《高温气冷堆核动力厂内部事件概率安全分析方法》.docx

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高温气冷堆核动力厂内部事件概率安全分析方法

ProbabilisticSafetyAnalysisforNuclearPowerPlantApplicationforHighTemperatureGas-cooledReactors(Internalevents）

（征求意见稿）

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FORMTEXTXXXX-FORMTEXTXX-FORMTEXTXX发布

FORMTEXTXXXX-FORMTEXTXX-FORMTEXTXX实施

中国核学会???发布

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团体标准

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目??次

TOC\o1-3\h\z\u目??次 I

前??言 II

1范围 1

2规范性引用文件 1

3术语和定义 1

4总则 2

5高温气冷堆核动力厂内部事件PSA技术要素分析方法及要求 2

前??言

本文件按照GB/T1.1—2020《标准化工作导则第1部分：标准化文件的结构和起草规则》的规定起草。

本文件由中国核学会提出。

本文件由核工业标准化研究所归口。

本文件起草单位：清华大学核能与新能源技术研究院、中核能源科技有限公司。

本文件主要起草人：童节娟、赵军、刘涛、梁金刚。

高温气冷堆核动力厂内部事件概率安全分析方法

范围

本文件规定了高温气冷堆核动力厂内部事件概率安全分析（PSA，ProbabilisticSafetyAnalysis）方法的原则与要求。

本文件适用于高温气冷堆核动力厂，以单个反应堆为分析对象，包括反应堆功率运行、低功率和停堆工况。

规范性引用文件

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，其必威体育精装版版本（包括所有的修改单）适用于本文件。

HAF102-2016

核动力厂设计安全规定

高温气冷堆核动力厂设计安全规定

高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则（试行）

HAD102/19

核动力厂一级概率安全分析

HAD102/20

核动力厂二级概率安全分析

NB/T20037.1—2017RK

应用于核电厂的一级概率安全评价第1部分：总体要求

NB/T20037.11—2018RK

应用于核电厂的一级概率安全评价第11部分：功率运行内部事件

NB/T20037.2—2012

应用于核电厂的一级概率安全评价第2部分：低功率和停堆工况内部事件一级PSA

术语和定义

本部分仅给出高温气冷堆核动力厂内部事件PSA专用术语及与行业内其他规范性文件存在差异的术语，对于通用性的术语其含义与行业内已有规范性文件一致。下列术语和定义适用于本文件：

3.1始发事件initiatingevent

始发事件是对高温气冷堆核动力厂正常运行产生的干扰，如果反应堆的控制和安全系统未能成功缓解这个干扰，可能会导致不希望的后果，如放射性释放。

3.2风险分析指标riskmetric

用于衡量高温气冷堆核动力厂风险水平的指标，总体上由发生可能性和所导致后果两部分组成，具体表达形式有可能因实际待分析对象的情况不同而变化。高温气冷堆核动力厂PSA的实施需配合风险分析指标的定义而开展。

3.3释放类releasecategory

高温气冷堆核动力厂事件树分析用释放类作为事件序列的终态，释放类用于表征不同事件进程由于事故类型、源项特征和释放方式的差异而产生的不同放射性物质释放情景。不同释放类可能导致不同的场外放射性后果。

总则

4.1集成式PSA分析框架

4.1.1PSA的传统做法是分为一级PSA（以堆芯损伤为分析目标）、二级PSA（分析安全壳行为，得到释放源项的强度和分布）和三级PSA（分析放射性释放对核动力厂周边产生的影响）。

4.1.2高温气冷堆的设计特点决定了“堆芯损伤”等概念对其不适用。因此，高温气冷堆核动力厂PSA采取的是集成式的分析框架，即将传统PSA一级、二级和部分三级的技术内容融合在一起连续完成。因此，高温气冷堆核动力厂实施PSA和应用PSA时，需注意避免使用一级PSA、二级PSA这样的提法。

4.1.3高温气冷堆核动力厂PSA的集成式分析框架是在风险评价基本理论基础上形成的，即风险三元组（什么会坏、后果是什么、可能性有多