国内PSA相关标准开发情况介绍.ppt

1、国内PSA相关标准开发情况介绍 苏州热工研究院苏州热工研究院郭建兵郭建兵2012年年11月月1日日 上海上海目录F国外国外PSA技术标准开发情况技术标准开发情况F我国我国PSA技术标准开发情况技术标准开发情况F存在的问题与思考存在的问题与思考国外PSA技术标准开发情况F标准分类（标准分类（GB/T 1.1-2009）P规范是规定产品、过程或服务需要满足的要求的文件P规程为设备、构件或产品的设计、制造、安装、维护或使用推荐的惯例或程序的文件P指南是给出某主题的一般性、原则性、方向性的信息、指导或建议的文件F广义上的广义上的PSA技术标准涵盖技术要求、实施技术标准涵盖技术要求、实施程序等，此处专指

2、规范性标准程序等，此处专指规范性标准国外PSA技术标准开发情况F美国美国P工业界ASMEANSASME RA-S2002ASME RA-Sa-2003ASME RA-Sb-2005ANSI/ANS-58.21-2007ANSI/ANS-58.23-2007ANSI/ANS-2.29-2008ANSI/ANS-58.22-200 x内部事件一级内部事件一级内部水淹内部水淹CDF和和LERF都只针对功率运行都只针对功率运行工况工况内部火灾内部火灾外部事件外部事件地震地震停堆工况停堆工况内外部事件内外部事件CDF和和LERFASME/ANS RA-S2008ASME/ANS RA-Sa2009国外P

3、SA技术标准开发情况F美国美国P特点：以应用为导向分为三个能力等级范围和详细程度 电厂特征 真实性 按技术要素，分别给出高层次要求和支持性要求大多数情况下只给出应达到的要求，不给出如何达到要求的方法国外PSA技术标准开发情况FIAEAPIAEA-TECDOC-1151范围：内部事件功率运行一级不包括内部灾害和LERF增加了“相关性分析”这一技术要素基本按照ASME/ANS技术标准的能力等级II编写一般性特征（General Attributes）针对一些特定的应用的特殊特征（Special Attributes）国外PSA技术标准开发情况F其他国家其他国家P日本建立了PSA技术标准小组（27人

4、）包括一、二、三级，内部事件和外部事件，功率运行和停堆还包括核燃料循环设施PSA2005年完成内部事件一、二、三级和地震PSA标准P欧洲主要是指南类的标准规范类的标准一般采用美国ASME/ANS标准我国PSA技术标准开发情况F编制总体思路编制总体思路P参考国际上已有的技术标准P结合国内的PSA开发经验和技术水平F现有的标准体系现有的标准体系P功率运行内部事件一级PSA标准（已发布）P低功率和停堆内部事件一级PSA标准（已发布）P水淹PSA标准（已发布）P内部火灾PSA标准（已通过审查会审查）P地震PSA标准（已通过审查会审查）我国PSA技术标准开发情况F功率运行内部事件一级功率运行内部事件一级

5、PSA标准标准P任务来自于国防科工委2008年标准化制修订计划 P由中科华核电技术研究院、上海核工程研究设计院和核工业标准化研究所共同完成P编制历程2009年4月完成征求意见稿2009年7月组织专家研讨会2010年4月完成送审稿2010年8月通过审查会审查2011年7月正式发布我国PSA技术标准开发情况F功率运行内部事件一级功率运行内部事件一级PSA标准（续标准（续1）P主要参考ASME应用于核电厂的概率风险评价标准 以RA-Sb-2005作为参考的基准版本 P结合IAEA-TECDOC-1511的要求以及NRC的导则RG1.200中对ASME标准的修改与补充 P结合我国在开发核电厂PSA模型

6、中的经验，以及当前国内外PSA各技术要素的技术水平 P大部分对应ASME RA-Sb-2005标准中的能力等级 P参考IAEA-TECDOC-1511的要求，增加了相关性分析（DF）和定量化（QU）中模型整合的内容 P不包括“内部水淹”和“LERF”这两个技术要素的相关要求 我国PSA技术标准开发情况F功率运行内部事件一级功率运行内部事件一级PSA标准（续标准（续2）P技术要素始发事件分析（IE）事件序列分析（ES）成功准则分析（SC）系统分析（SA）人员可靠性分析（HR）数据分析（DA）相关性分析（DF）模型整合与定量化（MQ）我国PSA技术标准开发情况F低功率和停堆内部事件一级低功率和停堆

7、内部事件一级PSA标准标准P由由中科华核电技术研究院、上海核工程研究设计院组织编制 P编制历程2011年4月份形成标准初稿 2011年6月分别召开专家研讨会2011年8月初形成了征求意见稿 2011年11月完成送审稿2011年12月通过审查会审查2012年1月正式发布我国PSA技术标准开发情况F低功率和停堆内部事件一级低功率和停堆内部事件一级PSA标准（续标准（续1）P主要参考ANS低功率和停堆标准Low-Power and Shutdown PRA Methodology Standard（ANSI/ANS-58.22-200 x，draft#8c）P结合RA-Sb-2005、IAEA-TE

