ICS 27.120.20 F 65 备案号：35975—2012 NB 中华人民共和国能源行业标准 NB/T 20037.3—2012 应用于核电厂的概率安全评价 第3部分：水淹 Probabilistic safety assessment for nuclear power plant applications - Part 3: Flooding 2012-01-06发布 2012-04-06实施 发布 国家能源局 NB/T20037.3—2012 目 次 前言 II 1 范围 规范性引用文件 2 术语和定义 3 3. 1 3. 2 3.3 3. 4. 3.5 3.6. 3.7 3.8 3.9. 3.10 4PSA的应用过程. 5内部水PSA技术要求 2 5.1总则， 2 5.2内部水淹电厂分区（IFPP） 5.3内部水淹源的确定（IFSO） 5.4内部水淹情景的建立（IFSN） 5.5内部水淹导致的始发事件分析（IFEV） 5.6内部水淹事件序列和定量化（IFQU） 10 6外部水淹PSA技术要求 11 6.1 总则 12 6.2外部水淹危险性分析（XFHA） 12 6.3外部水淹易损度评估（XFFR） 15 6.4外部水淹电厂响应模型和量化（XFPR） 16 PSA状态控制 7 19 同行评审 19 参考文献 21 NB/T20037.3—2012 前言 NB/T20037《应用于核电厂的概率安全评价》分为以下五个部分： 第1部分：功率运行内部事件一级PSA； -第2部分：低功率和停堆工况内部事件一级PSA； 一第3部分：水淹； 第4部分：火灾； 一第5部分：地震。 本部分为NB/T20037的第3部分。 本部分按照GB/T1.1一2009给出的规则起草。 本部分主要参考ASME/ANSRA-S-2008，ASME/ANSRA-Sa-2009。 本部分由核工业标准化研究所归口。 本部分起草单位：中科华核电技术研究院、上海核工程研究设计院。 本部分主要起草人：杨志超、刘海滨、张宁、郭建兵、颜珍、肖军、徐晓燕、陈捷飞。 II NB/T 20037.3--2012 应用于核电厂的概率安全评价 第3部分：水淹 1范围 本部分规定了功率运行水淹概率安全评价（PSA）的要求，保证针对不同设计方案的核电机组的 PSA的模型开发标准化，使其质量满足要求。 本部分适用于压水堆核电厂功率运行水淹（包括内部水淹和外部水淹）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，仅所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应用于核电厂的概率安全评价第1部分：功率运行内部事件一级PSA 3术语和定义 NB/T20037.1的界定的以及下列术语和定义适用于本文件。 3. 1 外部水淹externalflood 由外部水淹源，比如降雨、溃坝、海啸、波浪、风暴潮等造成的事件或灾害。 3. 2 水淹区域floodarea 与其它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. 3 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. 4 水淹概率安全分析电厂响应模型floodPSAplantresponsemodel 代表水淹引发核电厂事故时，最终可能导致不期望后果（有特定终态，例如堆芯损坏）的设备、系 统、功能以及人员响应成功或失败的组合。 3. 5 - NB/T20037.3—2012 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. 6 易损度fragility 脆弱性 在给定的灾害条件下的构筑物、系统或部件发生失效的条件概率。 3. 7 内部水淹internalflood 由厂内水淹源，如管道、水箱、热交换器等引起的水淹。 3.8 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. 9 淹浸submergence 指SSC所在区域的水位超过SSC底部，SSC被水淹浸的一种水淹效应。 注：在水淹PSA中一般假定部件淹浸将导致设备（一般指电气设备）失效。