ICS 27.120.20 F 65 备案号：57428—2017 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T 20425—2017 核电厂内部水淹概率安全评价开发方法 Methodology for performance of internal flooding probabilistic safety assessment for nuclear power plants 2017-02-10发布 2017-07-01实施 国家能源局 发布 NB/T20425—2017 目 次 前言 II 范围 2 规范性引用文件 3术语、定义和缩略语 3.1术语定义 3.2缩略语 4内部水淹概率安全评价开发方法， 4.1方法概述 4.2．任务1：识别水区域 4.3任务2：识别水淹源、水淹机理和重要SSC. 4.4任务3：现场巡访 4.5任务.4：水淹区域定性筛选 4.6任务5：水淹情景分析... 10 4.7任务6：水淹事件频率计算. 4.8 任务7：水淹后果分析. 13 4.9 任务8：水淹人员可靠性分析. 16 4.10 任务9：建立水淹情景的PSA模型 18 4. 11 任务10：水淹情景的定量化 18 4.12 任务11：IFPSA文件编制， 19 附录A（资料附录）内部水淹巡访检查清单示例 20 参考文献 NB/T 204252017 前言 本标准按照GB/T1.1—2009给出的规则起草。 本标准由核工业标准化研究所归口。 本标准起草单位：上海核工程研究设计院、苏州热工研究院有限公司、中国核电工程有限公司。 本标准主要起草人：仇永萍、杨英豪、杨志超、詹文辉、叶旭华、孙金龙、徐晓燕、马原、黄立华。 门 NB/T20425—2017 核电厂内部水淹概率安全评价开发方法 1范围 本标准规定了核电厂内部水淹一级概率安全评价（PSA）的开发方法，提供了内部水淹一级PSA的 分析过程、分析要点等。 本标准适用于压水堆核电厂功率运行工况内部水淹一级PSA，在考虑停堆工况特性并进行适当修正 后，也适用于停堆工况内部水淹一级PSA。其他堆型的核电厂可参照执行。 2规范性引用文件 下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅注日期的版本适用于本文 件。凡是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。 NB/T20037.1应用于核电厂的一级概率安全评价第1部分：总体要求 NB/T20037.3一2012·应用于核电厂的概率安全评价第3部分：水淹 3术语、定义和缩略语 NB/T20037.1与NB/T20037.3-—2012界定的以及下列术语、定义和缩略语适用于本文件。 3.1术语定义 下列术语及定义适用于本文件。 3.1.1 水区域floodarea 与其他区域之间有足以防止水淹危险的水淹屏障相隔离的建筑物或电厂的一部分，在同一水淹区域 内，水淹对电厂有相似的影响。 3.1. 2 水淹效应floodeffect 因水淹而对构筑物、系统和部件（SSC）产生的不利影响。 3.1.3 水淹情景floodscenario 描述水淹事件的一组要素。 注：这些要素通常包括水淹时刻的电厂运行状态、水淹区域、水淹源和失效模式，水淹事件类型（比如喷淋、局部 水淹、重大水淹等），还包括水淹漫延、水淹损坏的SSC和始发事件在内的水淹影响，以及操纵员动作和缓解 系统的响应等。 3.1.4 NB/T20425—2017 高能管道系统high-energypiping system 在电厂正常运行工况下最高运行压力超过2MPa（表压）或最高运行温度超过100℃的任何系统或 系统的组成部分。如果管道系统在这些限值以上运行的时间相对于其执行预定功能的时间而言仅为很 短的一部分（小于2%），则可将其划分为中能管道系统。在某些电厂设计中的余热排出系统可能就 是这种系统的一个例子。 3.1.5 内部水淹internalflood 由核电厂内水淹源，如管道、水箱、热交换器等引起的水淹事件。 3.1. 