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1、ICS27.120.20CCSF69NB中华人民共和国能源行业标准NB/T206332023核电厂二级概率安全评价开发方法Themethodo1.ogyof1.eve1.!probabi1.isticsafetyassessmentdeve1.opmentfornuc1.earpowerp1.ant2023-05-26发布2023-11-2碳施国家能源局发布目次前言111范围12规范性引用文件13术语、定义及缩略语13.1术语和定义132缩略语14二级PSA目标、范府和团队14.1 二级PSA的目标14.2 二级PSr的范例24.3 =iRPSAff1.m选择25核电厂严重事故设计信息收集35
2、.1确定与严重事故相关的垂婴设计352收款重碰的空刿尚息46二级PSA技术方法46.1 一级和二级PSA接口分析46.2 安全壳性能分析66.3 严理事故进程分析76.4 安全壳事件树分析76.4.1 概述76.4.2 安全壳事件树的构建76.4.3 安全壳事件树分支概率的确定86.5 海顶分析96.5.1 概述96.5.2 择放类定义96.5.3 释放类归并96.5.4 源项计期IO6.5.5 源项分析结果I1.6.6 结果评价I1.6.6.1 分析结果I1.6.6.2 不确定性、重要度和敏感性分析136.6.3 结果的评价014参考文献15前言本文件按照GB，r1.12020标准化工作导则
3、第1部分r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6利，木文件的发布机构不承担识别这些利的贵任，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白口.本文件起草电位：中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院书限公司、中广核I：程有限公司、苏州热I：研究院有限公司.木文件主要起草人：赵博、卢文魁、许以全、先丁情、刘1!东、孙金龙、脍新利、玮、王高明、李文静、刘玲、王黑.刘宇、张冰余收、牛世鹏.II核电厂二级概率安全评价开发方法1范B1.本文件规定了核电厂二级概率安全评价(PSA)对目标、范阳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
4、PSA的总体性技术方法.本文件适用于压水堆核电厂i殳计、建造和运行阶段的二级PSA匚作.其他堆型的核电厂可参照执行.2般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(包括所有的修改单)适用于本文件。NB1T20445.1应用于核电厂的：级概率安全评价第1部分：总体要求3术语定义及g语3.1 术语和定义NBrr2(X45界定的术谱和定义适用于本文件“3.2下列缩略语适用于本文件。CD:堆芯损伤(CoreDamage)CDF:堆芯扭伤频率(CoreDamageFrequency)1
5、.ERF:早期大”用放频率(1.argeEat1.yRe1.easeFrequency)1.OCA:丧失冷却剂事故(1.OSSOfCoo1.antAcciden1.)1.RF:大盘程放频率(1.argCRe1.easeFrequency)PDS:电厂损伤状态(PIantDamageState)PSA:概率安全评价(Probiibi1.is1.icSafe1.yAssessment)RC择放类(Re1.easeCategory)RCS:反应堆冷却剂系统(ReaC(OrCoo1.antSystem)RPV：反应堆压力容器(ReacurPressureVesse1.)4二级PSA目务、范层和团队4.
