NB-T20632-2023风险指引型方法用于核电厂定期试验周期优化的过程及要求.docx
ICS27.120.20F65MB中华人民共和国能源行业标准NBZT206322023风险指引型方法用于核电厂定期试验周期优化的过程及要求ProcessandRequirementsOfRisk-InibrmedApproachforSurvei1.1.anceTestInterva1.OptimizationinNuc1.earPowerP1.antZoj1.3二05二26发布国家能源局发布目次前I1.1苑图12规例性引用文件13术语和定义I4缩阴谙15技术要求2参考文献8本文件按照GB,T1.1.-2O2OW标准化工作导则第I部分：标准化文件的结构和起草规则3的规定起草.请注意本文件的某叫内容可能涉及专利.本文件的发布机构不承担识别这些专利的贡任，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归口。本文件起草单位：苏州热工研究院有限公司、上海核工程研究设计院有限公司、中国核电工程有限公司、中核核电运行管理有瞅公司、人亚湾核电运营管理有Ri公司.木文件主要起阴人：叶水样、佻光怖、卓钮触、依岩、杜金雁、郁海英、张勇、彭晓春、郑发忠、陈露、啊甯明、王怡明.风险指引型方法用于核电厂定期试验周期优化的过程及要求本文件烛定了核电厂女郎风险指引型定期试验周期优化的技术要求,提供r风险指引型方法用于核电厂定期试验周期优化的基本实施过程.本文件适用于压水地核电厂实倏风险指引型定期试的周期优化，其它堆型核电厂可参照执行.2H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欧，其中，注日期的引用文件,仅该日期对应的版本适用于本标准:不注0期的引用文件.其鼓新版本（包括所行的修改单）适用于本文件.NBT20037.1应用于核电厂的级蛟率安全评价第1部分：总体要求与NB/T20037.24应用于核电J.的概率安全评价第2部分：fK功率和停堆工况内部事件一级PS*NIVT20037.3t应用于核电厂的慨率安全评价第3部分：水淹3N1.VT20037.44应用于核电厂的概率安全评价第4部分r火灾N/T20037.11应用于核电厂的汲概率安全评价第I1.部分：功率运行内部事件NIVT20445.1应用于核电厂的二级概率安全评价第1部分；总体要求3NIVT20445.2（陶用于核电厂的二级概率安全评价第2郃分：功率运行内部事件33术甯和定义下列术语和定义适用于本文件.风指引St方送riskinformdapproach探台考叱传统工程分析（确定没分折、工程判断等）和概率安全评价（PSA）的分析注果所形成的一种决策与管理的方法。JR积风险变化cumu1.ativeriskchange坡税风险变化后包括以往的定期试验周期两整后的从降之和,4褥下列缩略语适用于本标准.炮芯损伤频率G终安全分析报告CDFcoredamagefrequencyFSARna1.safe1.yana1.ysisreportPSaprobabi1.isticsafe1.yassessment/ana1.ysis1.ERFIargeear1.yre1.easefrequencyNNSAnationa1.nuc1.earsafetyadministrationSTIsurvei1.1.ancetestinterva1.sSSCponcn1.s线率安全评价/分析人暴放射性早期祁放频率国家核安全局定期试验周期系统、构筑物和设备5技术襄求是第I步：识别ST【变史候选项凤陂指引里定期试船周期优化实施过程至少应包括：识别ST1.