核動力廠二級概率安全分析

1、核動力廠二級概率安全分析 5目錄 HYPERLINK l _TOC_250048 引言9 HYPERLINK l _TOC_250047 目的9 HYPERLINK l _TOC_250046 范圍9 HYPERLINK l _TOC_250045 二級 PSA 的總體考慮10 HYPERLINK l _TOC_250044 二級 PSA 的目標10 HYPERLINK l _TOC_250043 二級 PSA 的范圍11 HYPERLINK l _TOC_250042 風險準則12 HYPERLINK l _TOC_250041 二級 PSA 的維護和更新12 HYPERLINK l _TO

2、C_250040 團隊選擇與組織13 HYPERLINK l _TOC_250039 質(zhì)量保證要求13 HYPERLINK l _TOC_250038 PSA 文檔的規(guī)定14 HYPERLINK l _TOC_250037 二級 PSA 的核動力廠信息收集14 HYPERLINK l _TOC_250036 確定與嚴重事故相關的重要設計14 HYPERLINK l _TOC_250035 收集嚴重事故的重要信息16 HYPERLINK l _TOC_250034 與一級 PSA 的接口17 HYPERLINK l _TOC_250033 4.1 概述17 HYPERLINK l _TOC_25

3、0032 功率工況內(nèi)部始發(fā)事件 PSA 的 PDS18 HYPERLINK l _TOC_250031 其他 PSA 的 PDS21 HYPERLINK l _TOC_250030 嚴重事故下的安全殼性能分析21 HYPERLINK l _TOC_250029 分析對象21 HYPERLINK l _TOC_250028 分析目的22 HYPERLINK l _TOC_250027 分析方法22 HYPERLINK l _TOC_250026 嚴重事故進程和現(xiàn)象分析24 HYPERLINK l _TOC_250025 嚴重事故進程分析24 HYPERLINK l _TOC_250024 嚴重事

4、故現(xiàn)象分析26 HYPERLINK l _TOC_250023 嚴重事故現(xiàn)象分支條件概率定量化27 HYPERLINK l _TOC_250022 安全殼事件樹分析28 HYPERLINK l _TOC_250021 7.1 概述28 HYPERLINK l _TOC_250020 安全殼事件樹的頂事件和節(jié)點問題29 7 HYPERLINK l _TOC_250019 安全殼事件樹分支概率確定30 HYPERLINK l _TOC_250018 嚴重事故源項31 HYPERLINK l _TOC_250017 源項分析的范圍31 HYPERLINK l _TOC_250016 釋放類的定義32

5、 HYPERLINK l _TOC_250015 安全殼事件樹終態(tài)歸并成釋放類33 HYPERLINK l _TOC_250014 源項分析33 HYPERLINK l _TOC_250013 源項分析結(jié)果及其不確定性36 HYPERLINK l _TOC_250012 二級 PSA 結(jié)果和評價37 HYPERLINK l _TOC_250011 二級 PSA 的結(jié)果37 HYPERLINK l _TOC_250010 二級 PSA 結(jié)果的不確定性39 HYPERLINK l _TOC_250009 二級 PSA 結(jié)果的評價41 HYPERLINK l _TOC_250008 二級 PSA 的

6、應用41 HYPERLINK l _TOC_250007 10.1 概述41 HYPERLINK l _TOC_250006 論證核動力廠設計是否滿足規(guī)定的風險準則42 HYPERLINK l _TOC_250005 論證核動力廠與嚴重事故緩解相關的設計是否平衡42 HYPERLINK l _TOC_250004 為縱深防御第 4、5 層次的設置提供輸入43 HYPERLINK l _TOC_250003 其他應用44 HYPERLINK l _TOC_250002 附錄 I 嚴重事故仿真程序45 HYPERLINK l _TOC_250001 簡介45 HYPERLINK l _TOC_25

7、0000 程序分類及應用45 8核動力廠二級概率安全分析1 引言目的本導則是對核動力廠設計安全規(guī)定（HAF102）有關條款的說明和細化，其目的是給核動力廠二級概率安全分析（PSA，Probabilistic Safety Analysis）工作的開展提供指導。附錄I 為參考性文件。范圍本導則主要適用于為發(fā)電或其他供熱應用（例如，集中供熱或海水淡化）而設計的陸上固定式水冷反應堆核動力廠。其他類型的或采用革新技術的反應堆設計可參照本導則，但應經(jīng)過細致的評價和判斷。本導則所提供的建議主要針對新建核動力廠，對在運核動力廠所開展的二級概率安全分析工作也可參照執(zhí)行，但需要考慮在運核動力廠概率安全分析中可能

8、存在的特定要求。本導則所分析的范圍限于核動力廠反應堆堆芯放射性物質(zhì)的二級概率安全分析，不涉及核動力廠乏燃料水池、放射性廢物等堆芯外放射源的二級概率安全分析。本導則給出了核動力廠功率工況、低功率和停堆工況下開展二級概率安全分析工作的指導建議。本導則給出了核動力廠以核動力廠反應堆堆芯全范圍一級 PSA 為起點，開展二級概率安全分析的基本技術要素及實施步驟，直到生成詳細的源項清單，作為三級 PSA 的輸入。最后給出了二級概率安全分析的應用建議。本導則是對核安全導則核動力廠一級概率安全分析 9核動力廠二級概率安全分析的繼承和發(fā)展，其中已經(jīng)闡述的 PSA 通用技術要素和項目管理要求本導則不再贅述。2 二

9、級 PSA 的總體考慮二級 PSA 的目標在核動力廠開展二級 PSA 項目之前，應首先明確開展二級PSA 的目標。二級 PSA 目標不同，二級 PSA 輸入的要求和側(cè)重點會有不同，技術要素和實施步驟也會有所差異。因此在開展二級 PSA 時，應首先明確二級 PSA 的所有預期目標。這些目標包括但不限于：獲取嚴重事故進程和安全殼性能的見解；識別核動力廠在嚴重事故下受到的挑戰(zhàn)和安全殼的薄弱環(huán)節(jié)；檢驗其是否符合我國核安全監(jiān)管機構制定的風險準則，這些風險準則通常與大量釋放頻率和早期大量釋放頻率有關；確定安全殼主導失效模式和頻率，評估相關的放射性釋放頻率和量級；評價現(xiàn)象、系統(tǒng)和模型假設等各種不確定性對核動

10、力廠安全的影響；確定對嚴重事故是否已經(jīng)采取足夠的措施，以緩解事故的影響；為應急預案的編制提供輸入；為核動力廠開發(fā)事故管理指南和制定事故應對策略提供輸入；為核動力廠確定降低風險的特定措施提供輸入； 10 核動力廠二級概率安全分析為確定相關研究活動的優(yōu)先次序提供輸入；為三級 PSA 提供輸入；為核動力廠的環(huán)境影響評估提供輸入。應根據(jù)二級 PSA 分析目標建立模型。模型應盡可能反映現(xiàn)實情況，避免由于采用過于保守的假設，使結(jié)論與實際情況不符。用于論證分析目標的二級 PSA 結(jié)論應考慮不確定性的影響，以便在應用 PSA 結(jié)果來支持決策時考慮不確定性帶來的影響。二級 PSA 的范圍二級 PSA 的范圍由其