6、1 NPSA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5点点会有不同，技术要素和实施步骤也会有所差异。因此在开展：级PSA时，应首先明确:缴PsA的所有预期目标.这些目标可以是：a)得到产田事故进程和安全光性能的见解：b)识别核电厂在严正步故下受到的具体桃故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【和：和1.ERF有关：d)确定安全光主要的失效模式,评估相关的放射性择放频率和择放址：O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：0确定对严重事故是否采取了足弊
7、的措施，以慑解事故的影响：g)为应急预案的编制提供支持：h）为核电厂开发和制定严重邪故莺理导则与策略提供支杼：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；k）为三汲PSA提供输入；D为核电厂的环境影晌济估提供支持.4.1.2 二级PSA模里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. 2XPSA的范B1.4.1.1 二级PSA的范用由其特定的H标确定,二级PSA的实施通常存在两种情况.第一种情况是级PSA作为全范用PSR的组成部分，与一级PSA一起开展.此时可将二端PSA的要求纳入到一级PSA中，以保证对安全充响应及源项分析JR
8、要的所有核电厂相关特性都能够在级PSA中尽可能考虑.第二种情况是二级PSA在已有的级PSA基础上开履.此时需要通过：级PSA措加些安全壳及其安全系统状态的分析,或者通过PDS的定义和货化在接1.1.中对其进行考虑。无论哪种情况,在一级和：1SPSA横型间的连接（一般通过PDS的定义和状化来丈现过程中，均应确保：级PSA充分考虑了缎PSA模里的初始状态和边界条件以及二级PSA与徵PSA之间的相关性,二汲PSA主要的工作内容及其实施步骤如图1所示.三级PSA项目管理与组织皂安企光里什柯分析产少故进程分析W安全亮性能分析Uun油项分析结果评价K1.二OPSA主要工作内叁及实少4.1.2 当PSA的也
9、图包括了内部或外就灾害（如：火灾、地鹿等）,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,例如电皖着火导致安全无隔离系统失效、地俄导致安全壳结构损伤等。4.1.3 如果考虑开展：.级PSA.还应考虑预期要开展的二级PSA的输入谎求.4.3PSA团队选舞4.3.1 二级PSA团队的专业技术水平可以因开展二被PSA时核电厂所处的阶段、二彼PSA分析范附和预期应用有所差弁，但应施保团队成员在如下方面具备足够的专业技术水平：H）核电厂设计和运行方面：b）严重事故现望和安全壳完整性方面：C）PSA技术方面，4.3.2 二找PSA团队应包括
10、以卜成员：a）运行相关分析人员I棒电厂及安全无系统设计应运行、应急运行姬程和产重事故管理导则、应急预案等方面的人员，必要时可考虑增加核电厂运行人员：b）产业事故分析人员：产成事故现象、严也事故相关不确定性、安全无栽舒、放射性择校和产重事故分析计算程序等方面的人员：C）结构分析人员：结构设计、安全壳承压能力和失效模式等方面的人力：d）PSA分析人员：害件相分析、故隙树分析、人仍可奈性分析、不确定分析、数据分析、PSAtt件和一级PSA等方面的人员。59电厂产M1.wwft计值息收集5.1 府定与严值事故相关的次*设计5. 1.I应通过为核电厂设计和运行的了解和熟悉，确定影响严血力故进程、安全壳响
11、应和放射性物质在安全无内迁移的核电厂系统、构筑物（如反应堆厂房和辅助厂房、二次包容光或其他相关构筑物和厂房等）、设和运行规程。6. 1.2应确定并详细描述能够修晌严重串校进程的核电厂特性.以便必僵时开展进一步研究.对产Ift邪故进程和缓解有影响的核电厂关健设计特社包括：u）RPV下部区域的特征，当城芯熔融物从RPV的底制流出时，这个区域的特征会影响到烙融物价收的范国和蜡融物的可冷却性；b）从RPVF部区域到安全壳主空间的路径特征，流动的限制或者流道的其他几何彰喇可能降低RPVF对头失效后堆芯砰片的分布范闻,这盾于压水堆中的再压熔融物喷射尤其正要：O安全壳分区结构特征.高度分区化的安全壳结构将限
