ICS 27.120.20 F 69 中 华 人 民 共 和 国 能 源 行 业 标 准 NB/T 20037.13—2024 应用于核电厂的一级概率安全评价 第 13 部分： PSA应用的过程和质量要求 Level 1 probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plant Applications —Part 13： Process and quality requirements of PSA applications 2024 - 05 - 24发布 2024 - 11 - 24实施 国家能源局 发 布 NB/T 20037.13 —2024 I 目 次 前 言 ............................................................................ II 1 范围 .............................................................................. 1 2 规范性引用文件 .................................................................... 1 3 术语和定义 ........................................................................ 1 3.1 术语和定义 .................................................................... 1 3.2 符号和缩略语 .................................................................. 1 4 PSA 应用分类 ....................................................................... 2 4.1 概述 .......................................................................... 2 4.2 支持核电厂设计的PSA 应用 ...................................................... 2 4.3 支持安全基准文件变更的 PSA 应用 ................................................ 2 4.4 支持核电厂风险指引型安全管理的 PSA 应用 ........................................ 2 5 PSA 应用的过程 ..................................................................... 3 5.1 目的 .......................................................................... 3 5.2 应用案例的识别和技术要求的确定（A 阶段） ....................................... 3 5.3 对 PSA 的必要范围、风险量和模型的评价（B阶段） ................................. 5 5.4 应用过程的 SR范围与详细程度的确定（C 阶段） .................................... 5 5.5 PSA模型与标准的比较（D阶段） ................................................. 6 5.6 获得风险结论（E阶段） ......................................................... 7 6 PSA应用的质量要求 ............................................................... 10 6.2 支持核电厂设计的风险指引型应用 ............................................... 10 6.3 支持安全基准文件变更的 PSA 应用 ............................................... 10 6.4 支持核电厂风险指引型安全管理的 PSA 应用 ....................................... 11 附录 A （资料性）应用对PSA 技术要素影响的识别 ........................................ 13 参 考 文 献 ...................................................................... 15 NB/T 20037.13 —2024 II 前 言 本文件按照GB/T 1.1—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。 本文件主要参考 ASME/ANS RA-Sb-2013 、NB/T 20037.1 和NNSA-0147 ，并结合国内外核电厂概率 安全评价的同行评估和应用实践经验完成编制工作。 本文件是NB/T 20037《应用于核电厂的一级概率安全评价》的第13部分，NB/T 20037分为以下13 个部分： ——第 1 部分：总体要求； ——第 2 部分：低功率和停堆工况内部事件； ——第 3 部分：功率运行内部水淹； ——第 4 部分：功率运行内部火灾； ——第 5 部分：功率运行地震； ——第 6 部分：功率运行其他外部事件的筛选和保守分析； ——第 7 部分：功率运行强风； ——第 8 部分：功率运行外部水淹； ——第 9 部分：功率运行其他外部灾害； ——第 10部分：功率运行抗震裕度评价； ——第 11部分：功率运行内部事件； ——第 12部分：低功率和停堆工况外部事件； ——第 13部分：PSA 应用的过程和质量要求。 请注意本文件的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别专利的责任。 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、生态环境部核与辐射安全中心、中国核电工程有限公 司、上海核工程研究设计院有限公司、 中广核工程有限公司、华龙国际核电技术有限公司 。 本文件主要起草人：杨志超、郭建兵、黄志超、邓伟、仇永萍、黄飞、卢放、裴亮、倪曼、杨健、 许以全、张冰、陈石。 1 应用于核电厂的一级概率安全评价 第13部分：PSA应用的过程和 质量要求 1 范围 本文件规定了核电厂概率安全评价（ PSA）应用的过程和相关的 PSA质量要求，保证针对不同设计 方案的核电机组的PSA应用标准化，使其PSA质量满足要求。 本文件适用于压水堆核电厂 PSA应用，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。 NB/T 20037.1 应用于核电厂的一级概率安全评价 第1部分：总体要求 3 术语和定义 A. 术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.A.1 基准风险 baseline risk 考虑了设备因试验、维修等原因导致的不可用度，计算得到的年平均风险数值。核电厂常用的基准 风险指标是堆芯损伤频率（ CDF）和早期大量放射性释放频率（ LERF），单位为： 1/堆年。 3.A.2 配置configuration 核电厂各安全系统、设备及其必要的支持系统所处的状态。 3.A.3 瞬时风险 instantaneous risk 在特定的核电厂配置情况下计算得到的风险水平数值，伴随核电厂配置随时间的变化，实时风险也 是变化的。核电厂常用的瞬时风险指标是 CDF和LERF。 B. 符号和缩略语 下列缩略语适用于本文件。 CDF（Core Damage Frequency ）：堆芯损伤频率 2 （ ）：配CRM Configuration Risk Management 置风险管理 ICDP（Incremental Conditional Core Damage Probability ）：堆芯损伤概率增量 ILERP（Incremental Conditional Large Early Release Probability ）：早期大量放射性释放概率增量 LERF（Large Early Release Frequency ）：早期大量放射性释放频率 （ ）：缓解系统性能指标MSPI Mitigating Systems Performance Index （MR