8、CDOC-1511以及RG1.200中对ASME标准的修改与补充 P结合我国在开发核电厂PSA模型中的经验，以及当前国内外PSA各技术要素的技术水平 P部分条款直接引用功率运行内部事件一级PSA标准的相关条款 P大部分对应ANSI/ANS-58.22标准中的能力等级 P参考IAEA-TECDOC-1511的要求，增加了相关性分析（DF）和定量化（QU）中模型整合的内容P不包括“内部水淹”和“LERF”这两个技术要素的相关要求我国PSA技术标准开发情况F低功率和停堆内部事件一级低功率和停堆内部事件一级PSA标准（续标准（续2）P技术要素电厂运行状态（POS）始发事件分析（IE）事件序列分析（ES

9、）成功准则分析（SC）系统分析（SA）人员可靠性分析（HR）数据分析（DA）相关性分析（DF）模型整合与定量化（MQ）我国PSA技术标准开发情况F水淹水淹PSAP由中科华核电技术研究院、上海核工程研究设计院组织编制 P编制历程2011年4月份形成标准初稿 2011年6月分别召开专家研讨会2011年8月初形成了征求意见稿 2011年11月完成送审稿2011年12月通过审查会审查2012年1月正式发布我国PSA技术标准开发情况F水淹水淹PSA（续（续1）P主要参考ASME应用于核电厂的概率风险评价标准（ASME RA-S-2008，ASME RA-Sa-2009）P以RA-Sa-2009作为参考的

10、基准版本 P大部分对应RA-Sa-2009标准中的能力等级P结合IAEA-TECDOC-1511以及EPRI内部水淹PSA开发导则中的技术要求 P包括内部水淹和外部水淹P不包括LERF的相关要求我国PSA技术标准开发情况F水淹水淹PSA（续（续2）P技术要素内部水淹电厂分区（IFPP）内部水淹源的确定（IFSO）内部水淹情景的建立（IFSN）内部水淹导致的始发事件（IFEV）内部水淹事故序列和定量化（IFQU）外部水淹灾害分析（XFHA）外部水淹易损度评估（XFFR）外部水淹电厂响应模型和量化（XFPR）我国PSA技术标准开发情况F内部火灾内部火灾PSAP由苏州热工研究院、上海核工程研究设计院

11、组织编制P编制历程2011年10月完成初稿2011年11月召开专家研讨会2012年1月完成征求意见稿2012年7月完成送审稿2012年9月通过审查会的审查我国PSA技术标准开发情况F内部火灾内部火灾PSA（续（续1）P主要参考ASME应用于核电厂的概率风险评价标准（ASME RA-S-2008，ASME RA-Sa-2009）P以RA-Sa-2009作为参考的基准版本 P基本对应RA-Sa-2009标准中的能力等级P结合IAEA-TECDOC-1511以及NUREG/CR-6850开发导则中的技术要求P地震导致的火灾方面的技术要求调整到地震PSA标准中P不包括LERF的相关要求我国PSA技术标

12、准开发情况F内部火灾内部火灾PSA（续（续2）P技术要素电厂分区（PP）设备选择（EQS）电缆选择和定位（CS）定性筛选（QLS）火灾 PSA电厂响应模型（PRM）火灾情景选择和分析（FSS）点火频率（IGN）定量筛选（QNS）电路失效（CF）人员可靠性分析（HRA）火灾风险定量化（FQ）不确定性和敏感性分析（UNC）我国PSA技术标准开发情况F地震地震PSAP由苏州热工研究院、环境保护部核与辐射安全中心、上海核工程研究设计院组织编制P编制历程2011年10月完成初稿2011年11月召开专家研讨会2011年12月完成征求意见稿2012年6月完成送审稿2012年9月通过审查会的审查我国PSA技术

13、标准开发情况F地震地震PSA（续（续1）P主要参考ASME应用于核电厂的概率风险评价标准（ASME RA-S-2008，ASME RA-Sa-2009）P以RA-Sa-2009作为参考的基准版本 P基本对应RA-Sa-2009标准中的能力等级P根据风险跟随风险源的考虑，将ASME标准中原在火灾PSA部分的“地震导致火灾”（SF）技术要素，调整到本标准中 P根据2011年福岛第一核电厂核事故的情况，增加了“地震次生灾害分析”（SSA）技术要素 P不包括LERF的相关要求P不包括抗震裕量分析（SMA）的相关要求我国PSA技术标准开发情况F地震地震PSA（续（续2）P技术要素地震危险性分析（SHA）

14、地震次生灾害分析（SSA）地震易损度评估（SFR）地震电厂响应分析（SPR）存在的问题与思考F现有体系中分析范围的问题现有体系中分析范围的问题P事件范围内部事件主要的外部事件内部水淹和外部水淹、内部火灾、地震不包括其它外部事件P分析层级不包括二级PSA相关要求，也不包括简化的放射性早期大量释放频率的评价相关要求P分析对象只针对堆芯，不包括其他放射性源存在的问题与思考F适用对象的问题适用对象的问题P主要适用于压水堆核电厂重水堆和高温气冷堆核电厂的适用性问题P部分要求主要适用于运行核电厂设计阶段和建设阶段核电厂的适用性问题电厂运行经验数据规程的完备性设计深度F与国内与国内PSA实践相结合的问题实践相结合的问题P在内部事件一级PSA方面实践经验比较丰富P在外部事件PSA方面需进一步积累经验存在的问题与思考F建议建议P完善PSA技术标准体系二级PSA三级PSA其他外部事件PSA其他放射性源PSAP在使用过程中总结经验，完善已有标准P建立和完善配套的相关规程类和指南类的标准PSA开发指南同行评审指南特定技术要素实施程序谢谢关注谢谢关注