12、制可燃气体的混合以及在安全充气空间的扩散程度：d）可能导致安全壳旁路序列的特征.如蒸汽发生器传热管材料.而严正力故进程和场解有影响的核电厂关搂设计特征示例如表I所示.1整产故进和1*的电厂关设计，E示例A,WHW1.K5功率水产枪伤卜总热功率燃料突型/包光英型巩化物、混合找化物/怙合金不精例燃料/包光的废奴实际加燃料讯件几何脑状实际ffi控制棒类里和数量实际侦反决堆功率的空间分布典里的箱向和径向功率稣佰因子衰变热勃时间攵化的衰变热水平放射性物质装出堆芯内放射性物防总WKS反应堆冷却剂/慢化剂体积按照设计和制造的安注希容中和田力设定位实际侦RCS降IK装置/爆科H体设定点/规卷却压能力实际M连接
13、RCS的安全光的疗件的隔,安全壳旁路的旧能性热汽发生器传热管”村材料类型安全光几何玷构内部至向的形状和喝岗安仝壳自的容积实际fi.应考由结构所占空间1密产故进程和集的电厂关1ft计ItfE示例（It）I安全壳设计压力/温度极限承我力的现实讨法依安金光材料组成钢材、混稼土Jtte运行技力/湖收实际值氨气控制设的怖化描能点火蹲、非能动蜕合器、其他安全光冷却装7（的能Ij和改定值实际运行评估混凝上成分具体的化学成分康腔及地坑的出口和位置娈军无边界帕昵也雉8举勺可淹没、仰归.的”冲于屿她坑具体的几何形状图iS界到RPV和堆腔/韭座的距离安全光排放规程和位？I排放皆税位置和N动规程外部灾害响应由地表水淹
14、等事件引起的结构破坏潜在的安仝光隔离失效I女全光贯穿件布置和用于安仝壳隔离的密封材料的可第件5.1.3除广核电厂设计特征外,也应考虑相关的运行规程、严重事故管理导则和应急预案.对于在设计阶段打时无法获取的信息,可以参考相似核电厂的相关文件。5.2 收41产故的要值5.2.1 应收集和整理开展特定核电厂二级PSA所需要的数据.所需的数据。二级PSA分析的能阐和计算工具的特点相关,核电厂计。产i5Ai进程的特定分析模F会影响谕入参数的数和类型.5.2.2 应从合格的来源中获取数据，例如：a）核电厂设计和执照巾诂文件；b）核电厂运行、维修或试验程序：O工程计算或分析报告：d）核电厂遛访报告：e）建造
15、标准；0厂家技术资料：g）与核电厂相关人力的访谈；h）场区移动设施的布置图：）险急预案和应急执行程序的规定等.获取数据的文件应作为二级PSA报告咨考文献.5.2.3 :级PSA使用参考核电厂的数据时,陶格两个核电厂的设计进行比较,以偷定两个核电厂实际上是否“相似”及因此是否有相似的苒弱环节。可以对比的设由特征及关键特性如表2所示2核电厂设计用征对比敷和慢计特征关mtt反腐堆功车与世、容物I匕斗故进程时间,快!作时何反应堆功率叮安金光自由容积比安全克钱荷的度WJfi质量与安全壳白由容枳比燃烧的可能性和女仝光拨荷的收收RM卜例到女仝光的路径焙城!物可能的分布和卷乐格电物埒射悔凝土成分I堆芯燧融物9
16、混标土相作用时,不可凝气体的生成和放射性的岐的计放6二徽PSA技术方法61一程和二1.PSA接口分析6.1.1 -级PSA确定了人眼导致CD的事故序列，在二拨PSA中对这些事故序列取独评估产业力故进程、安全无响应和放射性核就仔放既不实际也不必要,一段和：级PSA接口分析的典型方式是将一端PSA事故序列（或者刘维）按照影响严正小故进程、安全先响应或者向环境糅放的放射性物质凰性进行归并得到PD6.以减少二级PSA分析序列的个数，井保印：级PSA分析所得的初始和边界条件。6.1.2 PDS代我了一组具什相似严录本故进程的上故序列,它们对安全光产生相似的戏背，进而导致相似的事件进展和放射性源项,因此，
17、PDS的属性可以包括影响“故进程、安全先响应或者放射性物质向环境科放等各种因素，这些因素为开展产近事故分析提供了初始和边界条件，6.1.3 PDS通常分为两大类：光是放射性物场从RCS择放到安全壳内，另类是安全壳被旁通或者失效,放射性物质且接杼放到环境中.因此.PDS划分首先圈要确定安全光状态.如果反应堆厂房/二次包容无可能对源顼有很大影我,则也要在PDS定义中考虑它的状态,对于安全无完整的PDS.通常应进行安全壳事件树分析,对其他状态下的PDS.通常仅需要两项分析，或根据需较开展安全光事件树分析以评估M少卸项的可能措施（如：洗涤）.6.1.4 去3给出了定义PDS时尚要考虑的闽性示例,3PD
