《壓水堆核電廠典型事故風險指引型安全裕度特性分析導則》（征求意見稿）

1T/CNEAXXXX—XXXX壓水堆核電廠典型事故風險指引型安全裕度特性分析導則本文件規(guī)定了壓水堆核電廠典型事故風險指引型安全裕度特性分析方法和技術要求。本文件適用于壓水堆核電廠典型事故風險指引型安全裕度特性分析，其它堆型的核電廠可參照執(zhí)2規(guī)范性引用文件下列文件中的內(nèi)容通過文中的規(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，僅該日期對應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應用于核電廠的一級概率安全評價第1部分：總體要求3術語和定義下列術語、定義及縮略語適用于本文件。3.1術語和定義安全裕度safetymargin安全裕度可以定義為安全變量的能力與負載的比值，也可以定義為安全變量的能力與負載的差值，是確定性裕度。風險指引型安全裕度risk-informedsafetymargin風險指引型安全裕度定義為核電廠安全變量的負載超過能力的概率1，是概率性裕度，也稱概率安離散動態(tài)事件樹discretedynamiceventtree定義及數(shù)學表達式P（L>C），其定義與機械可靠性設計中應力-強度2T/CNEAXXXX—XXXX離散動態(tài)事件樹（DDET）是一種模擬事故發(fā)展進程的方法，其在離散時間點上模擬和追蹤系統(tǒng)在任務時間內(nèi)的所有可能的狀態(tài)演化軌跡。概率安全評價（分析）/概率風險評價probabilisticsafetyassessment(analysis)一種全面的、結(jié)構(gòu)化的處理方法，識別出核電廠失效的情景，并對工作人員和公眾所承受的風險做出數(shù)值估計。3.2縮略語下列縮略語適用于本文件。PSA概率安全評價ProbabilitySafetyAssessmentDPRA動態(tài)概率風險評價DynamicProbabilityRiskAssessmentRISMC風險指引型安全裕度特性分析Risk-InformedSafetyMarginCharacterizationDDET離散動態(tài)事件樹DiscreteDynamicEventTreeCD堆芯損傷CoreDamageCDF堆芯損傷頻率CoreDamageFrequency4總體目標風險指引型安全裕度特性分析（RISMC）技術通過構(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、設備和人員失效隨機性與核電廠物理熱工性能之間的動態(tài)耦合關系，以概率性安全裕度表示事故場景下安全參數(shù)超過其限值的可能性，以現(xiàn)實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)動態(tài)仿真模型的建立，以及上述兩種動態(tài)模型的耦合計算，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計運行特征。其次，基于典型事故動態(tài)特性分析、典型事故關鍵動態(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)動態(tài)仿真模型。最后，基于事故仿真計算平臺，通過事故場景和動態(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算，實現(xiàn)DPRA模型與系統(tǒng)動態(tài)仿真模型的耦合，構(gòu)建核電廠典型事故RISMC模型，完成風險指引型安全裕度的定量化。6技術要求6.1分析范圍典型事故風險指引型安全裕度特性分析覆蓋核電廠不同的運行模式。6.2典型事故動態(tài)特性分析結(jié)合核電廠設計運行特點，開展典型事故的響應分析，識別事故后核電廠不同狀態(tài)下所需的系統(tǒng)、設備、人員動作以及其失效機理和失效模式?；诤穗姀S設計特征分析、概率論安全分析和確定論安全分析，識別開展RISMC分析的典型事故情景。6.2.1設計特征分析針對核電廠的重要設計改進、同類電廠運行經(jīng)驗反饋、行業(yè)內(nèi)重點關注問題、事故分析中擬優(yōu)化的成功準則，以及核電廠延壽、功率提升等新方向的探索開展分析，初步識別擬采用RISMC方法開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PSA模型的定量化計算，得到各事故序列的CDF，識別對CDF起支配性作用的事故序列，即對典型事故風險貢獻顯著的事故序列情景，作為開展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算軟件模擬反應堆冷卻劑一、二回路系統(tǒng)，專設安全設施，其他與事故緩解相關的系統(tǒng)、設備在事故中的響應，針對設計特征分析中識別的典型事故情景，開展確定論分析計算，模擬典型情景下的事故進程，確定基于概率安全分析識別的風險貢獻顯著事故情景下，某一包絡的工況下，某一特定配置下，不同事件進程中緩解堆芯損傷所需系統(tǒng)的配置要求。6.3典型事故關鍵動態(tài)特征參數(shù)分析開展典型事故情景的關鍵動態(tài)參數(shù)分析，識別事故進程中影響堆芯損傷的關鍵參數(shù)，構(gòu)建關鍵參數(shù)的不確定性概率分布。6.3.1關鍵動態(tài)特征參數(shù)的識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，識別影響典型事故情景緩解的重要系統(tǒng)、設備和措施，確定開展RISMC分析的典型事故情景的關鍵動態(tài)特征參數(shù)。6.3.1.1概率論安全分析將導致同一設備失效的所有基本事件建立為一個設備組，將執(zhí)行同一功能的系統(tǒng)（不含支持系統(tǒng)）建立為一個系統(tǒng)組，基于PSA模型定量化結(jié)果，開展設備組與系統(tǒng)組的重要度與敏感性分析，并基于最小割集風險見解分析，篩選出重要度和敏感性排序靠前的設備及系統(tǒng)，識別影響核電廠事故風險的關鍵動態(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，針對影響典型事故進程和后果的不確定參數(shù)及隨機變量開展敏感性分析，識別影響事件進程和后果的關鍵動態(tài)特征參數(shù)。