由系統(tǒng)啟動(dòng)時(shí)刻、安全系統(tǒng)可用數(shù)量、完成安全系統(tǒng)預(yù)期功能的時(shí)刻等描述。事件隨機(jī)轉(zhuǎn)移變量可由事件發(fā)生的時(shí)刻和范圍等描述。例如，隨機(jī)失效時(shí)刻、失水事故的破口大小、事故前的物理熱工特性等。結(jié)合業(yè)內(nèi)運(yùn)行實(shí)踐經(jīng)驗(yàn)、核電廠設(shè)計(jì)運(yùn)行特征以及當(dāng)前RISMC耦合分析軟件平臺(tái)的計(jì)算能力，選取合適的概率分布函數(shù)表示工況隨機(jī)變量的隨機(jī)特性。例如，針對(duì)事故初始參數(shù)，可采用均勻分布、三角分布等不確定性分布方式。例如，針對(duì)緩解系統(tǒng)可用性，可根據(jù)業(yè)內(nèi)運(yùn)行統(tǒng)計(jì)給出不同時(shí)刻關(guān)鍵設(shè)備失效的概率，或綜合考慮電廠設(shè)計(jì)特征、業(yè)內(nèi)統(tǒng)計(jì)的設(shè)備失效數(shù)據(jù)及不確定性、共因失效數(shù)據(jù)及不確定性等，計(jì)算不同配置下的緩解系統(tǒng)失效概率及不確定性分布。例如，針對(duì)操作員干預(yù)時(shí)間，可用對(duì)數(shù)正態(tài)分布描述操縱員執(zhí)行規(guī)程所用的時(shí)間。6.4典型事故DPRA模型建立使用抽樣方法（例如蒙特卡洛抽樣或者拉丁超立方抽樣等）和DDET方法的耦合方式，建立混合動(dòng)態(tài)事件樹(shù)，用于DPRA模型的開(kāi)發(fā)。對(duì)于隨時(shí)間連續(xù)變化的物理量，使用抽樣方法生成連續(xù)變量，模擬仿真模型初始參數(shù)、邊界參數(shù)等的波動(dòng)，并明確抽樣參數(shù)的數(shù)量。選擇合適的抽樣方式確定轉(zhuǎn)移發(fā)生的時(shí)間和轉(zhuǎn)移之后的系統(tǒng)狀態(tài)。對(duì)于隨時(shí)間離散變化的物理量，例如隨機(jī)性離散變量（如硬件正常啟動(dòng)后失效時(shí)間的控制、硬件啟動(dòng)是否成功等）和確定性離散變量（如卸壓閥在壓力達(dá)到指定壓力閾值時(shí)開(kāi)啟等根據(jù)離散變量的類型，通過(guò)建立DDET，運(yùn)用事件樹(shù)分支的方式加以描述。即在傳統(tǒng)PSA事件樹(shù)中增加狀態(tài)轉(zhuǎn)移變量，將傳統(tǒng)PSA模型中的靜態(tài)事件序列離散成DPRA模型中的動(dòng)態(tài)事件序列，根據(jù)離散變量不確定性分布特點(diǎn)，選擇合適的可靠性模型表征設(shè)備的不同狀態(tài)，模擬事故進(jìn)程下核電廠的動(dòng)態(tài)響應(yīng)，分析不同條件和場(chǎng)景下的事故進(jìn)程和終態(tài)。典型的DPRA模型功能題頭輸入信息表見(jiàn)表1。表1典型的DPRA模型功能題頭輸入信息表題頭輸入編號(hào)題頭對(duì)應(yīng)的成功準(zhǔn)則10臺(tái)**設(shè)備可用21臺(tái)**設(shè)備可用32臺(tái)**設(shè)備可用6.5典型事故動(dòng)態(tài)仿真模型建立收集核電廠設(shè)計(jì)和運(yùn)行參數(shù)，利用事故仿真分析計(jì)算平臺(tái)，建立典型事故系統(tǒng)動(dòng)態(tài)仿真模型，分析不同情景下的電廠響應(yīng)和事故現(xiàn)象，揭示典型事故下電廠失效模式與物理熱工過(guò)程的關(guān)系?；贒DET，利用事故仿真分析計(jì)算平臺(tái)的邏輯信號(hào)觸發(fā)對(duì)應(yīng)邏輯以實(shí)現(xiàn)分支功能，建立DPRA和動(dòng)態(tài)仿真模型的一一映射關(guān)系。6.6RISMC動(dòng)態(tài)模型耦合利用事故情景和動(dòng)態(tài)特征參數(shù)的相互傳遞，采用基于混合動(dòng)態(tài)事件樹(shù)方法的DPRA與系統(tǒng)動(dòng)態(tài)仿真耦合模型，通過(guò)迭代計(jì)算，實(shí)現(xiàn)DPRA模型與系統(tǒng)動(dòng)態(tài)仿真模型的耦合，以表征事故進(jìn)程中物理系統(tǒng)在連續(xù)變量（如隨時(shí)間連續(xù)變化的物理變量）與隨時(shí)間離散變化的變量（如硬件系統(tǒng)的狀態(tài)、人員操作等）相互共同影響系統(tǒng)的演化進(jìn)程。6T/CNEAXXXX—XXXX構(gòu)建核電廠典型事故的RISMC模型，定量評(píng)估事故后的電站安全水平、支配性失效路徑。采用相關(guān)計(jì)算程序?qū)ρ芯堪咐_(kāi)展批量計(jì)算，計(jì)算不同情景的CD概率，完成風(fēng)險(xiǎn)指引的安全裕度的計(jì)算，并開(kāi)展RISMC方法與傳統(tǒng)PSA方法對(duì)于安全裕度計(jì)算結(jié)果的對(duì)比分析。7文件編制文件編制的目的是為了能夠保證典型事故風(fēng)險(xiǎn)指引型安全裕度特性分析內(nèi)容、依據(jù)、過(guò)程和技術(shù)成果等可追溯。具體地，每一技術(shù)要素的每一步驟都應(yīng)進(jìn)行存檔，應(yīng)確保清晰的體現(xiàn)分析所用的信息和數(shù)據(jù)；確保記錄了用于典型事故風(fēng)險(xiǎn)指引型安全裕度特性分析過(guò)程中的典型事故動(dòng)態(tài)特性分析、關(guān)鍵動(dòng)態(tài)特征參數(shù)分析、DPRA模型建立、動(dòng)態(tài)仿真模型建立、RISMC動(dòng)態(tài)模型耦合的方法和過(guò)程。7T/CNEAXXXX—XXXX參考文獻(xiàn)[1]DinhN,SzilardR.Risk-InformedSafetyMarginCharacterization.IdahoNationalLaboratory(INL),2009.[2]TaskGroupontheCSNISafetyMarginsActionPlan(SMAP).NuclearEnergyAgencyCommitteeontheSafetyofNuc