18、S性功率工况）示例WtMtt蛤发4件1.CCA:安全闺/却压阀卡开：Itf态旁通类事f1.（界面1.OCA或iS汽发生;S传热管破裂）,Cn时RCS的压力岛:低,向怒雄芯冷却和其他冷却系统的状态（CD的时刻）所有的安注后劲失效（没6安注，早期损坏）；安注接注入阶段成功,但足种微环阶段失做（HIRaJ）：堆芯应a冷却在或赤RpV破烈与可用：蒸汽发生器冷却可用.安金光相关安全设燧状态喷淋I（D蛤终保持运行状态：（2）需求失效：“至咬淋诵段成功，做是未成功切换至内循环喷漆双气点火器，复合器I始终有效:（2）福求失效:（3）后期失效，通风/排放系统：（1）始姆运行：（2）需求失效：（3）后期失效，安全
19、壳状态完整I1.堆芯开始弼伤时即隔离I完整出堆芯开始损佝时未附覆：结构失效或并较大的涓涧”.二次包容光状态（反应堆厂房或并包容构筑物）完整用堆芯开始桢饬时即附庙：完整但堆芯开始损伤时未隔出：结构大效或井较大的涓制”.“包含了外部事件引出的结构损伤.6.1.5在定义安全壳非旁通类PDS时，梳考虑一级PSA中定义的系统与设翁的失效对安全光完整性或并放射性物场择放的可能影响,包括如下几方面：a）始发事件的类型，这影响到流体进入安全壳的流速，堆芯熔化和辄气生成的迸程，放射性物质择放的时间进程；b）堆芯冷却功能的失效方式,它符影响堆芯熔化的时间进程：C）堆芯损伤的程度,它将影响严重事故或软及后果的多个方
20、面,例如氯气产S1.放射性源项等：d）CD开始时的一回路泰统乐力和RPVF封头失效的能够改变RPV乐力的安全/择放内城其他帏件的状态,下封头失效时的RPV内压力能小影响堆芯焙融物到安全光的唉廷和扩散模.CD开始后的RPV压力也会影响反应用冷却系统由温IISiK的失效（如管道和蒸汽发生器传热管的蚯变断裂,或拧安全/择放脚在打开状态下的热振荡）概率.始发事件和任何卸质系统的功能都可能时压力产生影响，6.1.6 将步件序列归组到PDS时可考虑安全光相关安全设施的状态。在确定安全壳响应时，安全壳相关安全设施的状态将影响安全壳冷却、放射性物质的迁移、产生的可燃气体的混合等,PDS还应考虑对PSA应用重要
21、的其他属性，例如,当PSA用来支持确定严重事故管理措施时，PDS属性应考虑电源状态。6.1.7 在定义安全壳旁通类PDS时，可考虑在择放路径上影响放射性物质浓度衰减和影响柞放进程的屈性.PDSM性应包括始发事件类型、应急堆芯冷却系统的状态（包括失效时间）以及排放途径在一段时间后是否被隔离以及是否通过水料放（如：兼汽发生湃水袋盘或者被淹没的构筑物）,泄漏到辅助厂房或者相似建筑时，可考虑应急排放过游、通M和空调系统的状态以及泄漏处是否被淹没等。6.1.8 应将选定的PDS履少到可处理的数量.第一种方法是合并相似的PDS.选择能描述PDS属性的代表性序列来进行包络分析：第二种方法是使用频率截断筛选掉
22、不太重要的PDS,但应确保导致放射性核素早期大fit择放到环境的PDS不被筛除.PDS确定过程中应考虑事故序列归并到PDS过程中引入的变化和不确定性.并考虑其对PSA具体目标的影响。6.1.9 级PSA没有描述安全壳系统或其他不会直接影响CD的系统状态时，应扩展级PSA以考虑在PDS定义中关注的展性（如表3）,可采用扩展事件树或行桥树等方法.6.1.10 在外部事件二级PSA中,应考虑外部事件对严咆事故缓解系统的影响.包括那些支符操作员动作以及影响安全壳完整性的系统.例如地麴可能导致安全克失效.6.1.11 同运行模式的差乔1.要在广始发小件发生H1.+1路水袋量、一网路状态、堆芯燃料初始状态
23、、安全克状态不同.低功率和停堆:级PSA中，PDS的定义应考虑包括安全壳的状态和冷却剂水位在内的更多属性，包括一网路水装ht低至半管运行、一网路开口，安全克未被隔离（如换料慢作期间）等”6.1.12 性能分析6.2.1 安全充性能分析的主要目的是通过特定核电厂结构力学计算来评估安全光极限承载能力,稳定产重事故进程中安全先抵御各种威胁安全无完整性因素的能力.安全先设计时考虑了安全裕量,安全光实际能泌达到的极限承我力常常超过设计值的2至4倍，仅基于安全壳的设计准则评估安全壳性能通常是不充分的.另外，安全壳设计可能没有考虑严JRM故期间在安全壳内形成的恶劣环境条件，这通常需要考虑全新的失效模型，6.