变更候选项、确定拉变更的目标ST1.STI变更项安全分析（包括：期定论评价和姚率安全评价）,调整为目标周期和实施与长期监督等内容，具体实施过界见图I所示.BB1电厂风指引0jmn极化的实充*5.2mJNSTI变更俄M核电厂风险指引型定期试验周期优化的第一步是结合电厂的需求蠲定试蛤周期优化对望，即确定需要变更ST1.的优蛤项（周期延长或缩也），变更候选项识别通常可以从以下儿个主要方面进行综合考虑：a）法规要求梳理：系统性的梳理与核电厂定期试照相关的法规标准要求,以及电厂向NNSA的其它己有承诺项，以确保拟变更的ST1.满足现行法规标求要求，并与己有承诺项无冲突；b）历史性健：包括历史试验、历史运行及推修信息,设法性能是试龄周期可变更的睦础.如果设品性能良好，其对应的试验周期可延长°反之，则得要分析其影响因素以确定是否需要缩也其试验周期间隔,C）执行试验时的风险或周期变更的收益：执行试验时对机殂、设备和工作人员的影响，如执行某些试会将使相关设法退出运行/缶用状态，使其不能执行其设计的安全功能而使机组处干高风险状态；某些试验在执行过程中可能出现设备误动作，导致停机伸堆或者触发其它安全设备误动作的风险：某些试验可能需要在高温、高压或者玄闭环境中执行，对试验人员存在定的烫伤、空息或触电等风降.这类试验在确保其设计功能可实现的前提卜.，应尽址减少,以提升电站运行效益：d）试验对他备的根伤影响：执行试验影响设备寿命,如某些试验可能加速设备的老化磨布久对于此类试验,较繁执行反而不利于设治的可靠性：e）经的反愦：包括国内、外向类型机组该定期试验周期的变更怙况.5. 3定姒变更的目*S11通常在踊定拟调格的试脸周期时应遵循试验周期一般的做法,例如.试验周期通常为1天,1周、I个月、3个月、6个月.1年等.如果某试验周期变更的目标值跨越比较大（如从1个月变更为I年）,在通过XXSA批准后,电厂现场实施时.宜采用分阶段实施的方式执行以跟踪设备的性能不会闪ST1.延长而显著下降.5.4安全分析5.410电厂安全性通过不同层次的纵深防御设计以防止瞬态或其它扰动以及缓解这些扰动的后果间的合理平衡确保-因此Sn变更不应导致电厂的上述防御措施及其彳r效件产里降级.s变更的安全分析通常采用确定论分析与概率安全评价相姑台的方式进行，其中概率安全分析的见解应使弊为确定论安全分析中的纵深防御原则的遵守提供支持信息.5.4.2定论分析5.4.2.1 守纵深防,射的要求在反应燃设说与运行中，应用帆深防御期则提供多种手段以完成安全功能并防止放射性物质的粹放，纵深防御原则己姓并将渔续是种弥补设备和人员的不确定因淞的疗效方法，STI变更不应该破坏或影响对纵深防御原则的遵守。如果ST1.变更后仍满足5.4.2.1.1节至5.4.2.1.7节的您求.则以为纵深防御原则仍得到了维持.5.4.2.1.1 在引道屏障之Iwt持饵的平衡应采用传统工程评价方法分析ST1.变更是否明显降低电厂已有设计解障的有效性.在分析过程中，可结合概率安全分析技术对每一屏障的风险分析见帧来支持STI变更是否影响机组各设计解除之间的合理平衡,此外,还应对未知或不可预见的故障机理或观望从以下儿个方面说明ST1.变更对年屏障的影响；a）STI变更不应明显增加现行始发事件的发生频率或新引入某正要始发事件：b）ST1.变更不应明显影响始发事件发生后阻止堆芯损坏的SSCS的可扰性和可用件：c）SIT变更不险明显影响安全壳功能或为以个光提供冷却或喷淋功能的SSCs:d）STI变更不应明显降低应急晌应的有效性，包括对放射性糅放的探测和测Ii1.通知场外机构和公众、必要的公众撤离和潮难的能力。5.4.2.1.2 龟过分依税裳行为来京扑*计中的不足应证明ST【变更不合9效过度依赖规程性的动作和活动作为ST1.