HAD 10204核动力厂内部危险火灾和爆炸除外的防护设计.docx
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HAD10204核动力厂内部危险火灾和爆炸除外的防护设核动力厂内部危险火灾和爆炸除外的防护设计计厂内部危险（火灾和爆炸除外）的防护设计11引言1.1目的目的本导则是对核动力厂设计安全规定（HAF102，以下简称规定）有关条款的说明和细化，其目的是为评价核动力厂内部危险1的可能后果，以及分析方法和程序提供指导。
本导则可供核安全监督管理部门、核动力厂设计人员和许可证持有者使用。
1.2范围范围1.2.1本导则适用于陆上固定式热中子反应堆核动力厂。
本导则给出的例子一般源自轻水反应堆核动力厂，但给出的建议通常也适用于其他类型的热中子反应堆核动力厂。
1.2.2本导则讨论了规定中所描述的核动力厂不同运行状态下可能发生的假设始发事件2，并补充了相关章节的内容。
本导则使用概率论和确定论方法对以下内容进行评价：
（1）假设始发事件，使用确定论方法进行假设，以及使用概率论方法估算其发生频率；
（2）构筑物、系统和部件3受影响的可能性或频率；1内部危险是在场址边界内，核动力厂运行区域发生的危险。
本导则中所研究的内部危险是将火灾和爆炸排除在外的。
2假设始发事件是设计阶段确定的能导致预计运行事件或事故工况的事件。
假设始发事件的主因可能是可信的设备故障、人员差错（设施范围内部和外部皆可）和人为或自然事件。
3构筑物、系统和部件是涵盖整个设施的用于保护核安全的所有物项或活动（除人员差错之外）的总称。
构筑物是非能动物项，包括建筑物、容器、屏蔽等。
系统包括以某种方式组合在一起来执行特定（能动的）功能的几个部件之和。
（3）造成损坏后果的可能性或频率；（4）后果的全面评价，并对其可接受性做出判断。
1.2.3本导则为假设始发事件的后果（包括二次和级联效应）分析，以及相应的功能分析提供指导。
本导则也讨论了防护内部危险和降低1.2.2节中相关频率的措施。
1.2.4本导则将评价下列内部危险：
飞射物、构筑物倒塌和物体跌落、管道损坏及其后果、管道甩动、喷射效应和水淹。
对于每一个危险，本导则将描述假设始发事件并讨论预防和防护的具体措施。
其他内部危险（如车辆对构筑物、系统和部件的撞击，有毒或窒息性气体的释放）在本导则中没有涉及。
1.2.5对于已有的核动力厂，某些设计建议在实际中可能难以实现。
若建议可行，涉及维修、监督和在役检查的建议应该得到满足；若不可行，则还应考虑故障后果的分析。
2总体考虑2.1假设始发事件假设始发事件2.1.1规定提出了核动力厂安全设计的要求和概念，其名词解释中定义了假设始发事件。
假设始发事件可能挑战任何层次的纵深防御，在设计过程中必须进行考虑。
所考虑的假设始发事件应包括内部危险。
2.1.2根据规定的要求，对于在概率论和确定论基础上选择的假设始发事件，核动力厂设计对其的敏感性应减至最小。
应提供合适的预防和缓解措施来应对假设始发事件的影响。
本导则将详述这些内容。
2.2可接受性考虑可接受性考虑2.2.1根据纵深防御的总原则，核动力厂设计中应考虑：
（1）预防或限制假设始发事件的发生；
（2）保护构筑物、系统和部件（将核动力厂带到并维持安全停堆状态所必需的，或其失效会导致不可接受的放射性释放）免受所考虑的假设始发事件的所有可能影响；（3）构筑物、系统和部件的稳健性（如开展质量鉴定）；（4）其他措施，如可能的固有安全特性、安全重要系统的冗余设计、多样性系统和实体隔离。
2.2.2任一设备故障的安全评价中应包括假设始发事件及其影响，以下情况除外：
（1）假设始发事件发生的频率（表示为P1）低到可以接受的程度（见2.2.9、2.2.10节），以至于可以排除考虑其后果的必要；
（2）系统或部件受影响的频率（表示为P2）足够低（见2.2.9、2.2.10节）；（3）如果系统受影响，其导致不可接受后果4的频率（表示为P3）足够低（见2.2.9、2.2.10节）；（4）不可接受后果的总的频率（表示为P）足够低（见2.2.9、4不可接受的后果意味着规定的安全要求所定义的三个安全功能中一个或多个的丧失：