24、2.2 为了现实地评估安全壳性能极限，应收集安全壳结构设计和安全充货穿件的详细佶息,如我4所示.应根据这些信息分析通过安全无本体或贯穿件泄漏的可能性.寂4安全克飨构设计与安全交货#件的要拘征示例安全光类型惘结构I混凝土站构：从!柱形光过速至阿顶和底板:村里锚胤系统；与用国儿他构筑物的相互作用.6.2,3可以使用相似安全壳设计的核电厂已有计算结果，此时，应说明采用已有计算结果的动用性，6.2.4 表征安全壳失效通常采用两种植木方法，即：“制值法”和破前漏法”，“依伯法”定义了一个帝有相关不确定性的压力俵值，安全克一旦达到这个压力就会失效并产生大的破裂，从而可能导致安全壳内气体大升和快速释放到环境
25、,“破前漏法”较设安全壳在大贼裂前会发生泄漏，泄涮开始于压力低于极限承载压力时，前着压力逐步增加，达到极限承截压力时，安全壳将可能发生更大的失效。此外，如果安全光内气体的侦M和能加增加速率小于或等于向外泄漏的速率，那么安全壳压力不会逐步增加，也不会发生大规模失效.6.2.5 安全壳性能分析过程中进行的特定核电厂计算应基于脸证过的结构模型，井有相应的数据和合理的失效准则支持.安全光性能分析应考虑安全壳的不同载荷类鞭.安全壳性能分析为安全壳失效模式、位置、大小和极限压力/海强承载能力提供工程基础数据.6.2.6 当内部压力投荷是安全克失效的潜在主要决定因素时,二级PSA还应考虑甜度时安全克结构性能
26、的影响.安全光温度可能影响结构材料的强度特性同时引起贺穿件密封材料的退化.6.2.7 在确定安全壳结构性能时，也应评估与结构性能相关的极限承载压力/温度的不确定性，作为结构性能评估的,部分，对于泄漏、破裂等可信的安全壳失效模式，可通过专家判断来建立失效帙式的失效J卡力/温度分布.应考虑材料特性和建模（如：定义“失效”的准则）的不确定性分析.6.2.8 应评估由于长时间暴露并殳熔融堆芯碎片冲击（堆芯帏融物与混凝土相互作用）而造成的安全光孤凝土结构大范树侵蚀的影响.当严重事故进程分析表明侵蚀程度可能影响RPV支撞结构、安全壳壁或底板时则需要分析堆芯碎片引起的安全先完全或部分熔穿此时.应确定并分析安
27、全壳可能熔穿的位置（如：贯穿件、地坑汲水管线）.6.3产重故进程分析6 .3.1开展特定核电厂的严重事故进程分析是评价严重事故行为的首选方法.至少应对对于核电厂CDF有明显贡献的抑一个PDS进行严重事故进程分析.对那些发生频率低，但是存致放射性物质大屈或早期择放的那些PDS.如安全壳旁通或安全壳早期失效，也要进行严重事故进程分析,对频率而和后果严重的PDS进行详细的严重事故进程分析可以为其他没有详细分析的PDS的事故响应提供广泛的评估信息，也可以用相似核电厂和安全壳的通用研究文献中所描述的严流沙故现象和安全光响应作为特定核电厂的产虫劣放进程分析的补充。7 .3.2参考具有相似设计核电厂的分析结
28、果时应特别逆慎.严重事故进程分析的不确定性可能超越核电厂设计差异所带来的严重事故进程的差异.参考相似核电J.的分析结果时，可通过对关涣设汁特征开展相应的比例分析来包络核电厂设计特性的小差异。对相似核电厂的舂考结果进行比例分析或调整分析能能给特定核电厂的严重事故进程分析提供更多有用输入,适用于从参考核电厂莎取关键现的特定分析结果J6.3.3严重事故进程分析应使用经舱证过的严重事故模拟程序.严重事故模拟程序和计算分析数盘应基于二级PSA的目的确定，确定时应考虑：a）所选程序应能够模化在事故过程中发生的绝大部分事件序列和现象，无论是安全壳完好的序列，还是导致安全光失效的序列：b）所选程序应能够正确考
29、虑不同物理化学进程之间的相：影响；c）所选程序应满足验证、对比分析和文档记录的要求：d所选程序的计修时间和所需资源应合理.应了例所选程序的技术局限性和不足。6.3.4应评估模型中用于严重事故进程定量化的重要计算变埴，如压力和淞度峰值、可燃气体产量、或主要事件的发生时刻等,并形成文档记录.应在PSA文档中给出这些变质在重要时间点的分析结果.并对其进行详细的讨论.&4安全壳”W分析6.4.1 概述6.4.1.1 安全壳事件树足系统评估核电厂应对严重事故能力的一种结物化方法。二依PSA通过建立安全壳事件树对CD后的严重事故进程和现象、严重事故缓斛系统响应以及人员操作进行评价，定性识别和定量评价可能导