11、特定的目標和 PSA 的開展計劃確定。通常，實施二級 PSA 有兩種情況。第一種情況是作為全范圍 PSA 的組成部分，二級 PSA 與一級 PSA 一起開展。此時應在一級PSA 中納入二級PSA 的要求，以保證在一級 PSA 中盡可能考慮所有對安全殼響應及源項分析重要的核動力廠相關特性。第二種情況是二級 PSA 在已有一級 PSA 的基礎上開展，此時應通過二級PSA 增加一些安全殼及其安全系統(tǒng)狀態(tài)的分析。一級PSA 和二級 PSA 間的接口應通過核動力廠損傷狀態(tài)（PDS，Plant Damage State）的定義和量化來實現(xiàn)。二級 PSA 應充分考慮一級PSA 模型的初始狀態(tài)和邊界條件及其與

12、一級PSA 之間的相關性。確定二級 PSA 的范圍時，還應考慮預期要開展的三級 PSA 的輸入需求。二級PSA 的輸出應盡可能滿足三級 PSA 的輸入需求。當 PSA 的范圍包括了內(nèi)部或外部危險（如：火災，地震等），但它們對于放射性包容功能的潛在影響以及它們可能引起的相關性失效（如由于電纜著火所導致的安全殼隔離系統(tǒng)失 11 核動力廠二級概率安全分析效、由于地震所導致的安全殼結(jié)構損傷等）沒有在一級 PSA 中包含時，應在二級 PSA 中進行考慮。風險準則如果 PSA 的目標是為下列判斷提供支撐，則需要參考核安全監(jiān)管機構制定的風險準則，從保證核動力廠滿足規(guī)定的安全水平出發(fā)，指導設計單位、營運單位和

13、核安全監(jiān)管機構履行其各自應承擔的職責：（1）評價風險結(jié)果是否可接受；（2）核動力廠設計和運行的變更申請是否可接受；（3）是否有必要進行某項設計變更以降低風險水平。除了核安全監(jiān)管機構規(guī)定的風險準則外，設計單位、營運單位也可以從管理的角度對核動力廠制定更高的安全水平目標和更嚴格的風險接受準則。核動力廠設計的基本安全目標是建立并保持對放射性危害的有效防御，以保護人與環(huán)境免受放射性危害。風險準則是用于支持論證核動力廠基本安全目標的準則之一。核安全監(jiān)管機構對二級 PSA 規(guī)定的風險準則通常采用放射性物質(zhì)大量釋放頻率或大量早期釋放頻率進行表征。我國對新建核動力廠提出的核動力廠放射性物質(zhì)大量釋放目標值為10

14、-6/堆年。二級 PSA 的維護和更新應對 PSA 進行定期的維護和更新，以體現(xiàn)核動力廠設計和運行實踐的變化以及經(jīng)驗和技術進步的反饋。在分析和形成見解的過程中，應確保不同技術領域的分析者溝通順暢，應用的方法協(xié)調(diào)一致，各項任務開展平衡合理。同時，還應保持PSA 不同學科之間于技術上的獨立性。應使二級 PSA 分析中得到的相關見解正確地被核動力 12 核動力廠二級概率安全分析廠的管理與運行人員及核安全監(jiān)管人員或其他相關人員理解。應依據(jù)二級 PSA 結(jié)果的含義及其潛在用途，建立適當?shù)募夹g評估體系以滿足獨立驗證要求。必要時，應預先建立獨立評價和對比研究的程序或規(guī)定。二級 PSA 中所采納的專家判斷應通

15、過文檔記錄的形式進行取證和管理。團隊選擇與組織二級 PSA 團隊的專業(yè)技術水平可以因開展二級 PSA 時核動力廠所處的階段、二級 PSA 分析范圍和預期用途而有所差異，但應確保團隊在如下方面具備足夠的專業(yè)技術水平，并包含如下成員：核動力廠設計和運行方面：核動力廠設計及運行專家、操縱員、安全殼相關系統(tǒng)專家、運行規(guī)程和嚴重事故管理指南專家；嚴重事故現(xiàn)象和安全殼完整性方面：安全殼性能、嚴重事故現(xiàn)象、嚴重事故分析不確定性、主導事故進程的化學和物理過程、安全殼荷載、放射性釋放和嚴重事故分析計算程序等方面的專家；結(jié)構設計、安全殼承壓能力和失效模式方面的專家；PSA 技術方面：事件樹分析、故障樹分析、人因、

16、不確定性分析、統(tǒng)計方法、專家啟發(fā)和判斷過程、PSA 軟件和一級 PSA 方面的專家等。質(zhì)量保證要求核動力廠一級概率安全分析提出的“PSA 質(zhì)量保證要求” 同樣適用于二級PSA，本導則不再贅述。 13 核動力廠二級概率安全分析PSA 文檔的規(guī)定核動力廠一級概率安全分析提出的“PSA 文檔的一般規(guī)定”同樣適用于二級 PSA，本導則不再贅述。3 二級 PSA 的核動力廠信息收集確定與嚴重事故相關的重要設計二級 PSA 團隊應熟悉核動力廠，確定影響嚴重事故進程、安全殼響應和放射性物質(zhì)在安全殼內(nèi)遷移的核動力廠系統(tǒng)、構筑物（反應堆廠房和輔助廠房、二次安全殼或其他相關構筑物和廠房等）、設備和運行規(guī)程。二級

17、PSA 團隊應確定能夠影響嚴重事故進程的核動力廠特性，必要時應開展進一步研究。對嚴重事故進程和緩解有重要意義的關鍵核動力廠設計特征包括：反應堆壓力容器下部區(qū)域的特征。當堆芯熔融物從反應堆壓力容器的底部流出時，這個區(qū)域的特征會影響到熔融物擴散的范圍和熔融物的可冷卻性。從反應堆壓力容器下部區(qū)域到安全殼主空間的路徑特征。流動的限制或者流道的其他幾何影響可能降低下封頭失效后的堆芯碎片的分布范圍，這對于輕水堆中的高壓熔融物噴射尤其重要。安全殼內(nèi)結(jié)構布置特征。高度分隔的安全殼結(jié)構將限制可燃氣體的混合以及在安全殼氣空間的擴散程度?？赡軐е掳踩珰づ月沸蛄械奶卣鳌Ｓ绊憞乐厥鹿蔬M程和緩解的核動力廠設計特征示例如表