当SSC底部（例如底座之上）被淹浸时， 通常认为SSC可能失效，除非有详细的评估证明，部件部分淹浸时仍然可用。但这一假设一般不适用于非能动 部件，比如热交换器、止回阀、手动阀，也不适用于其他在事故情况下不需要改变其状态位置或不需要外部动 力改变状态位置或操作的部件。 3.10 现场巡访 walkdown 对核电厂系统和部件所在现场区域的检查，以确保规程和图纸、设备位置、运行状态的正确性，并 确定在事故条件下环境对设备的影响或系统对设备的影响。 4PSA的应用过程 核电厂水淹一级概率安全评价的应用按照NB/T20037.1中的过程与方法。 5内部水PSA技术要求 5.1总则 本章的目的是为功率运行内部水PSA模型的开发提供技术要求，并使得其内部水PSA模型能够用 于支持核电厂风险指引型决策。按照PSA要素，确定其主要目标，并明确各要素的高层次要求及相应的 支持性要求。本章针对核电厂功率运行内部水淹PSA的以下要素给出了明确的技术要求： NB/T20037.3—2012 a) 内部水淹电厂分区（IFPP）； b) 内部水淹源的确定（IFSO）： c) 内部水淹情景的建立（IFSN）； (P 内部水淹导致的始发事件（IFEV）； 内部水淹事件序列和定量化（IFQU） 图1给出了内部水淹PSA开发的过程及其中各要素之间的关系。需要说明的是内部水淹PSA开发是一 个选代过程，图1所表明的只是一般性的前后过程，并不表示这些要求之间的绝对先后关系及先决条件， 也不表示所有内部水淹PSA完全按以下过程进行 内部水淹电厂分区（IFPP） 内部水淹源的确定（IFSO) 内部水情景的建立（IFSN） 内部水淹导致的始发事件（IFEV） 内部水淹事件序列和定量化（IFQU） 归档，同行评审，维护 图1 内部水淹PSA过程 5.2内部水淹电厂分区（IFPP） 5.2.1目标 本要素的目标是根据特定电厂的实体布置和分隔识别那些发生内部水淹可能导致堆芯损坏的电厂 区域。 5.2.2要求 要求见表1～表3。 内部水淹电厂分区分析要素的高层次要求 编码 要求 HLR-IFPP-A 应确定电厂内的一组合理完整的水淹区域。 HLR-IFPP-B 对内部水淹电厂分区分析应按与适用的支持性要求相一致的方式编制文件。 3 NB/T 20037.3—2012 表2 高层次要求HLR-IFPP-A的支持性要求 高层次要求编码 要求 HLR-IFPP-A 应确定电厂内的一组合理完整的水淹区域。 支持性要求编码 要求 SR-IFPP-A1 通过把电厂划分成若干实体隔离区来定义水淹区域。 一个水区域在水淹影响和水淹漫延 方面一般认为是独立于其他区域的。 SR-IFPP-A2 在设计了限制水淹设施的单独的房间或组合的房间层面上定义水淹区域。 SR-IFPP-A3 对于有公用系统或构筑物的多机组厂址，如果可行的话，将包括多机组区域。 应用电厂实际情况的信息支持水淹区域的确定。 SR-IFPP-A4 SR-IFPP-A5 进行电厂现场巡访，以核实从电厂信息资源中获得的信息的正确性，并获得或核实"； a) 确定水淹区域所需的空间信息： b) 确认水淹区域过程中所考虑的电厂设计特征。 现场巡访可以与支持性要求SR-IFSO-A6、SR-IFSN-A17和SR-IFQU-A11相结合进行。 表3 高层次要求HLR-IFPP-B的支持性要求 高层次要求编码 要求 HLR-IFPP-B 对内部水淹电厂分区应按与适用的支持性要求相一致的方式编制文件。 支持性要求编码 要求 SR-IFPP-B1 对内部水淹电厂分区应按便于PSA应用、升级和同行评审的方式编制文件。 SR-IFPP-B2 将水淹区域的确定流程编制文件。例如，这样的文件通常包括： a）需要分析的水淹区域以及区域不再进一步分析的理由； b）用于支持电厂分区的所有巡访信息。 SR-IFPP-B3 将与内部水淹电厂分区相关的假设和模型不确定性来源信息编制文件。 5. 3 内部水淹源的确定（IFSO） 5.3.1 目标 本要素的目标是确定可能导致堆芯损坏的内部水淹源。 5.3.2 要求 要求见表4～表6。 内部水淹源的确定分析要素的高层次要求 表4 编码 要求 HLR-IFSO-A 应确定水淹区域内可能的水淹源及其相关的内部水淹机理，并描述其特征。 HLR-IFSO-B 对内部水淹源的确定应按与适用的支持性要求相一致的方式编制文件。 4