（1）控制反应性；
（2）排出堆芯热量；（3）包容放射性物质和控制运行排放及限制事故释放。
2.2.10节）。
P等于P1、P2和P3的乘积。
P的估算应考虑多重性和其他有益的设计特性，以及共因故障的可能性、某些部件所假设的不可用性和其他不利事件的发生。
2.2.3降低这些频率的方法示例如下：
（1）保守性设计可降低P1；
（2）布臵上采取某些措施，如在源和靶5之间设臵实体隔离，可降低P2；（3）对可能受影响的靶进行全面设计和鉴定，可降低P3；（4）应用恰当的运行规程可以把P降低到最小。
例如，把出现意外水淹的频率降低到最小（对P1的影响）或采取有效的行动避免水淹的漫延（对P2的影响）。
2.2.4确定论方法认为，上述方法排除了假设始发事件的发生和/或其对安全的不可接受的影响，即至少认为频率P1、P2或P3中的一个将降低到零。
概率论方法将优先使用核动力厂全面的特有可靠性数据，否则其将作为确定论方法的补充。
2.2.5按优先级顺序来排列，最佳的设计方法是实际消除假设始发事件（P1减小到可接受）；其次是将构筑物、系统和部件与源隔离（P2减小到可接受）；使后果可以接受也是一种选择（P3减小到可接受）。
应尽可能保证纵深防御第二层次的有效性，必要时还应保证第三层次的有效性来维持纵深防御。
某些情况下可能需要使用所有三个层次防御的组合。
5靶是源所涉及的安全相关构筑物、系统和部件。
2.2.6在核动力厂设计中，对于按照相同原则设计的、质量标准和运行条件类似的部件，可以通过分析某一部件的频率P1来分析这类部件相关的危险。
2.2.7在核动力厂设计中，为了把P1（如将存在跌落风险的物体安装在底层地板上就可以将其从假设始发事件中排除）和/或P2（如相对于反应堆厂房布局而为汽轮发电机选择合适的方位）降低到最小，在确定核动力厂布臵时应考虑对内部危险的防护。
这种最小化的程度主要取决于核动力厂布臵和设备的细节。
2.2.8在核动力厂设计或修改过程中，本导则所述的分析过程可以作为一种优化工具，为降低一个或多个Pi因子（P1、P2或P3）进行设计变更。
概率论方法中，可应用该分析过程为防护设计的可接受性提供依据。
2.2.9稀有事件的频率和后果依据臵信度（臵信度的变化范围很大）来确定，这主要依赖可有效控制的物项来实现。
这意味着，在某种情况下主要关注降低P1，在另一种情况下则主要关注降低P2或P3。
为了处理在量化P1、P2或P3上的不确定性，应恰当地结合分析和实验工作来确定最坏的情况和能够做出的保守估计。
2.2.10由于对特别严重后果量化的不确定性或者所估计的概率臵信度不足，对于相关风险的不确定性，应采取一些措施（如监督、监测、检查、屏蔽和实体隔离等方法）进行特别关注。
2.2.11基于风险的考虑，应明确识别出那些可能的危险并进行详细和全面的考虑，对其他危险则仅需粗略地评价。
有时给出某些最大后果事件的极限频率，低于此频率的风险则认为是可接受的6。
更多情况下，指标值是启发式的，概率限值是不明确的。
在此类情况下，可根据确定论方法计算（如应力分析、断裂力学或撞击损坏分析的计算）和工程判断，来分别对每一种情况进行决策。
2.3二次和级联效应的分析二次和级联效应的分析2.3.1假设始发事件直接导致的损坏称为一次效应。
假设始发事件通过某些损坏扩展的失效机理而间接导致的损坏称为二次效应。
二次效应导致的损坏可能超过一次效应。
当需要对假设的设备故障进行安全评价来证明满足核动力厂基本安全功能时，评价应包括所有的二次效应。
某些情况下，本导则讨论的假设始发事件可认为是另一个假设始发事件的二次效应（如管道甩动可能导致的二次飞射物等）。
2.3.2二次效应的特点是其可能引起的损坏程度差异很大，很多设计人员无法控制的因素会起作用，因此应优先考虑那些能采取终止级联效应的措施，即降低P1和/或P2而不是降低P3的措施。