18、 1 所示。 14 核動力廠二級概率安全分析關鍵設計特征注釋反應堆反應堆堆型PWR/VVER /其他功率水平穩(wěn)態(tài)下總熱功率燃料類型/包殼類型氧化物、混合氧化物/鋯合金、不銹鋼堆芯燃料/包殼的質(zhì)量實際運行值燃料組件幾何形狀實際運行值控制棒類型和數(shù)量實際運行值反應堆功率的空間分布典型的軸向&徑向功率峰值因子衰變熱隨時間變化的衰變熱水平放射性物質(zhì)裝量堆芯內(nèi)放射性物質(zhì)總量反應堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）反應堆冷卻劑和慢化劑類型水、重水、氦氣和其他反應堆冷卻劑/慢化劑體積按照設計和制造的安注箱容量和壓力設定值實際運行值RCS降壓裝置/規(guī)程具體設定點/規(guī)程卸壓能力實際運行值連接RCS的安全殼貫穿件的隔離安全殼旁

19、路的可能性安全殼*安全殼幾何結(jié)構內(nèi)部空間的形狀和隔離安全殼自由容積考慮結(jié)構占位的建造值安全殼設計壓力/溫度極限承載力的現(xiàn)實評估值安全殼材料組成鋼材、混凝土和其他運行壓力/溫度實際運行值氫氣控制設備惰化措施、點火器、非能動復合器和其他安全殼冷卻劑能力和設定值實際運行評估混凝土成分具體的化學成分 15 核動力廠二級概率安全分析關鍵設計特征注釋地坑、體積和位置具體的幾何形狀安全殼邊界相鄰部分到反應堆壓力容器和堆腔/基座的距離安全殼通風規(guī)程和位置通風管線位置和啟動規(guī)程外部危險響應由地震，水淹事件引起的結(jié)構破壞潛在的安全殼隔離失效安全殼隔離的貫穿件排列和密封材料的可靠性* 對沒有承壓能力的安全殼，所列的

20、信息需要調(diào)整。表 1 影響嚴重事故進程和緩解的核動力廠設計特征示例除了核動力廠的設計特征外，還應考慮核動力廠相關運行規(guī)程和嚴重事故管理指南。對于在設計階段暫時無法獲取的信息，可以參考相似核動力廠的經(jīng)驗反饋。收集嚴重事故的重要信息PSA 團隊應在全面理解影響嚴重事故行為和放射性物質(zhì)釋放的核動力廠設計特性的基礎上，收集和整理開展特定核動力廠二級 PSA 所需要的數(shù)據(jù)。所需數(shù)據(jù)與 PSA 分析范圍和計算工具相關，也受核動力廠嚴重事故進程的特定分析模型的影響。應從合格的信息來源中獲取數(shù)據(jù)。獲取數(shù)據(jù)的參考文獻應作為 PSA 文件的一部分?？捎玫男畔碓粗饕ǎ涸O計和/或核動力廠執(zhí)照申請文件；施工圖；核

21、動力廠特有的運行、維修或試驗程序；工程計算或分析報告；核動力廠巡訪時的發(fā)現(xiàn)；建造標準；廠家技術資料；與運行人員的訪談； 16 核動力廠二級概率安全分析場區(qū)移動設施的布置圖；應急預案和應急執(zhí)行程序的規(guī)定等。二級PSA 使用參考核動力廠的數(shù)據(jù)時，應將兩個核動力廠的數(shù)據(jù)進行比較，以確定兩個核動力廠是否真的“相似”及因此是否有相似的薄弱環(huán)節(jié)。通過參考核動力廠的數(shù)據(jù)并比較得出二級PSA 結(jié)論時，應給出對比的設計特征及可比性說明?？梢詫Ρ鹊脑O計特性示例及比對說明如表 2 所示。參數(shù)和設計特征可比性說明反應堆功率/RCS容積比事故進程時間，恢復動作時間反應堆功率/安全殼容積比安全殼負載比例鋯質(zhì)量/安全殼自由

22、容積比燃燒的可能性和安全殼負載比例壓力容器下部到安全殼的路徑熔融物可能的分布和高壓熔融物噴射混凝土成分堆芯熔融物混凝土相互作用時，不可凝氣體的生成和放射性物質(zhì)的釋放表 2 核動力廠設計特征對比及可比性示例4 與一級 PSA 的接口概述一級 PSA 確定了大量導致堆芯損傷的事故序列。二級PSA 與一級 PSA 接口是將一級 PSA 的信息有效地傳遞到二級PSA，從而減少二級 PSA 中對這些事故序列評估事故進程、安全殼響應和放射性核素釋放的工作量。在一級 PSA 和二級 PSA 模型之間傳遞信息時，應識別需要考慮的相關性。這些相關性包括始發(fā)事件和支持系統(tǒng)的相關性、已發(fā)生的設備失效引起的相關性失效

23、、操縱員動作的相關性（包括可用時間及資源限制）、功能相關性（包括核動力廠狀態(tài)的降級）和共因相關性等。應給出 17 核動力廠二級概率安全分析處理一級 PSA 和二級 PSA 模型之間相關性的明確方法，例如：在二級PSA 中考慮；擴展一級PSA；構建橋樹；通過PDS 進行信息傳遞；上述方法的綜合。一級和二級 PSA 接口的典型方式是將一級 PSA 事故序列（或者單個割集）按照特征量屬性進行歸并得到 PDS，以減少二級 PSA 分析序列的數(shù)量，并保留二級 PSA 分析所需的初始和邊界條件。PDS 代表了具有相似事故進程的一組事故序列，它們對安全殼施加了相似的負荷，進而導致相似的事件進展和放射性源項。

24、PDS 的屬性包括影響事故進程、安全殼響應或者放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放等的各種因素，這些因素為開展嚴重事故分析提供了邊界條件。功率工況內(nèi)部始發(fā)事件 PSA 的 PDS當功率工況內(nèi)部一級 PSA 沒有描述安全殼系統(tǒng)或其他不會直接影響堆芯損壞的系統(tǒng)狀態(tài)時，應擴展一級 PSA 以考慮在PDS 定義中關注的特征及其屬性。功率工況內(nèi)部始發(fā)事件PSA 的 PDS 定義需考慮的特征及其屬性示例由表 3 給出。PSA 應用需要時，PDS 還應考慮其他屬性。特征屬性始發(fā)事件大破口失水事故； 小破口失水事故；安全閥/泄壓閥卡開導致的破口； 瞬態(tài)；旁通類事件。 18 核動力廠二級概率安全分析特征屬性堆芯損壞時RCS系統(tǒng)