例如，核電廠事故運行前的狀態(tài)、事故初始條件、事故進程時序、邊界條件、應對措施可用數(shù)量、對事故進程或后果影響顯著的隨機轉(zhuǎn)移的變量、物理熱工參數(shù)模型的不確定性、設備運行狀態(tài)及條件的不確定性等。壓水堆核電廠可能的關鍵動態(tài)參數(shù)舉例：事故時的功率水平、蒸汽發(fā)生器水位、與典型事故相關的事故特征、緩解系統(tǒng)可用數(shù)量、能動緩解系統(tǒng)的設備特性（泵的流量等）、影響非能動系統(tǒng)的緩解特征、操縱員動作的執(zhí)行時間、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計及運行經(jīng)驗反饋，或擬優(yōu)化的核電廠設計運行相關的關鍵狀態(tài)條件參數(shù)分析，識別影響設計運行優(yōu)化或安全裕度確定的關鍵動態(tài)特征參數(shù)。6.3.2關鍵動態(tài)特征參數(shù)不確定性分析5T/CNEAXXXX—XXXX通過不確定性分析，確定對事故進程和后果影響顯著的安全系統(tǒng)和事件隨機轉(zhuǎn)移的變量（即工況變量）的隨機特性，構(gòu)建分布函數(shù)。安全系統(tǒng)或安全相關系統(tǒng)狀態(tài)隨機轉(zhuǎn)移變量可由系統(tǒng)啟動時刻、安全系統(tǒng)可用數(shù)量、完成安全系統(tǒng)預期功能的時刻等描述。事件隨機轉(zhuǎn)移變量可由事件發(fā)生的時刻和范圍等描述。例如，隨機失效時刻、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)運行實踐經(jīng)驗、核電廠設計運行特征以及當前RISMC耦合分析軟件平臺的計算能力，選取合適的概率分布函數(shù)表示工況隨機變量的隨機特性。例如，針對事故初始參數(shù)，可采用均勻分布、三角分布等不確定性分布方式。例如，針對緩解系統(tǒng)可用性，可根據(jù)業(yè)內(nèi)運行統(tǒng)計給出不同時刻關鍵設備失效的概率，或綜合考慮電廠設計特征、業(yè)內(nèi)統(tǒng)計的設備失效數(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，針對操作員干預時間，可用對數(shù)正態(tài)分布描述操縱員執(zhí)行規(guī)程所用的時間。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，建立混合動態(tài)事件樹，用于DPRA模型的開發(fā)。對于隨時間連續(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，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)生的時間和轉(zhuǎn)移之后的系統(tǒng)狀態(tài)。對于隨時間離散變化的物理量，例如隨機性離散變量（如硬件正常啟動后失效時間的控制、硬件啟動是否成功等）和確定性離散變量（如卸壓閥在壓力達到指定壓力閾值時開啟等根據(jù)離散變量的類型，通過建立DDET，運用事件樹分支的方式加以描述。即在傳統(tǒng)PSA事件樹中增加狀態(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模型中的動態(tài)事件序列，根據(jù)離散變量不確定性分布特點，選擇合適的可靠性模型表征設備的不同狀態(tài)，模擬事故進程下核電廠的動態(tài)響應，分析不同條件和場景下的事故進程和終態(tài)。典型的DPRA模型功能題頭輸入信息表見表1。表1典型的DPRA模型功能題頭輸入信息表題頭輸入編號題頭對應的成功準則10臺**設備可用21臺**設備可用32臺**設備可用6.5典型事故動態(tài)仿真模型建立收集核電廠設計和運行參數(shù)，利用事故仿真分析計算平臺，建立典型事故系統(tǒng)動態(tài)仿真模型，分析不同情景下的電廠響應和事故現(xiàn)象，揭示典型事故下電廠失效模式與物理熱工過程的關系?；贒DET，利用事故仿真分析計算平臺的邏輯信號觸發(fā)對應邏輯以實現(xiàn)分支功能，建立DPRA和動態(tài)仿真模型的一一映射關系。6.6RISMC動態(tài)模型耦合利用事故情景和動態(tài)特征參數(shù)的相互傳遞，采用基于混合動態(tài)事件樹方法的DPRA與系統(tǒng)動態(tài)仿真耦合模型，通過迭代計算，實現(xiàn)DPRA模型與系統(tǒng)動態(tài)仿真模型的耦合，以表征事故進程中物理系統(tǒng)在連續(xù)變量（如隨時間連續(xù)變化的物理變量）與隨時間離散變化的變量（如硬件系統(tǒng)的狀態(tài)、人員操作等）相互共同影響系統(tǒng)的演化進程。6T/CNEAXXXX—XXXX構(gòu)建核電廠典型事故的RISMC模型，定量評估事故后的電站安全水平、支配性失效路徑。采用相關計算程序?qū)ρ芯堪咐_展批量計算，計算不同情景的CD概率，完成風險指引的安全裕度的計算，并開展RISMC方法與傳統(tǒng)PSA方法對于安全裕度計算結(jié)果的對比分析。7文件編制文件編制的目的是為了能夠保證典型事故風險指引型安全裕度特性分析內(nèi)容、依據(jù)、過程和技術成果等可追溯。具體地，每一技術要素的每一步驟都應進行存檔，應確保清晰的體現(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險指引型安全裕度特性分析過程中的典型事故動態(tài)特性分析、關鍵動態(tài)特征參數(shù)分析、DPRA模型建立、動態(tài)仿真模型建立、RISMC動態(tài)模型耦合的方法和過程。7T/CNEAXXXX—XXXX參考文獻[1]DinhN,SzilardR.Risk-InformedSafetyMarginCharacterization.IdahoNationalLaboratory(INL),2009.[2]TaskGroupontheCSNISafetyMarginsActionPlan(SMAP).NuclearEnergyAgencyCommitteeontheSafetyofNuc