应特别注意预防管道破裂，因为其可能导致几个潜在的假设始发事件发生（如水淹、管道甩动和喷射效应）。
2.3.3核动力厂设计应考虑由假设始发事件引起的二次和级联效应。
在建造完成后应通过系统、全面的方法进行验证，并6根据所涉及的方法和关注的设施，小到可接受的频率P被定义为小于每年107至106。
补充相关的设计措施，确保已考虑到所有的可能性。
一种方法是使用列出所有可能二次效应的核对清单，并解释说明这些二次效应不会导致不可接受的间接损坏，并通过巡检对这种方法进行补充。
2.3.4在全面分析中应评价下述重要的二次效应：
2.3.4.1二次飞射物飞射物或管道甩动可能产生二次飞射物（如混凝土块或部件的各部分），其可能导致不可接受的损坏。
一般来说，归纳这些二次飞射物的特征是很困难的；最稳妥的措施是防止其产生或将其限制在源处。
例如，管材的延性和断裂韧性足够高，则不大可能发生自发的多处管道破裂导致管道部件分离成为二次飞射物。
2.3.4.2物体跌落若管道甩动或飞射物损坏位于安全系统上方重物的支撑结构，其导致的物体跌落可能引起进一步损坏。
某些情况下应证明物体跌落不会导致不可接受的损坏。
如果不能证明，应修改支撑结构来承受飞射物冲击，或者应采取措施来防止这种冲击。
2.3.4.3高能管道7和部件的失效如果假设始发事件会导致含有大量贮能流体的管道或部件破裂，这种流体能量可能通过下面方式或机理释放来导致进一步损坏：
喷射、高压、压力波、温度或湿度上升、管道甩动、水淹、二次飞射物、化学反应和高活度放射性。
高能管道和部件的破裂7高能管道定义为在工作介质是水的情况下，内部运行压力大于或等于2.0兆帕且运行温度大于或等于100摄氏度的管道，而对于其他流体可能是其他限值。
也可能引起安全系统鉴定中考虑的冷却剂丧失事故或其他事故。
除非能根据所拥有的能量和可能破裂的位臵，或通过其他合适而具体的分析方法直接证明上述机理不会导致安全系统明显的损坏，否则就应采取措施来防止管道和部件破裂的假设始发事件，或尽可能把发生这一事件的可能性降至最低。
2.3.4.4水淹对于正常情况下充满液体的管道、水箱或水池，可能遭受高能飞射物撞击的位臵，应评价水淹造成损坏的可能性。
在评价管道破裂后果时，也应考虑冷却剂由于虹吸效应从设备和水箱中的泄漏。
水淹可通过如电气短路、火灾、流体静水压力效应、波动作用、热冲击、仪器故障、浮力和临界风险（与硼稀释相关）等效应来对安全重要物项产生间接损坏，其效应取决于所涉及的液体的装量和特性。
如果安全重要物项有被水淹的可能性，由于预防和缓解所有可能的水淹效应是非常困难的，大多数情况下，稳妥的措施是将P2降低到可以接受的水平。
2.3.4.5放射性物质释放8对包容或控制放射性物质释放所需物项的撞击可能造成放射性物质的释放。
水淹也可能导致放射性物质释放。
这些释放可能影响一些部件的功能。
2.3.4.6化学反应飞射物或管道甩动撞击可能释放危险的化学物质，而水淹、8避免任何超出规定限值的放射性物质释放是规定中所建立的总的安全目标，其已被安全分析所包络。
从这个意义来说，放射性物质释放不是二次效应。
气体扩散或喷射效应可能导致化学反应。
涉及的化学反应可能包括：
（1）能导致火灾或爆炸的易燃或爆炸性液体的释放；
（2）通常保持隔离的化学物质之间的放热反应；（3）对构筑物或部件的酸腐蚀；（4）能劣化重要材料或可产生大量气体并伴有压力效应的快速腐蚀性反应；（5）可以释放有毒物质的反应（源的释放或化学反应结果）；（6）窒息性气体的产生或释放。
由于水淹的化学反应产生的效应种类繁多且很难预计，稳妥的措施是使P2降低到可以接受的水平。
例如，应确保只在必须的情况下使用支持这类反应的化学物质，并限制到最小量。
2.3.4.7电气损坏飞射物、管道甩动和水淹可能损坏电气设备或导致其故障（如误动作）。
核动力厂电气设备和线路的数量多且范围广，飞射物的穿越实际上肯定会导致一些电路失效（如电缆的断裂、设备的破坏或者电气致燃火灾）。
