超出某一可接受限制的任何人员动作，包括需要实施却没有实施的行为（动作），但不包括恶意 的行为。

人员失误事件humanfailureevent

由于人员不动作或不适当地动作而引起的一个部件、系统或功能的失效或不可用的基本事件 2.1.21 人员可靠性分析humanreliabilityanalysis 用于识别潜在的人员失误事件，并应用数据、模型或专家判断来系统地评估这些事件的概率 种结构化方法。

始发事件initiatingevent

任何干扰电厂稳定运行状态从而引发异常事件 （诸如瞬态或LOCA）的电厂内部或外部事件 事件要求电厂缓解系统及人员作出响应， 旦响应失败则可能导致不希望的后果岩土工程，如堆芯损坏，

在与冷却剂系统相连的系统上发生破口、且发生破口的系统和冷却剂系统之间的隔离失效时所产 生的失水事故。ISLOCA的通常特征是低压系统在经受一回路压力时发生超压，且可能导致安全壳被 旁路。

的部事件internalevent

一类源于核电厂内部的始发事件。当它与安全系统的失效和（或）操纵员失误相结合时，会影响 电厂系统的可运行性，而且可能导致堆芯损坏。按照惯例，丧失厂外电作为内部事件，而内部水淹和 内部火灾则认为是外部事件。

关键假设keyassumption

在响应不确定性的一个关键来源时所作的假 生不同的结果；或者，为建模上的便利所作的一种近似的假设，如果采用更详细的模型将会产生不同 的结果。在PSA中，术语“不同的结果”指电厂风险特征量（例如总的CDF，对CDF贡献最大的始发事 件组和事故序列）的变化，以及由此而带来的见解的变化。“合理的替代”假设是指在技术团体内被 广泛接受的、所考虑的技术基础至少和受质疑的假设一样合理的假设。

为防止堆芯损坏所应维持的最小的一组安全功能。这些功能包括反应性控制、反应堆压力 反应堆冷却剂装量控制、衰变热排出和安全壳完整性。

主逻辑图masterlogicdiagram

任务时间missiontime

行为形成因子（绩效形成因子） performance shapingfactor

行为形成因子（绩效形成因子） performance shapingfactor

NB/T 20037.12011

在PSA人员可靠性分析中影响人员差错概率的一个因子，包括培训程度、程序化导则的质量/可用 性、执行一个动作的可用时间等。

电厂损伤状态plantdamagestate

在事故进程、以及安全壳或专设安全设施的可运行性等方面具有相似特征的事故序列的终态组。 2.1.31 点估计pointestimation 对一个参数以单个数值的形式给出的估计

提供一种全面的、结构化的处理方法，识别出核电厂失效的情景，并对工作人员和公众所承受的风 险作出数值估计。PSA通常分三个级别，其中一级PSA识别可能造成堆芯损坏的事故序列，估计堆芯损 坏频率，对电厂的安全性和合理性进行评价，找出电厂薄弱环节，提出降低堆芯损坏频率的措施。 213