30、致早期或大我放射性粹放的事故情景及发生可能性。6.4.2 安全无事件材的构建6.4.2.1 应在考出：级PSA目标的M础上，确定安全光事件树建模的详细程度和实际Mt模.如果.级PSA的目的仅仅是确定1.ERF.而不需要fit化评估全范用严里事故源项可以开发结构较小的安全光事件树.此时主要关注适当时间范闱内后果严重的产臾事故序列.6.4.2.2 安全光事件轲中的顶事件或节点问遛应表明对严基事故进程、严堇事故响应、放射性物质辨障的挑成和放射性物质称放到环境的躅解起决定作用的事件和物理过程，包括严Ift事故现象,产爪事故纵解或统响应、严重事故相关管理措施和人员响应行动.安全光事件树顶事件或节点向时与
31、核电厂类型密切出关.对某类反应堆/安全无系统派要的严重事故响应对于其他类型来说可能并不重要.6.4.2.3 支全武力件树应正确描述时序，合理考虑事件/现象之间的相互影响，I1.详细程度足以湎足：级PSA的目标。处理时序问超的种可行方法是以严域事故进程中的主导因素发生厩要改变为依据，将安全壳事件树划分成多个连续时间段.如：阶段I.RPV内CDVJW.核电厂对由始发事件所导致PDS的立即响应；阶段2,RPV内CD后期到RPV失效:阶段3,长期核电厂响应.阶段3仲时进一步细分为三个子阶段：a）阶段3a.紧接RPV失效时刻后短期内（考虑由于RPv失效而带来的挑嘏.如安全光直接加热）：b）阶段3b.RP
32、V失效后几小时内（考虑堆芯熔融物在RPV外的即刻行为,h堆芯熔融物在RPV外的栈定或者与混凝土开始相互作用）；C）阶段3c.RPV失效几小时后（考虑由堆外焰融物行为带来的挑取,如在堆芯熔融物。混横土相互作用下生成的不可凝气体引起的乐力上升或燃烧现象或蒸汽不断生成导致的抵力上升）.64.2.4应识别严贯事故管理措施中的人仍行为.通常，包含在核电厂的相关规程或严密事故管理导则中的人员响内都应在严用弱故进程分析和现象分析过程中考虑.在一级PSA模里中没仃体现的产重事故管理行为对严Ift事故进程和严小事故现皱的相关影响应在安全光力件树中考虑.缎PSA的结果也应用来识WJ或改进严戒事故管理行为.6.4.
33、2.5应考虑产重事故管理措施的潜在不利影响.例如，在堆芯已羟损伤的情况下执行向堆芯注水的操作可能能够中止严正事故进程，然而，该措施同时也可能导致燃料-冷却剂高能反应、燃料碎化以及蒸汽、乳气和放射性物质的板外产生.6.4.3安全充件分支假率的定1.1.1.1 以使用连接事件树.故障树等方法At化安全壳事件树.所给出事件的IK率值或世行安全光事件树的定量化的过程应是可追溯的.这些概率值在安全壳事件树址化中的应用原则应保持效.1.1.1.2 应进行人员可施性分析,确定CD后泮血事故缓解掾作的可旅性,给出用。映化.级PSA模型中人员可靠性的分支概率或支持性模组.分析中.对二级PSA中模化的人员动作,应
34、评估其与物PSA事故序列中搜化的人房动作间可能存在的相关性,且先概率处理方法要与一级PSA保持皱.但陶识别和反映严重事故缓解人员碗应的特点,例如所使用的管珊文件、相关决策流程等方面的差异。还应考虑与系统可用性相关联的人员动作相关性。1.1.1.3 应进行系统可靠性分析，确定CD后严质W故蹑解系统的可联性，给出用化.级PSA模型中系统/设得可徵性的分支概率或支持性根型.分析中,应适当评估并考虑严用事故进程和现象发生导致的环境条件对二级PSA横型中的设备和系统可用性的杉响,环境条件包括册度，压力、湿度和放射性以及来自能量择放事件的影响（如：湿度和压力悔期达到峰值或蒸汽爆炸引起的冲击载荷）.应按照二
35、级PSA确定的任务时间模化系统可索性，并充分考虑级和二燎PSA之间系统可索性的相关性。1.1.1.4 严正事故现皴分支条件概率的确定应有分析和数据支持，并合理判断板个节点的不确定性，应考虑可能影响分析人员预判严查事故进程能力的情况.如可用计算程序的误差程度.合法性以及可用的全尺寸反应地试验数据的应用等，1.1.1.5 确定严重事故现象分支概率的合即方法是根据I：.导现象将问题分制成一些子向J进行研究。子问题研究可以分别进行，其结果用分支概率的评估或作为-部分连接到安全壳事件树JS头中。1.1.1.6 严重界故现象分支轨车（ft的确定可从以下数抠源和相关信息中得到支持：a）使用计算程序对严故或基
