标准规范下载简介：
内容预览由机器从pdf转换为word，准确率92%以上，供参考
国核安发〔2021〕114号 核动力厂一级概率安全分析 2021年.pdf2.6 PSA 的应用
2.6.1PSA方法在加深对核安全问题的认识、识别核动力厂 设计的薄弱环节以改进核动力厂的安全水平、平衡核动力厂的设 计以优化核安全资源的利用、确认核动力厂不存在陡边效应以及 定量评估核动力厂的安全水平等方面都可以起到非常重要的作
关于堆芯损坏的概念应规定具体的准则。不同的反应堆设计，其准则可能有所不同。
核动力厂一级概率安全分析
JB/T 11207-2011 内燃机 铸入式铸铁气缸套 技术条件核动力厂一级概率安全分析
策是一个代的过程，应综合考虑PSA分析与确定论分析的结 论，以确保满足监管要求、准则和平衡设计
2.7PSA质量保证要求
2.7.1PSA质量保证应涵盖保证PSA达到要求的质量所需的 相关工作，以及验证PSA达到要求的质量所需的相关工作。PSA 达到要求的质量意味着分析的最终结果是正确的、可用的，并且 可以满足PSA实施目的和范围的要求。应对所有影响PSA质量 的工作设置一套科学规范的工作方法，包括在适当情况下核查每 项任务是否圆满完成，并针对未完成的任务采取必要的纠正措施 2.7.2PSA的质量保证应作为PSA项目管理的一个组成部分 质量保证应涵盖对PSA各项相关活动的控制，包括组织、技术 工作及文档等方面。针对PSA技术工作，质量保证旨在确保目 标、范围、方法和假设之间的一致性以及方法应用和计算的准确 性。质量保证还应包括对PSA文档的管理
2.8PSA文档的一般规定
2.8.1PSA文档的首要目标是满足使用方的需求，并与PSA 的特定应用相适应。PSA可能的使用方包括： （1）核动力厂营运单位（管理人员及运行人员）； （2）设计单位和供货商； （3）核安全监管机构及为其提供技术支持的人员或机构； （4）其他政府机构; （5）公众。 2.8.2PSA文档包括PSA的工作文件、计算模型的输入和输 出、阶段性成果报告和最终报告等。PSA文档应内容完整，结构
核动力厂一级概率安全分析
核动力厂一级概率安全分析
工程计算的记录、详细模型等。附件的结构应尽可能直接对应主 报告的相关章节。 2.8.7本节对PSA文档给出了一般性的建议，本导则其他章 节还将针对具体的分析对象给出具体的建议
核动力厂一级概率安全分析
（14）核动力厂布置图； （15）管道位置和布线图： （16）电缆位置和敷设图； （17）核动力厂巡访报告（如果有）； （18）监管要求； （19）核动力厂其他相关文件。 3.1.2PSA团队应尽可能全面地收集包含分析所需信息的核 动力厂文件。根据PSA分析的范围，可能还需要更为具体的信 息，例如，外部危险PSA还需要核动力厂的布置图、厂址及周 围的地形资料。必要时，还需要对PSA团队外的运行人员进行 访谈，以澄清和获取更多可用信息
3.2现场巡访收集信息
熟悉核动力厂是开展内外部危险PSA分析的关键组成要素。 应对核动力厂进行全面的巡访，以核实危险源及危险条件下核动 力厂易损物项等的相关信息。应针对不同内外部危险的核动力 巡访制定专门的实施程序
核动力厂一级概率安全分析
（4）系统分析； （5）相关性分析; （6）人员可靠性分析； （7）数据分析; （8）模型整合与定量化; （9）重要度、敏感性和不确定性分析。 分析的总体框架如图1所示
核动力厂一级概率安全分析
核动力厂一级概率安全分析
核动力厂一级概率安全分析
核动力厂一级概率安全分析
核动力厂一级概率安全分析
核动力厂一级概率安全分析
核动力厂一级概率安全分析
核动力厂一级概率安全分析
根据堆芯损环程度，可规定堆芯损环的若十状态。确定堆芯损环程度的另一个因素是时间 例如晚期的堆芯损坏。
核动力厂一级概率安全分析
核动力厂一级概率安全分析