25、的壓力高； 中；低。應急堆芯冷卻和其他冷卻系統(tǒng)的狀態(tài)（堆芯損壞的時間）所有安注早期喪失；安注直接注入階段成功，但是再循環(huán)階段失效（隨后堆芯損壞）；堆芯損壞或反應堆壓力容器損壞后，可提供緊急堆芯冷卻功能；蒸汽發(fā)生器冷卻可用。安全殼專設安全設施狀態(tài)噴淋（如果有）： 始終保持運行狀態(tài)； 需求失效；直接注入階段成功，但是未成功切換至再循環(huán)冷卻。氫氣點火器/復合器（如果有）：始終有效；需求失效；后期失效。通風/排放系統(tǒng)： 始終可用；需求失效；后期失效。安全殼狀態(tài)完整且堆芯開始損壞時即隔離； 完整但堆芯開始損壞時未隔離；結(jié)構失效或有較大泄漏（確定尺寸和泄漏位置）*。二次安全殼狀態(tài)（反應堆廠房或者包容構筑物

26、）完整且堆芯開始損壞時即隔離； 完整但堆芯開始損壞時未隔離；結(jié)構失效或有較大泄漏。*包含了外部事件引起的結(jié)構損傷。表 3 PDS 特征和屬性示例PDS 的定義應確保將一級PSA 事故序列，特別是所有堆芯損傷序列都歸入到相應的 PDS 中。給定的 PDS 代表性序列與該 PDS 中其他序列的差異不至于影響最終結(jié)果（如源項、影響應急準備行動的裂變產(chǎn)物屏障的喪失進程、釋放類的條件概率）。PDS 通常分為兩大類：一類是安全殼具備包容和滯留能力，放射性物質(zhì)從反應堆冷卻劑系統(tǒng)釋放到安全殼內(nèi)；另一類是安全殼被旁通或者失效，放射性物質(zhì)直接釋放到環(huán)境中。當核動力廠內(nèi)承擔二次安全殼功能的反應堆廠房或包容構筑物可能

27、 19 核動力廠二級概率安全分析對源項有重要影響時，也應在 PDS 屬性中考慮它們的狀態(tài)。對于安全殼完整的PDS，通常應進行安全殼事件樹分析。對放射性物質(zhì)直接釋放到環(huán)境的PDS，通常僅需要源項分析，必要時可開展安全殼事件樹分析，評估減少源項的可能措施。將事件序列歸組到PDS 時，應考慮一級 PSA 中系統(tǒng)與設備的失效對安全殼完整性或者放射性物質(zhì)釋放的可能影響，包括如下幾方面：始發(fā)事件的類型。它影響到流體進入安全殼的流速，堆芯熔化和氫氣生成的進程，放射性物質(zhì)釋放的時間進程；堆芯冷卻功能的失效模式；它影響堆芯熔化的時間進程；燃料損壞的程度；堆芯損傷開始時的反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力以及反應堆壓力容器下封

28、頭失效前能夠改變壓力容器內(nèi)壓力的安全/釋放閥或其他部件的狀態(tài)；堆芯損傷開始后的反應堆壓力容器內(nèi)的壓力也會影響反應堆冷卻系統(tǒng)超溫超壓的失效概率；下封頭失效時的反應堆壓力容器內(nèi)的壓力能夠影響堆芯熔融物到安全殼的蔓延和擴散模式；始發(fā)事件和卸壓系統(tǒng)的功能可能對壓力產(chǎn)生影響。將事件序列歸組到 PDS 時，應考慮安全殼內(nèi)安全設施的狀態(tài)。安全殼內(nèi)安全設施的狀態(tài)影響安全殼冷卻、放射性物質(zhì)的遷移、可燃氣體的混合等。應將選定的 PDS 減少到可處理的數(shù)量。第一種方法是合并具有相似屬性的 PDS，選擇其中代表性的序列進行包絡分析；第二種方法是使用頻率截斷值篩選掉不太重要的 PDS。在引入頻率截斷值之前，要對放射性核

29、素早期和大量釋放到環(huán)境的PDS 進行仔細篩選，以免遺漏。應考慮事故序列歸并到 PDS 過 20 核動力廠二級概率安全分析程中引入的變化和不確定性，并考慮其對 PSA 具體目標的影響。其他 PSA 的 PDS將二級 PSA 擴展到內(nèi)部和外部危險時，需要考慮危險對嚴重事故緩解所需系統(tǒng)的影響，包括那些支持操縱員動作以及影響安全殼完整性的系統(tǒng)。例如，地震可能導致安全殼失效；在這種情況下還應考慮將新產(chǎn)生的PDS 歸入到已有PDS 的可行性， 例如，將安全殼失效歸并到安全殼隔離失效中。低功率和停堆工況和功率工況下二級 PSA 的差異主要在于始發(fā)事件發(fā)生時，一回路水裝量、回路狀態(tài)和安全殼狀態(tài)不同。因此將功率

30、工況二級 PSA 的范圍擴展到低功率和停堆工況時，不能直接使用功率工況二級 PSA 定義的 PDS，應補充低功率和停堆工況的特有屬性。核動力廠低功率和停堆工況存在影響嚴重事故行為的重大變化、或要對特定工況進行更精確的模擬時，則需定義新的 PDS。低功率和停堆二級 PSA 中，PDS 的定義應考慮包括安全殼的狀態(tài)和冷卻劑水位在內(nèi)的更多屬性，如一回路水裝量低至半管運行、一回路開啟（如：在開蓋期間或換料期間）、安全殼未被隔離（如換料操作期間）等。5 嚴重事故下的安全殼性能分析分析對象安全殼性能分析是對核動力廠設計中存在的，能夠承受堆芯嚴重損壞導致的某些工況并滯留大部分放射性物質(zhì)的非能動結(jié)構進行性能分

31、析。這些非能動結(jié)構最常見的形式是安全殼構筑物，它包括安全殼相關系統(tǒng)。對沒有這樣結(jié)構的核動力廠， 以下安全殼性能的分析可以參照執(zhí)行。 21 核動力廠二級概率安全分析分析目的嚴重事故下的安全殼性能分析的目的是評估核動力廠安全殼極限承載能力，從而確定安全殼抵御嚴重事故進程中各種威脅安全殼完整性因素的能力。安全殼性能分析為安全殼失效模式、位置、大小和極限壓力/溫度承載能力提供工程基礎數(shù)據(jù)。分析方法應收集安全殼結(jié)構設計和安全殼貫穿件的詳細信息， 并根據(jù)這些信息分析安全殼通過鋼襯里或貫穿件泄漏的可能性， 現(xiàn)實地評估安全殼性能極限。應收集的安全殼結(jié)構設計與安全殼貫穿件的重要特征示例如表 4 所示。特征特征屬