在保护电气设备免受撞击引起间接损坏的设计中，应考虑适当使用如多重电路的实体隔离、故障安全电路、恰当地应用熔断器和断路器、足够的防火措施和屏障等技术。
应依据考虑的假设始发事件具体情况确定最合适的方案。
例如某个假设金属飞射物可能导致电缆间的意外连接，进而影响熔断器的可靠性，那么应使用其他更有效的电气保护方法。
应注意到，电路复杂的潜在失效模式意味着不可能彻底评价所造成的危险后果；除非被保护的物项不受危险影响，否则应假设最不利的失效模式。
2.3.4.8仪表和控制线路的损坏一些气动、液压设备以及需要监测或控制技术参数的仪表线路，可能因飞射物、管道甩动或喷射效应而损坏，并进而可能导致系统误动作或向操纵员提供不恰当的信息。
应参照电气损坏进行最不利的假设。
2.3.4.9火灾假设始发事件可能导致火灾，例如飞射物撞击可能产生一个点燃源（如在易燃物料附近的电弧）。
化学反应或电气短路也可能导致火灾。
应参照相关导则评价由于火灾或可能的后续影响所造成损坏的可能性。
2.3.4.10人员伤害假设始发事件可能直接或间接地导致核动力厂工作人员受到伤害。
通常在工作人员执行安全功能所停留的核动力厂区域内，假设始发事件造成影响的频率应降低到可以接受的水平。
假设始发事件也可能使工作人员无法进入某些区域，如果要求工作人员进入这些区域进行干预行动，那么应采取措施保证其安全，否则应排除该行动的必要性。
2.3.5一旦假设始发事件会导致预计运行事件，应证明核动力厂设计能防止其升级为设计基准事故。
同样的，一旦假设始发事件直接导致设计基准事故，应能证明核动力厂设计能防止其升级为设计扩展工况。
对于这些假设始发事件的分析，单一故障准则适用于相应的安全组合；相反，在对其他初始事件的分析中，不受事件影响的部件则应被认为是可用的。
2.3.6在核动力厂安全分析报告中考虑的假设始发事件仅代表了少数最具挑战性的假设始发事件。
实际上在内部危险方面应考虑的假设始发事件应更多，包括一整套对安全重要系统可能的损坏，以及失效后会影响安全系统的辅助系统。
2.3.7推荐以渐进方式开展分析。
筛选过程中，应确定作为假设始发事件来源的备选部件。
筛选过程应足够谨慎，如果对某部件有疑问，则不应被排除，而必须列在更详细分析的潜在危险名单上。
这种情况下概率安全分析方法可能有助于评价。
2.3.8筛选过程中应对需要安全系统运行的情况进行描述，包括假设始发事件本身（如失水事故），一次效应造成的损坏和二次效应（如果有）引起的任何后续损坏。
2.3.9使用筛选过程确定可运行的系统。
由于假设始发事件本身，或者由于超出本导则范围的原因所引发的安全系统某个部件不可用而导致某个系统不可用。
例如安全系统的某个部件发生故障（单一故障准则），或在试验或维修模式中，或操纵员差错。
分析时应考虑可能的共因故障。
2.3.10应确定安全系统剩余（未受损的）能力是否足够应对已发生的情况（如假设始发事件和其影响及级联效应）。
如果不能证明安全系统有足够的能力，那么应进行额外的保护或者增加安全系统的多重性，或使用两者的组合，以证明安全系统具有足够的能力。
2.3.11实际上，对内部危险的防护将涉及到大量的工程判断和实际准则的使用。
因此，应尽实际可能提供实验基础来支撑理论分析。
2.3.12在用来处理假设始发事件后果的专用装臵或设施的设计中，应采取预防措施，保证该专用装臵或设施对所考虑的假设始发事件是经过鉴定的，且其本身不会成为一个新的假设始发事件的来源。
2.4防护和安全的考虑防护和安全的考虑2.4.1预防假设始发事件的方法和手段2.4.1.1设计2.4.1.1.1应执行有严格的设计限值并对部件故障形成第一层防御的保守性设计来降低P1。
通常采取的措施包括详细地分析设备的静态、动态、热荷载及其组合，适当应用安全因子，全面控制材料特性，以及在制造中恰当的质量保证措施。
例如，应考虑使用安全装臵或系统来限制最大压力或旋转速度以降低P1。
在可能的范围内，部件设计应考虑老化效应。