6 中能管道系统moderate-energypipingsystem 在电厂正常运行工况下最高运行压力小于等于2MPa（表压）且最高运行温度小于等于100℃的任 何系统或系统的组成部分。所有承压高于大气压力而没有划分为高能管道系统的管道系统均应划分为 中能管道系统。 3. 1.7 喷溅spray 液体直接喷射或飞溅到设备上，尤其是电气设备上，可能影响设备的绝缘或因液体渗入设备后导致 内部电路短路，从而导致设备失效的一种水淹效应。 3.1.8 淹浸submergence 设备所在区域的水位超过设备底部，导致设备被水淹没/浸泡的一种水淹效应。 注：在水淹PSA中一般假定设备淹浸将导致设备（一般指电气设备）失效。当电气设备底部（例如底座之上被淹浸 时，通常认为电气设备失效，除非有详细的评估证明，设备部分淹浸时仍然可用。但这一假设一般不适用于 非能动设备，比如热交换器、止回阀、手动阀，也不适用于其他在事故工况下不需要改变其状态位置或不需要 外部动力改变其状态位置或操作的设备。 3.1.9 现场巡访、walkdown 对核电厂系统和部件所在现场区域的检查及对电厂人员的访谈，以确保规程、图纸、设备位置和运 行状态的正确性，并确定在事故工况下环境对设备的影响或系统对设备的影响。 3.2缩略语 下列缩略语适用于本文件。 CDF：堆芯损坏频率 FDS：水淹损伤状态 HELB：高能管道破裂 HEP：人员失误概率 HFE：人员失误事件 HRA：人员可靠性分析 IFPSA：内部水淹概率安全评价/分析 2 NB/T 20425—2017 PSA：概率安全评价/分析 SSC：构筑物、系统和部件 4内部水淹概率安全评价开发方法 4.1方法概述 4.1.1总则 本节对IFPSA的分析方法进行介绍，说明了IFPSA的过程、详细的分析步骤和步骤间的关系。 IFPSA包括11项任务，分为定性评价、定量评价和报告编制三个阶段。定性评价阶段包括识别水 淹区域，识别水淹源、水淹机理和重要SSC，现场巡访和水淹区域定性筛选4部分内容，如图1所示。定 量评价阶段包括水淹情景分析、水淹事件频率计算、水淹后果分析、水淹人员可靠性分析、建立水淹情 景的PSA模型、水淹情景定量化等6部分内容，其任务关系如图2所示。 任务1 识别水湾区域 对保留的区域进 行定量化评价 至图2 任务2 是 识别水源、水 淹机理和重要 SSC 区域 否 水淹是否对安全 可筛除该水淹区 是 重要SSC有潜在 域 的影响？ 任务3 现场巡访 水淹是否会引起 始发事件或影响 每个区域的水淹 受影响设备 电厂安全停堆？ 源， 和漫延路径 是 任务4 否 区域内是否 水湾区域定性筛 选 有水淹源？ 图1 定性评价阶段的主要步骤和任务 NB/T 20425—2017 上接图1 任务6 每个水淹情景PSA 水滤事件频率记 建模所需的信息 算 开始定量化评价 工作 任务9 任务7 建立水淹情景的 水后果分析 PSA模型 任务10 住务8 任务5 水淹情景的定量 水滤人员可靠性 水情景分析 分析 化 任务11 内部水淹PSA的 报告编制 完成内部水淹PSA 图2定量评价阶段和文件编制阶段的主要步骤和任务 图1、图2给出了IFPSA的主要任务和每个阶段的一些重要输出和需完成的工作。需要注意的是 IFPSA是一个不断重复迭代的过程，每项任务不一定严格按照图中的顺序进行。 4.1.2定性评价阶段 在任务1、2中，利用现有的电厂资料来识别水淹区域，以及各水淹区域内的水淹源和重要SSC。在 进行水淹区域定性筛选之前，需要通过现场巡访确认空间信息。 需要注意的是，虽然在图1中列出了现场巡访作为定性评价的一部分，但该任务也用于支持定量评 价阶段中某些特定的方面（如确定导致设备失效的最低水淹高度）。现场巡访的主要目的是核实在划 分水淹区域、识别水淹源、形成描述水情景的关键输入信息中所做的相关假设。对于尚处于设计或 在建阶段的核电厂，可通过参考类似电厂、核实设计信息等途径达到确认相关信息和假设的目的。 基于前三项任务收集的信息，根据制定的筛选准则筛除无水淹风险或水淹风险很小的水淹区域。该 准则考虑水淹发生和漫延的可能性、引起始发事件或需要电厂紧急停堆的可能性、导致应对始发事件或 紧急停堆以防止堆芯损坏所需SSC的失效。 4.1.3定量评价阶段 4