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ICS27, 120.20F 65备案号：59628—2017NB中华人民共和国能源行业标准NB/T 20445.22017应用于核电厂的二级概率安全评价第2部分：功率运行内部事件Level 2 probabilistic safety assessment for nuclear power plant applicationsPart2: Internalevents at-power2017-04-01发布2017-10-01实施国家能源局发布 NB/T 20445. 2—2017目次前言..范围2规范性引用文件3技术要求3. 1 总则,3. 2级和二级PSA接口分析3. 3安全壳性能分析3, 4严重事故进程分析。103. 5安全壳事件树分析..143. 6源项分析223. 7结果评价243. 8二级和三级PSA接口分析254同行评估。274. 1 概述274. 2 一级和二级PSA接口分析.274. 3安全壳性能分析。274. 4严重事故进程分析.284.5安全壳事件树分析.284. 6源项分析.4. 7结果评价284. 8二级和三级PSA接口分析28参考文献 NB/T 20445. 2—2017表7高层次要求HLR-CP-B的支持性要求高层次要求编码要求H.R-CP-B应选择一种或多种方法宋分析安全壳结构承受假定载萄的能力。支择性要求编码要求应使用以下几种方法之一计算安全壳的极限承载力：a）基于反映材料特性和主要物理过程的适用于重要严重事故工况下特定电厂配置条件的数学关系式，建立经验证的计算模型来分析结构响应；SR(P-B1b）使用针对特定失效机理的安全壳承载能力实验结果，应论证其对于所应用的电厂事故工况的适用性：e）方法a》和b》的结合：d）建立经证的、特定电厂的三维有限元非线性结构确应模型。分析极限承载力时，清晰地处理重要的几何不连续处（如大的闸门和贯穿件》基于所选定的安全壳承能力评估方法。可设设恒定温度的材料属性参数，以确定结构材SR(P-B2料的性能限值。例如；对圈柱型钢筋混凝土安全壳，“失效”可定文为在送离不连续处混凝土的最大薄腹应变超过1%，但应注意：如果考虑多种失效机理，可能需要定义多组限值，如与灾害性碳装相对应的混激土安全壳开聚和与费穿件密封泄漏对应的钢过里斯装。SR-(P-B3确定与设计或建造实际情况相符合的几何结构特征及材料组成，作为 SR-(P-BI 中初步评价的基础。SR-CP-B1对于高运超过10年核电厂的安全壳，应考虑材料降级的影响”。对重要的二级PSA事改序列。应在考虑电厂设计特征的基础上现实地确定安全壳准静态热力学载荷或威助安全壳结构的物理属性，以评价安全壳承载能力，对不重要的二级PSA事故序列，确定安全无准静态热力学载荷或物理属性时可使用包络值。对构成累变产物向环境释数露径的安全壳压力动界以外的构筑物，如需在源项分析中考密SR(P-B6其对故射性物质的滞留和包客作用，则应确定其承受事故进程中所产生载萄的能力。对于影响安全壳承载能力的多个变量，使用一组高敏的、静态的变量组合。例如，基于特SR-CP-B7定电厂的代表性序列的严重事改进程计算案定义各种压力-温度组合，以用于分析安全壳极限承载能力.关于在安全壳分析中如何考虑材料降级的影响，可参见参考文缺[6] NB/T 20445. 2—2017表 8高层次要求HLR-CP-C的支持性要求高层次要求编码婴求H.R-CP-C应确定安全壳压力边界的承段能力，在分析中，应考惠早于堆芯提伤（如丧失安全壳热量导出）的事故及堆芯损伤事改带来的或助。支持性要求编码要求SR-CP-C1对于各种失效稳式，确定现实的失效阔值，这些阔值是一组离散的缺立受量组合（如温度和压力》的函数。对于各种失效机理，如果其安全壳失效准则已端足，购应确定安全壳压力边界最终开口的已置和尺寸-i可使用以下方法之一：a）从保守的角度确定失效位置和典型开口尺寸：b）从现实的角度确定失效位置和开口尺寸，其中开口尺寸为压力的函数（对于重要的安全壳成静，如果满足相应的失效准则》，如果考虑了多个失效位置和/或开口尺寸，SRCP-C2对重要安全壳或助给出相应的条件微半：e）从现实的角度确定失效位置和开口尺寸，其中开口尺寸为压力和温度的函数（对于所有的安全壳成助）。如果考患了多个失效位置和/或开口尺寸，应对每种可能给出相应的条件微率，列如：对于混从土结构，压力升高过程中出现裂键引起泄漏，在压力维续升高的情况下裂缝扩大：对钢质安全壳，在堆芯碎片与安全壳的接触点产生小的破口，随后由于持续的接触而扩展为更大尺寸的酸口。表 9高层次要求HLR-CP-D的支持性要求高层次要求编码要求ILRCP-D应识则安全壳承载能力分析中的不确定性。支持性要求编码要求10-dD85识别安全壳失效的确定论分析中的参数不确