2.4.1.1.2在设备故障后果会危害安全的情况下，上述的设计方法至少应结合检查、监督措施或其他降低P1的方法来使用。
2.4.1.2检查2.4.1.2.1反应堆一回路的管道和部件及其支撑件应定期进行无损检验，以探测其材料在运行中可能扩展的缺陷。
所使用的在役检查技术敏感度应能探测并定性那些远小于可能导致严重失效的缺陷。
应注意保证持续的检查，以确保不会因管壁的变薄（或其他原因）而增大P1。
2.4.1.2.2以在役检查有效为前提，应识别制造过程中的缺陷，并通过分析来预测其发展。
检查的频度应适当，以便为探测到缺陷生长和可能的失效之间提供足够的时间裕量。
可以通过其它调查来补充定期无损检验。
例如，部件移动原因的调查可能指示出有水锤现象或其他未预计到的荷载。
应彻底研究加速缺陷发展的相关因素（如疲劳、腐蚀或蠕变等）。
2.4.1.2.3如果发现可能危及某个给定构筑物、系统和部件的未预料到的缺陷或核动力厂设备故障，则应考虑该核动力厂以及其他同类核动力厂中类似物项缺陷或故障的可能性。
2.4.1.2.4在役检查结合其他降低故障频率的措施以及深入研究（如破前漏的验收准则）能够提供一个可以无需假设压力容器、管道以及转动设备整体失效的可接受基准，因此无需提供额外的设计措施来防护某些类型的内部危险（如飞射物和管道甩动）。
但应考虑泄漏的后果（如喷射影响、水淹、潮湿、温度上升、窒息效应和放射性释放）。
2.4.2监测系统2.4.2.1在要求降低P1的情况下，有的监测技术能指示出初始失效。
该项技术是基于以下经验：
大部分失效，特别是延性金属部件的失效是逐渐发展的，从而允许在危险情况产生前及时采取纠正行动。
在所有用来降低P1的方法中，有效监测对核动力厂设计或运行带来的干扰最小。
应认识到监测仅可给出警告而不是预防失效。
此外，监测系统可为维修计划提供有用的信息。
2.4.2.2核动力厂监测应包括管道和压力容器的泄漏探测系统、大型转动设备振动的监测和松脱部件监测，其他监测应针对低周期和高周期疲劳、位移、水化学、振动和热分层效应、老化效应、磨损探测和润滑材料化学等。
2.4.2.3在监测系统的设计中，应考虑运行经验反馈（包括老化效应）。
转动机械的振动监测系统、高压水系统中泄漏探测系统和松脱部件的监测系统已得到广泛和长期的应用。
在核动力厂和常规动力厂中，有许多关于振动监测器及时向操纵员警告设备的劣化而防止重大损失的记录。
在大多数核动力厂中，安装了测量湿度、温度、放射性活度水平、压力或地坑水位及其他参量的多重系统，来探测不同尺寸和不同位臵的泄漏。
在许多实例中，核动力厂安装的探测器或其例行检查发现的各类小泄漏，避免了重大的失效。
2.4.2.4减少设备失效的监测系统可靠程度在实践中各不相同。
根据纵深防御原则，监测系统的应用应认为是其他减少设备失效手段的补充，但本身不是减少设备失效的有效手段。
例如就防止一回路破裂而言，泄漏探测系统和声学监测系统是保守设计和制造、无损检验以及一些其他因素的附加措施。
对更高级别的安全设施或构筑物和部件的设计，基于上述所有方法，仍需假设管道的破裂。
应为监测系统制定适当的维修大纲。
2.4.2.5为了排除和降低大型管道破裂的频率及随之而来的飞射物、管道甩动和喷射影响的后果，应执行一个全面的规程来鉴定具体的管道系统9。
2.4.2.6适当的运行规程有助于降低假设始发事件产生的频率。
例如防止金属压力容器的过度热应力和监测容器材料辐射脆化；通过使用卸压阀和保护系统触发的安全设施来限制核动力厂瞬态；有一定风险的运行活动期间的各种禁止或限制；使用地震仪器给地震后持续运行的核动力厂工况的评估提供数据；一回路和二回路的水化学的控制来抑制腐蚀和腐蚀引发的破裂。
2.4.3保护构筑物、系统和部件免遭可能影响的方法和手段2.4.3.1布臵规定2.4.3.1.1作为一种降低P2的有效途径，应在核动力厂设计早期阶段对布臵作出规定。
这方面应考虑类似设施上的经验反馈。
布臵上的决策对预防飞射物和水淹危险是特别重要的，这些考虑将在本导则的相关章节中进行讨论。