32、性安全殼種類鋼結(jié)構；混凝土結(jié)構：預應力混凝土；后張拉混凝土；鋼筋混凝土。安全殼貫穿件設備艙門； 人員艙門； 管道貫穿件； 電氣貫穿件；大氣凈化管線；排氣管線。其他安全殼的幾何形狀；安全殼的幾何不連續(xù)性，例如，從圓柱形殼過渡至穹頂和地基； 安全殼襯里錨固系統(tǒng)；安全殼與周圍其他構筑物的相互作用。表 4 安全殼結(jié)構設計與安全殼貫穿件的重要特征示例應識別安全殼失效機理，作為安全殼承載能力分析的輸入。不能僅依據(jù)安全殼的設計準則來評估安全殼承載能力，因為安全殼設計時考慮了安全因素，安全殼實際能夠達到的極限承載力常常超過設計值的 2-4 倍。當安全殼設計沒有考慮嚴重事故 22 核動力廠二級概率安全分析期間在

33、安全殼內(nèi)形成的惡劣環(huán)境條件時，通常需要考慮安全殼新的失效模型。安全殼性能評估通常采用“閾值法”和“破前漏法”?！伴撝捣ā倍x了一個帶有不確定性的壓力閾值，安全殼一旦達到這個壓力閾值就會失效并產(chǎn)生大的破裂，從而導致安全殼內(nèi)氣體可能大量和快速釋放到環(huán)境。“破前漏法”假設安全殼在大破裂前會發(fā)生泄漏，隨著壓力逐步增加，達到極限承載壓力時，安全殼將存在發(fā)生更大的失效可能性。當安全殼內(nèi)氣體的質(zhì)量和能量增加速率小于或等于向外泄漏的速率時，則預計安全殼壓力不會逐步增加，安全殼不會大規(guī)模失效。安全殼性能分析所進行的核動力廠特定計算應基于驗證過的結(jié)構模型，并有相應的數(shù)據(jù)和合理的失效準則。安全殼性能分析應考慮安全殼

34、的不同負荷類型。當內(nèi)部壓力負荷是安全殼失效的潛在主要決定因素時，二級 PSA 還應考慮溫度對安全殼結(jié)構性能的影響。溫度可能影響安全殼結(jié)構材料的強度特性，同時引起貫穿件密封材料的退化。安全殼結(jié)構性能的評估應包括評估與其相關的安全殼極限承載壓力/溫度的不確定性。應考慮材料特性和建模的不確定性分析。泄漏、破裂等安全殼可信失效模式下的失效壓力/溫度分布可通過專家的分析判斷來建立。應評估安全殼由于長時間暴露并受堆芯熔融碎片沖擊（堆芯熔融物-混凝土反應）而造成的混凝土結(jié)構大范圍侵蝕的影響。當嚴重事故進程分析表明侵蝕程度可能影響反應堆壓 23 核動力廠二級概率安全分析力容器支撐結(jié)構、安全殼壁或地板時，則應分

35、析堆芯碎片是否會引起安全殼部分或完全熔穿。此時需確定和分析安全殼可能熔穿的位置（如，貫穿件、地坑汲水管線）。安全殼性能評估可應用相似安全殼的計算結(jié)果，但應說明采用該計算結(jié)果的理由。6 嚴重事故進程和現(xiàn)象分析嚴重事故進程分析開展特定的嚴重事故進程分析是評價核動力廠嚴重事故行為的首選方法。應對核動力廠堆芯損壞頻率有明顯貢獻的PDS 進行事故進程分析。對發(fā)生頻率低、但是可能導致放射性物質(zhì)大量或早期釋放的PDS，如安全殼旁通或安全殼早期失效也要進行事故進程分析。對頻率高和后果嚴重的 PDS 進行詳細的事故進程分析，可以為其他沒有詳細分析的 PDS 事故序列發(fā)展提供評估信息。核動力廠特定的嚴重事故進程分

36、析可以用相似核動力廠和安全殼通用研究文獻中的嚴重事故現(xiàn)象和安全殼響應進行補充，但應明確嚴重事故進程分析的不確定性可能超越核動力廠設計差異所帶來的嚴重事故進程差異?？梢酝ㄟ^對關鍵設計屬性開展相應的比例分析來包絡核動力廠設計特性的小差異，應用相似核動力廠的參考結(jié)果進行比例分析或適用性分析能夠給特定核動力廠的嚴重事故進程分析提供更多有用的輸入。嚴重事故進程分析應使用經(jīng)過驗證的嚴重事故模擬程序。嚴重事故模擬程序和計算分析數(shù)量應基于二級 PSA 的目標確定，確定時應考慮： 24 核動力廠二級概率安全分析選定的程序能夠模化事故過程中發(fā)生的絕大部分事件序列和現(xiàn)象。選定的程序能夠正確考慮不同物理化學進程之間的

37、相互影響；選定的程序滿足驗證、對比分析和文檔記錄的要求；選定的程序所需計算時間和資源合理。選定程序的技術局限性和不足明確。應了解選定程序中的各種建模選項對分析結(jié)果的影響。對模擬嚴重事故進程有潛在影響的不確定性因素（示例如表5）應進行敏感性分析。不確定性因素可能影響的相關現(xiàn)象反應堆壓力容器（RPV）內(nèi)產(chǎn)生氫氣堆芯流道阻塞； 包殼氧化；包殼腫脹；再淹沒與補水； 堆芯升溫熔化；熔融燃料遷移再定位。反應堆冷卻劑自然循環(huán)RCS回路形成循環(huán)流動； RCS壓力邊界的升溫和蠕變破裂； 主泵軸封降級或失效。RPV內(nèi)燃料-冷卻劑的相互作用可能導致RPV中燃料損壞； 重返臨界；爆炸導致RPV失效； 放射性物質(zhì)釋放。

38、RPV失效機理下封頭貫穿件的熔穿和冷卻； 下封頭局部失效；整體蠕變失效。熔融物高壓噴射/安全殼直接加熱捕集向安全殼噴射的碎片； 鋯氧化過程放熱并產(chǎn)生氫氣； 碎片遷移到堆腔外；氫氣燃燒；放射性物質(zhì)釋放。PRV外燃料-冷卻劑相互作用熔融物破碎和淬火； 安全殼緩慢升壓；蒸汽爆炸對安全殼的動態(tài)載荷；放射性物質(zhì)釋放。 25 核動力廠二級概率安全分析不確定性因素可能影響的相關現(xiàn)象堆芯-混凝土相互作用熔融物碎片腐蝕安全殼結(jié)構； 生成不可凝氣體；熔融物碎片可能與安全殼壓力邊界接觸；放射性物質(zhì)釋放。氫氣燃燒氣空間的混合或分層； 蒸汽惰化；點火傳播與爆燃火焰； 火焰從爆燃變成爆炸； 向構筑物的傳熱；隔間結(jié)構對燃燒