36、本问翅进行期定论分析”b）相关的试验测量或观测：c）相姒核电厂研究结果的分析和见解：d）专室意见.1.1.1.7 通常采用阀值法或积分法定*化严重事故现象事件的发生概率.阈值法股通过评估所预测的事件状态达到或接近阙值（如已痛定的极限或准则）的概率来确定其是否发生,因此事件发生概率是严重事故进程中相关参数接近阈侦程度的函数，所给出的概率值体现分析者对相关现象进行确定性预测的精确性、适用性、完符性。枳分法在评估严.用事故进程中相关参数（压力、温度等）与例值（失效压力、失效海度等）的接近程度时，将关注的参数和的值都作为不确定性参效处理，基于确定论分析和6家判断，得到表示不确定性分布的概率密度函数，参
37、数与对应阈值的不确定性分布的相互关系决定了件发生概率的可信度，6. 4.3.8阀位法和积分法两种方法可以胞独使用.也可以联合应用，还可以使刖除了这两种方法以外的其他方法.6.5事分析6.5.1 述6.5.1.1 应针对安全壳事件树终态进行源项分析,从而决定从核电厂择放到环境中的放射性物质择放特性。二级PSA源项分析的内容通常包括：a）定义择放类（R。；b将安全壳事件树终态归并成ReO对每个RC1进行源项计算。6.5.1.2 源项分析的范树取决于：圾PSA的目标和预期应用.当：级PSA要应用于二二级PSA时，应对总CDF有贡献的所有事故序列放射性物质择放特性（如，整个堆芯放射性物质装量的定量跟踪
38、）进行完整的源项分析J：级PSA仅衢给出导致大及择放序列频率时，则可针对选定的放射性物质进行源项分析.在二级PSA研究开始时就应根犯我目标和预期应用，定义安全壳事件树终态的相关性.通常源项分析选择碘和艳作为整体放射性源度的关键指标.6.5.2 科放类定义6.5.2.1 安全壳出件树的步件序列代表了CD忘的一系列十件组合，其中很多十件对放射性物质从安全克的择放有显著影响，这些事件的主要特性包括：a）反应堆冷却系统的失效模式：b）安全无失效的模式和时间：O熔化堆芯材料的冷却机理；d）放射性物质的滞留机理，6.5.2.2 RC定义需要明确与放射性物跟迁移和安全光失效机理相关的系列褐性，这岐属性也与放
39、射性物质择放到环境的特性相关.6.5.3 拜放美归并6.5.3.1 将安全壳小件树序列的终态进行分组，将具有相同或相似向环境林放特定属性的安全壳出故序列终态归并为一如，定义为RC.然后对每个RC进行源项分析，以M少需要开展确定论源项分析的M故序列数;，t,定义的RC数*过多时,应进一步归并成适中的掰,以用于源项分析.6.5.3.2 慑应借助计算机工具采用系统性方法将安全充裂件树终态仃并成所定义的Rc.以保证归并的系统性。安全壳事件树定量化使用的软件会影响安全壳事件树终态的归并过程。软件中包含的安全壳事件树终态（副集）的后处理过程或安全光事件树模型中的相关屈性.可以用于RC的（I并.8.5.3.
40、3安；、尢方件树势态的归并应考虑影响放射性物质释放的各种因素。后并依据的属性应体现-级PSA结果的特性，必要时应考虑扩展到三级PSA的需求.根据山井的属性不同,安全克事件树终态的归并可以分为多个阶段分别进行.如.首先可以依据主导放射性择放的规模和时间因素进行妇并,后续再依据影响放射性物质在场外大气中的弥收和徵响场外人员健康评估的重要属性来归并。6.5.3.4归并后同-RC中的每个安全壳事件树终态应才!1相似的放射性锌放特性和场外后果.从而使该RC的源项分析能够代表该类中所有终态的特性.6.53.5RC的频率是该类中所有安全壳事件树终态频率的加和.6.5.4IW1.计算6.5.4.1源项计算应识
41、别和考虑影响源项特性的核电厂设计特征和产更事故现象.核电厂固育的设计特征对于安全无事件树的所行事故序列都是一致的.h燃料和控制棒组件的配置以及材料如成、堆芯功率擀度及分布、燃耗和混凝土成分等.彬晌源项特性的严正生故现型会因再故序列不同而发生变化，如：1.rnabCdCf）和RPV破裂时的RCS出力：冷却水的可用性（RPv内和RPv外）：V外地芯碎片的厚度和成分；安全克专设安全设施的运行：安全壳破口的尺寸：安全受失效的位置及其导致的向环境迁移的路径.6.5.4.2灌两计口中使用的计徵机软件应能够模拟产田“故现象的综合行为，包括：反应Jft热工水力响应、堆芯升温、燃料换仿和燃料材料的再定位、安全壳