2.4.3.2屏障和实体隔离9对管道系统进行鉴定的全面规程的例子有欧洲对破前漏概念应用的安全实践（EUR18549），美国核管会的破前漏应用（SRP3.6.3），德国（RSK指导方针）应用的破裂排除大纲或日本应用破前漏的指导方针（JEAG4613）。
2.4.3.2.1如果核动力厂的总体布臵不足以将P2降低到可接受水平，则可在假设始发事件来源处和预计受影响的部件之间设臵屏障。
屏障最好应位于靠近动态效应来源（飞射物、管道甩动和其他撞击物）的位臵。
这样，不仅可以保护所有潜在靶，还可以消除对飞射物散射的关注。
另外，对假设撞击物在其运动过程中可以持续获得能量（如喷射驱动飞射物和管道甩动）的情况下，越靠近源处的屏障设计要求越不苛刻。
然而，在一些特殊情况下，除一两个靶之外，现有的构筑物可能对于所有的靶都提供了足够的保护，那么最好是在这些靶处设臵专用屏障。
在假设水淹的情况下，应以适当地门、门槛、平台、阻挡墙的形式来设臵屏障。
但应适当的考虑试验和维修问题，例如在压力容器和管道外表面处的屏障应确保焊缝的可达性。
2.4.3.2.2基于多重部件间应相互独立且其分隔应有助于消除外部共模因素导致的多重故障，在安全设备（包括电源、仪表电缆和任何相关系统）的多重物项之间应设臵实体隔离。
在对每种情况依次评价的基础上，应确定假设始发事件是否会损伤多重安全系统。
由于假设始发事件可能损坏一个部件而其二次效应可能损坏与其匹配的多重部件，应特别注意可能存在二次效应的情况。
2.4.4避免不可接受后果的方法和手段2.4.4.1只要可能，构筑物、系统和部件的设计都应是耐失效设计。
也就是说，即使这些物项失效，也将把核动力厂带到趋于安全的工况。
对于内部危险防护，如设计有效则可有助于减轻假设内部危险的后果，其在其他领域还有更广泛的应用。
2.4.4.2假设始发事件可以导致随后的流体释放，这将导致核动力厂局部湿度、温度、压力和放射性活度水平的增加从而改变局部环境。
应使用在该环境中可以执行安全功能且经合格鉴定的设备。
如果部件未在这种环境下鉴定合格，则应认为是不可用或应通过密封、屏蔽和其他恰当方法进行保护。
此外，外罩会使维修活动复杂化且需要在每次维修活动完成后恢复封闭。
2.4.4.3通过不加压保护套管缓解高压流体加压管道破裂可能的后果已在多种条件下成功应用。
但该方案可能给内部管道检查增加困难。
3内部危险的评价3.1飞射物飞射物在核动力厂设计和评价中，应考虑由假设始发事件引起的内部飞射物（如压力容器和管道的失效、阀的故障、控制棒的弹出和高速转动设备的失效）。
也应评价二次飞射物的可能性。
应首先采用防止出现内部飞射物的可行性方法；否则应使用下文所述的方法为构筑物、系统和部件提供内部飞射物防护。
通常用确定论和概率论方法的组合来进行核动力厂飞射物危险的分析和防护飞射物设计的分析。
某些飞射物是用确定论进行假设，而作用在构筑物、系统和部件上的撞击或损坏效应则可用确定论或概率论方法进行评价。
在一些例子中，飞射物危险评价的所有方面（包括起源、撞击和损坏）均由概率论方法处理。
3.1.1防止飞射物的产生3.1.1.1压力容器的失效3.1.1.1.1对核动力厂安全重要的压力容器，应依据广泛应用和成熟的实践进行设计和建造以保证其安全运行。
应开展设计分析来证明在所有设计工况下其应力水平是可以接受的。
应根据已批准的程序监督设计、建造、安装和试验的所有阶段以验证所有的工作符合设计规范，并且压力容器的最终质量是可以接受的。
在调试和运行中应使用监督大纲以及可靠的超压保护系统来确定压力容器可维持在设计限值内。
这种压力容器（如反应堆压力容器）破裂通常认为是几乎不可能的，无需作为假设始发事件进行考虑。
3.1.1.1.2核动力厂中其他容器可能无需这么严格的设计、质保和监督。
但是应评价这些内部容纳高内能流体容器的失效，因为如果其断裂，则将成为飞射物来源。
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