变更的补偿措施，当用加的讣偿措她被作为设计安全功能的替代手段，或者若该项补偿拾鹿失效则电厂设计安全功能将无法实现K预期功能时，符被认为ST1.变更过度依处补偿措施。5.4.2.1.3 保持系IiE冗余性、狼立性以及多律性，使之与系修Uft的覆期11率和后J1.Uf1.将应证明ST1.变更对系统冗余性、独立性以及多样性的影响不会导致风险明显增黑.具体分析中可从以下几个方面开展分析ra)STI变更不会影响电厂安全分析假设：b)STI变更不会增加因系统失效而挑战电厂的频率；OSTI变更不会降低实现预期功能的系统的可强性或可用性.5.4.2.1.4 保持充分的覆防裔在於因失效的措应证明ST1.变更不会显者M少现有预防共困失效的措施或引入新的共困失效关系，具体分析中可从以下几个方面开展分析：a)ST1.变更不会引入新的潜在的共因失效送囚或邪件：b)STI变更不会增加某一诱发多个郃件同时失效的裁率：OSTI变更不会引入新的就合因素使当前的预防措施不能正确雯施：d)STI变更不会使现有的共因失效防御能力刖弱或失效.5.4.2.1.5 ,持多道变产修解的我立性院证明ST1.变更不会明显降低关健的屏佛功能或各屏障的独立性,具体分析中可从以下几个方面开展分析：a)STI变更不会导致现有的挑战各屏障完整性的事件短率明最升高：b)ST1.变更不会导致任一群障的失效概率明最增加IOSTI变更不会引入各屏障间新的或额外的相关性因素，从而显著增加屏隙在当前条件下的失效概率。5.4.2.1.6 持畏防人因失景措旋的充分性应证明ST1.变更不会明显增加对纵«防御屏障存在不利影响的潜在人因失i只或某新的人因失误。具体分析中可从以下几个方面开展分析：a)STI变更不公产生维持防御屏障所需的新人员动作,或这些动作的成功概率祖高Ib)STI变更不会对现有的人仍操作失误概率产生明显的不利影响。5.4.2.1.7 (足电厂设计M应在分析现有的电厂许可证基础上,证明STI变更不会影响电厂满足设计准则的能力.在分析过程中，应结合自身电厂的设计准则要求及现深防御要求来迸行分析和评价，5.4.2.2 务足的安全格可以通过以下几个方面分析STI变更后是否仍然保持足鲂的安全裕量：a)以N去现、标席或监笆当局使用的已批玳的背代规定的要求得到满足：HAF102-2016<电厂设计安全规定,2016:HAF1.o3-20(M(,核电厂运行安全规定2004;HAD103/01-2004I核动力厂运行限值和条件及运行Mt程.2014;HAD1.O3/091993<核电厂安全设要物项的监侨3,1993:GBT5204-2(X)8S核电厂安全系统定期试照与监测等.b)即使在考虑了分析和数据不确定性后也涵足许可证基础(如FSAR,支持性分析)的安全分析可接受准则.并仍有足纺的裕S1.5.4.3M安金”价5.4.3.1 PSAMut及范B1.评价使用的PSA模型应根据NBrr237.1-NBT20037.4、NBT20037.11.NBT2(M45.1-NB.T20445.2开发,并通过同行评估或类似的审查.PSA模型至少应包含内部事件功率工况级PSA模型、内郃事件功率1：况二级PSA模型,并根据实际情况对内部邪件低功率停堆I：况级PSA模型.内、外部灾害进行定性或定1»分析.5.4.3.2 f1.（奉安金分析5.4.3.2.1 定性分析定性分析应包括从内部事件、外部灾害、简化二级等方面进行分析,对于每一类风除的评估可从以下几方面进行分析ta）STI变更影响的SScS失效是否影喇始发驿件,包括新增或影响原始发事件发生频率：b）S11变更影响的SSCS是否对阻止堆芯损坏或不大家早期糅放有贡献：C）ST1.变更影响的SSC是否为预防或缓解事件的其他系统或结构的支持系统.如果通过a）-c）分析后.认为受ST1