39、壓力波的響應導致門或防爆隔板打開、水池消失等。表 5 事故進程的不確定性因素示例應評估模型中用于事故進程定量化的重要計算變量， 如壓力和溫度峰值、可燃氣體產(chǎn)量、主要事件的發(fā)生時間等，并形成文檔記錄。應在 PSA 文檔中給出這些變量在重要時間節(jié)點評估的結(jié)果并進行分析。應考慮可能影響分析人員預判嚴重事故進程能力的因素，如所用計算程序的誤差程度、合法性及供使用的反應堆試驗數(shù)據(jù)等。應考慮嚴重事故管理措施的影響，包括有利影響和潛在不利影響。包含在核動力廠的相關規(guī)程或嚴重事故管理指南中的人員響應通常都應在嚴重事故進程分析中考慮。嚴重事故現(xiàn)象分析應選取合適的模型、計算機程序和數(shù)據(jù)開展嚴重事故現(xiàn)象分析，并對所

40、有相關的嚴重事故現(xiàn)象的概率進行了考慮。應對評估嚴重事故現(xiàn)象過程中所用的經(jīng)驗數(shù)據(jù)或參考核動力廠數(shù)據(jù)的相關性和適用性進行說明。嚴重事故現(xiàn)象分析作為嚴重事故進程分析的一部分，也應考慮嚴重事故管理措施的影響，包括有利影響和潛在不利影響。 26 核動力廠二級概率安全分析應考慮并評估嚴重事故現(xiàn)象對二級 PSA 模型中的設備和系統(tǒng)可用性可能產(chǎn)生影響的環(huán)境條件。影響因素包括溫度、壓力、濕度和放射性以及來自能量釋放事件的影響等。嚴重事故現(xiàn)象分支條件概率定量化應進行嚴重事故現(xiàn)象概率評價，給出用于量化嚴重事故現(xiàn)象的分支概率或支持性模型，以確定堆芯損壞后嚴重事故現(xiàn)象導致安全殼失效的概率。通常采用閾值法或整體法確定嚴重

41、事故現(xiàn)象分支條件概率。閾值法和整體法兩種方法可以單獨使用，也可以聯(lián)合應用, 還可以使用除了這兩種方法以外的其他方法。嚴重事故現(xiàn)象分支條件概率的確定應有分析和數(shù)據(jù)支持，并合理考慮其不確定性。概率值的確定可依據(jù)以下數(shù)據(jù)及信息：對嚴重事故現(xiàn)象進行的確定論分析成果；相關試驗的測量或觀測；相似核動力廠研究結(jié)果的分析和見解；專家意見和專家判斷。根據(jù)主導現(xiàn)象將其分解成一些子問題進行研究。子問題研究可以分別用于安全殼事件樹節(jié)點概率的評估或作為其中一部分連接到安全殼事件樹題頭中。子問題概率值在安全殼事件樹定量化中的應用原則應與頂事件和節(jié)點問題保持一致。對二級 PSA 的重要事故序列，應使用現(xiàn)實的方式分析其中嚴重

42、事故現(xiàn)象的分支概率；對二級 PSA 的其他事故序列， 嚴重事故現(xiàn)象的分支概率可使用通用或保守的概率值，但要比較通用概率值與實際核動力廠的差異，評估其適用性。 27 核動力廠二級概率安全分析應選擇專家判斷、參數(shù)分析等恰當?shù)姆治龇椒ù_定嚴重事故現(xiàn)象建模不確定性的概率值。7 安全殼事件樹分析概述安全殼事件樹（CET ，Contaiment Event Tree）分析是系統(tǒng)評估核動力廠應對嚴重事故能力的一種結(jié)構化方法。二級PSA 通過建立安全殼事件樹對堆芯損傷后的嚴重事故進程和現(xiàn)象、嚴重事故緩解系統(tǒng)響應以及人員動作進行評價，定性識別和定量評價可能導致早期或大量放射性釋放的事故情景及發(fā)生可能性。安全殼事

43、件樹方法在二級PSA 的應用過程見圖 1。安全殼事件樹分析三級PSA二級 PSA一級到二級PSA 接口一級 PSA釋放結(jié)果分析典型的源項釋放類核動力廠損傷狀態(tài)分析核動力廠損傷狀態(tài)確認堆芯損傷序列始發(fā)事件圖 1 安全殼事件樹分析的應用過程安全殼事件樹分析的目的是建立一個能夠系統(tǒng)量化嚴重事故序列的邏輯框架。該邏輯框架至少應滿足以下要求：以清晰的方式將一級PSA的信息充分傳遞至二級PSA；對可能會影響事故進程的人員動作、緩解系統(tǒng)響應和嚴重事故現(xiàn)象都進行了必要的描述與評價； 28 核動力廠二級概率安全分析在模型中恰當?shù)胤从沉讼嚓P性；恰當反映并?；藝乐厥鹿尸F(xiàn)象；提供了支持系統(tǒng)/設備的成功準則、人員動作

44、的時間窗口、人員動作的可達性要求以及其他恢復動作的分析；事件序列終態(tài)的定義應包括釋放時間、安全殼失效模式、放射性核素的分布以及釋放量等特征。計算了導致所定義終態(tài)的嚴重事故序列的頻率。安全殼事件樹的頂事件和節(jié)點問題安全殼事件樹中的頂事件和節(jié)點問題應表明對事故進程、嚴重事故響應、放射性物質(zhì)屏障的挑戰(zhàn)和放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境的緩解起決定作用的事件和物理過程，包括嚴重事故現(xiàn)象、嚴重事故緩解系統(tǒng)響應、嚴重事故相關管理措施和人員響應行動等。安全殼事件樹頂事件和節(jié)點問題與核動力廠類型密切相關， 對某類反應堆/安全殼系統(tǒng)重要的嚴重事故響應對于其他類型來說可能并不重要。安全殼事件樹建模的詳細程度和實際規(guī)模應與二級

45、PSA 目標相匹配。當二級 PSA 的目的僅僅是確定放射性早期大量釋放頻率，而不需要量化評估全范圍嚴重事故源項和晚期大量釋放頻率時，可以開發(fā)結(jié)構較小的安全殼事件樹，此時主要關注適當時間范圍內(nèi)后果嚴重的嚴重事故序列。安全殼事件樹應正確描述時序，合理考慮事件/現(xiàn)象之間的相互影響。處理時序問題的一種方法是以事故進程中的主導因素發(fā)生重要改變?yōu)橐罁?jù)，將安全殼事件樹劃分成多個連續(xù)時間段，如：階段 1 為壓力容器內(nèi)堆芯損傷早期，核動力廠立即響應由始發(fā)事件導致的PDS；階段 2 為壓力容器內(nèi)堆芯損傷后期到反 29 核動力廠二級概率安全分析應堆壓力容器失效；階段 3 為長期核動力廠響應。階段 3 有時進一步細分