42、响应、放射性物质从燃料中的糅放以及放射性气溶胶和蒸汽在RCS和安全壳中的迁移等.6.5.4.3 源项计麓应模拟影响安全亮中放射性物旗的择放和迁移的所有过程,包括：a）放射性物质在RPV内从燃料的择放：b）放射性物质在RCS中的滞留：c）放射性物加在RPV外的糅放：d）放射性物质在安全壳中的滞留，6.5.4.4 源项计算应评估各类放射性核素到环境中的拜放量.6.5.4.5 应对RC开展源项计帕常在年个RC中选择一个或儿个具有代表性的事故序列进行源段计Vf-.确保源项计算能准确HI表征RC所包含的所有安全无事件树终态。当RC包含的W故序列中主导环放现做的不确定性相对较低时，可以迭取其中相对较少的代
43、表性事故序列进行源项计及，6.5.4.6 WIRC的通项计立对核电厂的某个设许特性或者放见性物质的某个具体迁移机理特别故聘时，应辅以使用更详细的模型程序补充分析.6.5.4.7 确定RC的源项特性可使用特定核电厂的源项计尊.在新建核电厂的初步设计阶段或二级PSR开展的初期阶段，或需要快速获取结果时，也可以使用参考核电厂的源项计算注果得到初步的或包络的海项估计结果.6.5.4.8 3使用参考核电厂的源项计算结果进行源项估计时.斶满足以下条件：a）所研究核电厂与拟参考核电厂在设计上足够相似.应对影响放射性物质在RPV、相连的RCS管道和安全壳内的迁移和滞招的设计特性进行识别和比较：b）所研究核电厂
44、迸行两项计。的事故序列与拟参考核电厂中开展源项计笫的事故序列相姒。&注意,核电厂安全系统或安全无系统运行上的差异可能会使拿考核电厂的源项计算对于特定的PDS不适用：C）所考的源项计尊结果是基子当时以新的严正事故建模水平。应说慎应用几年前的结果，6.5.49源项的大小通常以一个或多个放射性核素组占初始堆芯装盘份额的形式来衣示,使用一体化严重事故分析软件时,通常将反应堆燃料中生成的放射件物,和放射性同位素基于物理化学屈性的相似性和迁移过程中与其他兀素和物质发生化学反应的相似性网组成放射性核素组，枭用不同的分析软件时以使用不1.11J的放射性核素粗，源项计灯中用到的典型放射性核素阻济构示例见表5.*
45、5典量放*性索Ia1.t依示例元It及化合物情性气体CdRRb1.7eSrOMORhO1、c5英91放射性球童忸结构示例（IK）序号元索及化MICtXH1.HUIHBtfO1.asO*XdjOSb1.O.V/hZrONM)2、W)、C叫、Pr1.OJIgWSb1126.5.4.9 g分析结累6.5.5.1 应明确给舟源项分析的总体结果并形成文档.应明瑜给出RC的频率和特性.种方法是使用矩阵格式表示结果，同时列表给出知个RC的频率（或对总CDF的贡献）.表6给出了用这种方法表示源项分析结果的示例格式.6.5.5.2 通过RC的频率来确定1.RF或1.ERF并与所定义的风院准则进行比较时.需要在.
46、级PSA中建义”大用择放”和“早期大量奔放”两个概念。6.5.5.3 源项分析应给出放射性核素择放的定量结果.并基于定量结果的评估获得相关见解.应给出姆个放射性核素纲超过给定择放读的频率.6.6结果评许6.6.1 分析Ia果6.6.1.1 应给出安全壳件树定量化结果。&1.2的给出安全光事件的中事件序列的终态及其重要贡I1.ft项的分析结果,包括但不聚于：a）应确定姆科，RC的频率和不确定性.应确定总锋放频率的主要贡献者，并列表给出拇个RC对总拜放频率的贡赋：b）应识别重要RC的面献项（如始发事件、支配性事故序列、产重事故现望、安全无峻跳、安全克失效模式等）及相对贡献份额,放射性物质向环境的择放及相关就率，择放物质的总量及其物理和化学特性，择放的时间、能I匕时长和地点等伯息：C）应确定和说明安全壳早期失效的主要贡献项.应确定和说明不同PDS的安全壳早期失效条件率不同的原因:S应按照分析的具体要求对不