核动力厂一级概率安全分析
核动力厂一级概率安全分析
核动力厂一级概率安全分析
核动力厂一级概率安全分析
核动力厂一级概率安全分析
3在模化维修不可用时，通常假设核动力厂在技术规格书规定的运行限制条件下运行。 26
核动力厂一级概率安全分析
4.5.4.2应为故障树模化的每个系统提供简化流程图，图
核动力厂一级概率安全分析
4.5.5.1新型核动力厂的设计趋势是利用非能动系统来实现 相关的安全功能（例如，余热载出、应急堆芯冷却）。 4.5.5.2非能动系统运行边界条件的建立应基于热工水力分 析、实验和测试的结果，这些边界条件包括系统的温度、压力、 装量等。若边界条件满足，则认为非能动系统可运行；反之，则 认为无法执行其设计功能。 4.5.5.3应对非能动系统的故障进行建模分析，并评估其故 障概率。非能动系统的建模可以使用标准的故障树建模方法来模 七设备故障（止回阀或释放阀开启失败、管道堵塞等）、系统启 动准备中的人员失误以及启动失败（若需要外部启动）等，在建 模分析中应考虑上述分析中可能存在的不确定性。此外还应结合 当前业内探索使用的方法对无法达到系统运行边界条件的可能 生（例如，物理过程失效）进行适当地讨论， 4.5.6基于计算机的系统 4.5.6.1基于计算机的系统已户泛应用于新建核动力厂的控 制和保护系统中，一些已运行的核动力厂也正在或即将进行相应 的技术改造。基于计算机的系统，其功能的执行既依赖于系统硬 件，也依赖于其内置的软件。硬件的可靠性在现阶段可以用常规 的可靠性分析技术来评估，软件的可靠性在一定程度上可以通过 软件的V&V程序加以分析。 4.5.6.2基于计算机系统的故障概率可能主要取决于软件的 故障，然而自前无法给出一个行业公认的用于评价软件故障的概 率模型4，所以，首先需要保证软件编程的质量，即软件编程过
核动力厂一级概率安全分析
程中是否遵循了恰当的流程以降低编程中出现错误的可能性，是 否进行了恰当的检查以发现软件中的错误（静态测试），是否对 已完成的软件进行了恰当的测试（动态测试）；其次，还应结合 当前业内探索使用的方法对测试后的软件发生随机失效的可能 生进行适当地讨论。 4.5.6.3当控制和保护系统或执行相同安全功能的两个不同 的系统都是基于计算机的系统时，应考虑这两个系统的硬件和软 牛是否存在相关性，如果有，则应在一级PSA模型中予以考虑
件错误而未得到正确输出的概率，以及软件错误所导致的后果。
核动力厂一级概率安全分析
核动力厂一级概率安全分析
核动力厂一级概率安全分析
核动力厂一级概率安全分析
GB/T 36060-2018 精装书籍用水基胶黏剂粘接过程控制要求及检验方法核动力厂一级概率安全分析
核动力厂一级概率安全分析
核动力厂一级概率安全分析
核动力厂一级概率安全分析
长。 4.8.8.4一级PSA文档中数据分析部分应给出一级PSA定量 化所采用的所有设备可靠性参数。应涵盖设备边界、故障模式、 可靠性参数及其不确定性、数据来源等，并论证所用数据的合理 性。 4.8.9设备退出运行的频率和持续时间 4.8.9.1一级PSA的定量化应包含设备和系统因试验、维护 或维修所导致的不可用度。设备退出运行的频率和持续时间所采 用的数值应真实地反映核动力厂运行的实际情况或计划的情况。 4.8.9.2如果有可能，应基于核动力厂维修记录和设备不可 用记录等特定数据，确定设备退出运行的频率和持续时间，也可 以结合类似核动力厂的相关数据；若无法做到，则可以参考类 核动力厂的维修经验或参照技术规格书中规定的充许后撤时间， 4.8.9.3一级PSA报告中数据分析部分应给出设备或列的不 可用度数据，并应对所采用的数值进行论证
4.9模型整合与定量化
核动力厂一级概率安全分析
Q/LYJ 0001 S-2014 隆阳区川王酱菜厂 豆瓣酱核动力厂一级概率安全分析
4.10重要度、敏感性和不确定性分析