46、為三個子階段：階段 3a，RPV 即將失效時刻，考慮由于 RPV 失效而帶來的挑戰(zhàn)，如安全殼直接加熱；階段 3b，反應堆壓力容器失效后的幾小時內(nèi)，考慮堆芯熔融物在壓力容器外的即刻行為，如：堆芯熔融物在壓力容器外的穩(wěn)定或者開始與混凝土發(fā)生反應；階段 3c，反應堆壓力容器失效幾小時之后，考慮由堆外熔融物行為帶來的挑戰(zhàn)，如熔融物-混凝土相互作用生成的不可凝氣體引起的壓力上升，燃燒現(xiàn)象或蒸汽的不斷生成導致的壓力上升。安全殼事件樹分支概率確定需對安全殼事件樹題頭事件進行評估分析，以確定安全殼事件樹分支概率。安全殼事件樹分支條件概率包括量化嚴重事故現(xiàn)象的分支概率、量化二級 PSA 模型中系統(tǒng)/設備可靠性的

47、分支概率和量化二級 PSA 模型中人員動作可靠性的分支概率。嚴重事故現(xiàn)象分支概率計算參見 7.3 節(jié)。此外，還應給出用于量化二級 PSA 模型中系統(tǒng)/設備可靠性和人員可靠性的分支概率或支持性模型。應進行系統(tǒng)評價，確定堆芯損壞后嚴重事故緩解系統(tǒng)的可靠性，給出用于量化二級 PSA 模型中系統(tǒng)/設備可靠性的分支概率或支持性模型。系統(tǒng)評價需要合理考慮并評估嚴重事故導致的環(huán)境條件對二級 PSA 模型中的設備和系統(tǒng)的可用性影響。對于時間窗口比較長的事故序列，可考慮系統(tǒng)或設備的恢復操作，比如恢復電源。 30 核動力廠二級概率安全分析應進行人員可靠性分析，以確定堆芯損壞后嚴重事故緩解操作的可靠性，給出用于量化

48、二級 PSA 模型中人員動作可靠性的分支概率或支持性模型。在一級 PSA 模型中采用的人員動作狀態(tài)（成功或失?。┛芍苯踊蛘唛g接通過 PDS 屬性傳遞到二級 PSA 中。在一級 PSA 模型中沒有體現(xiàn)的嚴重事故管理行為對嚴重事故進程和嚴重事故現(xiàn)象的影響應在安全殼事件樹中考慮。對二級 PSA 中模化的人員動作，應評估其與一級 PSA 事故序列中人員動作可能存在的相關性。人員動作的概率處理方法要與一級 PSA 相協(xié)調(diào)。人員動作概率的處理要考慮嚴重事故進程帶來影響。對于時間窗口比較長的事故序列，可考慮人員操作的恢復。安全殼事件樹定量化可以使用連接事件樹、故障樹、用戶自定義的功能或其他方法。所使用的二級

49、 PSA 軟件應滿足將評估結(jié)果整合到安全殼事件樹定量化結(jié)果中的需求。應對安全殼事件模型及分支概率的確定進行管理和審查，確保整個模型構建和定量化過程是可追溯的。8 嚴重事故源項源項分析的范圍二級 PSA 應針對安全殼事件樹終態(tài)進行源項分析，從而確定從核動力廠釋放到環(huán)境中的放射性物質(zhì)數(shù)量。源項分析的范圍取決于二級 PSA 的目標和預期應用。在二級 PSA 研究開始時就應根據(jù)其目標和預期應用，定義安全殼事件樹終態(tài)的相關屬性。當二級 PSA 要應用于三級PSA 時，應對 CDF 有貢獻的所有事故序列進行放射性物質(zhì)源項分析，給出其與 CDF 相關的釋放 31 核動力廠二級概率安全分析特性。當二級PSA

50、僅需給出導致“早期大量釋放”序列頻率時， 則可針對選定的事故序列進行典型放射性物質(zhì)的源項分析。通常選擇碘和銫作為典型放射性物質(zhì)開展源項分析。二級PSA 源項分析的內(nèi)容通常包括：根據(jù)放射性源項的屬性定義釋放類；將安全殼事件樹終態(tài)歸并成釋放類；對每個釋放類進行源項分析。釋放類的定義將安全殼事件樹序列的終態(tài)進行分組，將具有相同或相似向環(huán)境釋放特定屬性的安全殼事故序列終態(tài)歸并為一組，定義為釋放類。然后對每個釋放類進行源項分析，以減少需要開展確定論源項分析的事故序列數(shù)量。定義的釋放類數(shù)量過多時，應進一步歸并成適中的組，以用于源項分析。安全殼事件樹的事件序列代表了堆芯損傷后的一系列事件組合，其中很多事件對

51、放射性物質(zhì)從安全殼的釋放有顯著影響，這些事件的特性包括：反應堆冷卻系統(tǒng)的失效模式；安全殼失效的模式和時間；熔化堆芯材料的冷卻機理；放射性物質(zhì)的滯留機理。二級 PSA 源項分析中的釋放類定義需要明確與放射性物質(zhì)遷移和安全殼失效機理相關的一系列屬性，這些屬性也與放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境的特性相關。應對每個釋放類選出一個典型事故序列進行核動力廠特定計算評估嚴重事故源項。 32 核動力廠二級概率安全分析安全殼事件樹終態(tài)歸并成釋放類應采用系統(tǒng)性方法將安全殼事件樹終態(tài)歸并成所定義的釋放類。安全殼事件樹定量化使用的軟件會影響安全殼事件樹終態(tài)的歸并過程。軟件中包含的安全殼事件樹終態(tài)（割集）的后處理過程或安全殼事件

52、樹模型中的相關屬性，可以用于釋放類的歸并。安全殼事件樹終態(tài)的歸并應考慮影響放射性物質(zhì)釋放的各種因素。歸并依據(jù)的屬性應體現(xiàn)二級 PSA 結(jié)果的特性，必要時還需考慮擴展到三級 PSA 的需求。根據(jù)歸并的屬性不同， 安全殼事件樹終態(tài)的歸并可以分為多個階段分別進行。如，首先可以依據(jù)主導放射性釋放的規(guī)模和時間因素進行歸并，后續(xù)再依據(jù)影響放射性物質(zhì)在場外大氣中的彌散和影響場外人員健康評估的重要屬性來歸并。歸并后同一釋放類中的每個安全殼事件樹終態(tài)應有相似的放射性釋放特性和場外后果，從而使該釋放類的源項分析能夠代表該類中所有終態(tài)的特性。源項分析源項分析應識別和考慮核動力廠設計特征和嚴重事故現(xiàn)象對源項大小和特性

53、的影響。核動力廠固有的設計特征對于所有安全殼事件樹終態(tài)的源項的影響是一致的，如：燃料和控制棒組件的配置以及材料組成、堆芯功率密度及分布、燃耗和混凝土成分等。嚴重事故現(xiàn)象對源項大小和特性的影響會因事故序列不同而發(fā)生變化，如：堆芯損傷和RPV 破裂時的RCS 壓力；冷卻水的可用性（壓力容器內(nèi)和外）； 33 核動力廠二級概率安全分析壓力容器外的堆芯碎片的厚度和成分；安全殼專設安全設施的運行；安全殼破口的尺寸；安全殼失效的位置和導致的向環(huán)境遷移路徑。源項分析應模擬影響安全殼和相連廠房中放射性物質(zhì)的釋放和遷移的所有過程，包括：放射性物質(zhì)在壓力容器內(nèi)階段從燃料的釋放；放射性物質(zhì)在反應堆冷卻系統(tǒng)中的滯留；放

54、射性物質(zhì)在壓力容器外階段的釋放；放射性物質(zhì)在安全殼和相連廠房中的滯留。源項分析應評估各類放射性核素在反應堆冷卻回路和安全殼內(nèi)的空間分布以及到環(huán)境中的釋放量。應在每個釋放類中選擇一個或幾個具有代表性的事故序列開展源項分析，確保源項分析能準確地表征釋放類所包含的所有安全殼事件序列終態(tài)。典型事故序列的選擇應根據(jù)序列的頻率和后果對釋放類的貢獻來確定。當釋放類包含的事故序列中主導釋放現(xiàn)象的不確定性相對較低時，可選取其中相對較少的代表性事故序列進行源項分析。當缺少可用的可信模型評價由潛在的不確定機理（如，蒸汽爆炸，安全殼直接加熱）造成的釋放類時， 可以采用簡化分析、專家判斷、參照相似其他 PSA 結(jié)果等方

55、法進行評估。當釋放類的源項分析對核動力廠的某個設計特性或者放射性物質(zhì)的某個具體遷移機理特別敏感時，可使用更詳細的模型程序進行補充分析。可使用核動力廠特定的源項分析確定釋放類源項的大 34 核動力廠二級概率安全分析小和特性。在新建核動力廠的初期設計階段或二級 PSA 開展的初期階段、或需要快速獲取結(jié)果時，也可以使用參考核動力廠的源項分析結(jié)果得到初步的或包絡的源項估計結(jié)果。當使用參考核動力廠的源項分析結(jié)果進行源項估計時，應滿足以下條件：所研究核動力廠與擬參考核動力廠在設計上足夠相似。所研究核動力廠進行源項評估的事故序列與擬參考核動力廠中開展源項分析的事故序列足夠相似。所參考的源項分析結(jié)果是基于當時

56、最新的嚴重事故建模水平。源項分析中使用的計算機仿真程序應能夠模擬嚴重事故現(xiàn)象的綜合行為，包括：反應堆熱工水力響應、堆芯升溫、燃料損傷和燃料材料的再定位、安全殼響應、放射性物質(zhì)從燃料中的釋放以及放射性氣溶膠和蒸汽在RCS 和安全殼中的遷移等。源項的大小通常以一個或多個放射性核素組占初始堆芯裝量份額的形式來表示。使用一體化嚴重事故分析程序時，通常基于物理化學屬性的相似性和遷移過程中與其他元素和物質(zhì)發(fā)生化學反應的相似性，將反應堆燃料中生成的放射性物質(zhì)和放射性同位素歸組成放射性核素組。應在源項分析中給出使用的放射性核素組及結(jié)構組成。源項評估應盡可能借助理論研究、試驗研究、專家判斷或不確定性分析等方式確

57、定放射性核素組離開堆芯區(qū)域后以各種可能化學形態(tài)存在的份額。放射性核素組離開堆芯區(qū)域后的化學形態(tài)決定了它們遷移到環(huán)境的效率。 35 核動力廠二級概率安全分析源項分析結(jié)果及其不確定性源項分析應給出放射性核素釋放的定量結(jié)果及定量結(jié)果的敏感性或不確定性分析結(jié)果。應給出每個放射性核素組超過給定釋放量的頻率。應給出每個互補累積分布函數(shù)的統(tǒng)計重要度，如均值、中值和 95%分位值等。釋放類的頻率是該類中所有安全殼事件樹終態(tài)頻率的加和。通過釋放類來確定大量釋放頻率（LRF）或早期大量釋放頻率（LERF）并與所定義的風險準則進行比較時，需要定義“大量”和“早期”兩個概念，并建立與釋放類的對應關系。源項分析盡可能考

58、慮不確定性對結(jié)果的影響。除了嚴重事故現(xiàn)象模擬中的不確定性之外，放射性物質(zhì)從燃料釋放、在反應堆內(nèi)部表面的沉積和滯留以及安全殼安全系統(tǒng)洗滌的物理和化學過程也存在很多不確定性，源項分析中不確定性的主要包括：堆芯損壞過程和安全殼行為中的不確定性（示例如表5）；燃料裸露（燒毀）對放射性物質(zhì)從燃料釋放率的影響；揮發(fā)和半揮發(fā)核素的化學構成；在堆芯降級的過程中，燃料、中子吸收體和結(jié)構性材料的化學相互作用；放射性物質(zhì)和氣溶膠在反應堆冷卻劑回路表面的沉積速率；安全殼旁路事故序列中放射性物質(zhì)在管道和其他設備上的沉積；堆芯熔融物與混凝土相互作用（MCCI）過程中放射性 36 核動力廠二級概率安全分析物質(zhì)和氣溶膠的釋放

59、；堆芯熔融物與混凝土相互作用（MCCI）中的化學反應過程；氫氣燃燒/火焰前沿自由基與氣載放射性物質(zhì)的相互作用；氣溶膠與水蒸氣被洗滌的效率；水池中所俘獲放射性物質(zhì)的水化學特性；表層放射性物質(zhì)的再汽化和再懸?。环派湫詺馊苣z的化學分解。應對源項分析模型及其定量化結(jié)果的確定進行管理和審查，確保整個模型構建和定量化過程是可追溯的。9 二級 PSA 結(jié)果和評價二級 PSA 的結(jié)果應給出安全殼事件樹定量化結(jié)果。安全殼事件樹終態(tài)通常用釋放類表示。應以清晰的方式給出二級 PSA 終態(tài)及其重要貢獻項的分析結(jié)果，包括但不限于：應確定每種釋放類的頻率和不確定性。應確定總釋放頻率的主要貢獻者，并列表給出每個釋放類對總釋

60、放頻率的貢獻。對重要的釋放類，識別其貢獻項（如始發(fā)事件、一級PSA 事故序列、設備失效、共因失效、操縱員失誤、PDS、二級PSA 事故序列、嚴重事故現(xiàn)象、安全殼威脅、安全殼失效模式和釋放類）及相對貢獻份額、安全殼的可能響應、放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放及相關頻率、釋放物質(zhì)的總量、物理和化學特性、釋放 37 核動力廠二級概率安全分析的時間、能量、時長和地點等信息。應確定和說明安全殼早期失效的主要貢獻項。應確定和說明不同PDS 的安全殼早期失效條件概率不同的根本原因。應按照相應分析的具體要求對不確定性進行描述和處理，給出用于處理二級 PSA 不確定性的具體方法，以及對不確定性的定量評價結(jié)果。應按照分析的