A应用PSAapplication

一种基于部分或全部的电厂特有PSA的分析，并备有相关文件，用于帮助有关核电厂的设计、执 照电请、采购、建造、运行或维修等作决策。

A护PSAmaintenan

PSA升级PSAupgrade

通过克服或补偿某一失效的SSC，使得由其导致的某个功能丧失得以恢复。 化。

安全稳定状态safestablestate 始发事件发生后的一种电厂状况。在这种状态下，反应堆冷却剂系统的条件是可控的，并处于或 接近期望值

安全系统safetysystem

安全上重要的系统，用于保证反应堆安全停堆、从堆芯排出余热或限制预计运行事件和设 事故的后果。

筛选screening

基于对某一事故的概率或其后果的贡献可 各而不对该事件作进一步考患的过程， 2. 1. 40

用于确定某一物项对事故序列的概率或其后果的贡献是否可忽略的数值或条件。

成功准则successcriteria 建立在规定的时间内，为保证满足安全功能而要求运行的系统或部件的最小数量或组合、 个部件运行的最低性能水平的准则。

顶事件topevent 在故障树模型中位于故障树起始点（顶点）的不希望发生的系统状态（例如，系统不能完成其功 能）

顶事件topevent

不确定性uncertainty

不确定性uncertainty

对构建PSA中用到的参数值和模型的知识水平的可信度的一种表示

下列缩略语适用于本文件。 AOT：允许停役时间 ASEP：事故序列评价程序 ATWS：未能紧急停堆的预期瞬态 CCF：共因故障（共因失效） CCI：共因始发事件 CCW：设备冷却水 CDF：堆芯损坏（伤)频率 ECCS：应急堆芯冷却系统 EDG：应急柴油发电机 EOP：应急运行规程 FSAR：最终安全分析报告 HEP：人员失误概率（人员差错概率） HFE：人员失误事件 HLR：高层次要求 HRA：人员可靠性分析 ISLOCA：界面系统失水事故 LOCA：丧失冷却剂事故（简称失水事故） LOOP：丧失厂外电 MOV：电动阀 NPSH：净正吸入压头 NRC：核管理委员会（核管会） PDS：电厂损伤状态 PSA或PRA；概率安全评价（分析）／概率风险

PSF：行为形成因子（绩效形成因子） RPV：反应堆压力容器 RWST：换料水箱 SBO：全厂断电 SGTR：蒸汽发生器传热管破裂 SR：支持性要求 SSC：构筑物、系统和部件 THERP：人员失误率预测技术（参见NUE

3.2识别应用案例和能力要求（A阶段）

3.2.1应用案例的识别

过下述各项内容来定义应用案例： 对电厂设计或运行及其变更进行评估（见图1中的框1）； 识别受变更影响的SSC和电厂活动，包括电厂设计或运行的变更与PSA模型之间的因果关系（见 图1中的框2)：

3. 2. 2 能力要求

第4章描述了PSA能力要求的SR。针对应用，确定支持该项应用所需的PSA各部分的能力要求（见图1 的框4）。这一决定规定了要采用哪些SR来评估支持该项应用的PSA各部分的能力。为确定这些能力要 ，需对该项应用进行评估，以评价PSA在支持该项应用中的作用。当进行这一评估时，需考虑应用的 述特征： a PSA在该项应用中的作用和决策对PSA结果的依赖程度； b 用于支持该项应用的风险量和有关的决策准则； 对PSA的各部分，所要求的PSA模型的范围/详细程度，以及与指定应用的需求有关的PSA结 果； d 所要求的PSA结果的精确度、不确定性评估和敏感性评估； e 用于支持决策的结果的置信度； 在应用中所做的决策对电厂设计基准的影响程度。 能力要求及确定能力要求的依据应编制成文档。

3.3对PSA的必要范围、结果和模型的评价

对PSA的必要范围、结果和模型的评价（B阶段

3.3.1必要范围和结果

NB/T20037.1201

确定PSA是否提供评价电厂或运行变更所需的结果（见图1中的框5）。如果PSA的某些方面不足以评 价该变更，则按第4章相应的SR对PSA的这些方面进行升级（见图1中的框6a），或者进行补充分析（见 3.6）。 如果断定PSA是足够的，则应将这一判断的依据编制成文档。应按第5章的要求对PSA进行升级并编 制成文档。 示例：已经确定，所提出的厂用水系统AOT的变更会影响厂用水的不可用度。对所讨论的电厂，厂用水向ECCS泵、 柴油发电机、给水泵、CCW系统和放射性废物系统提供冷却。因此，PSA的始发事件分析要素应包括： a）LOCA始发事件，因为厂用水系统不可用度的变化将会影响再循环阶段ECCS泵的冷却； b）丧失厂外电始发事件，因为厂用水的变化将会影响柴油发电机； c）丧失给水始发事件，因为给水泵是由厂用水冷却的。 虽然厂用水冷却CCW系统，但CCW系统具有足够的热惯性，使它在丧失厂用水后数小时内仍能起作用，从而能使电 厂处于安全稳定状态，因此对这一应用案例，不需要考虑丧失CCW这一始发事件。同样，由于放射性废物系统与确定CDF 无关，因此也不需要考虑。经确认，维修不可用度的变化很小，不用考虑其对厂用水泵的可靠性（它会影响很多序列， 包括丧失厂用水始发事件和厂用水泵失效的序列）会造成显著影响。这些影响都应结合到电厂模型中，以计算CDF的变 化量。由于只需要△CDF（CDF的变化量），因此只需要TS变更前与变更后的CDF值。

3.3.2SSC和活动的模化

确定受电厂设计或运行变更影响的SSC或电厂活动是否已在PSA中作了模化（见图1中的框5）。如果 没有模化受影响的SSC或电厂活动，则按第4章相应的SR对PSA进行升级以包括这些SSC(见图1中的框6a）， 或者进行补充分析（见3.6）。 如果断定PSA是足够的，则应将这一判断的依据编制成文档。应按第5章的要求对PSA进行升级并编 制成文档。 示例：继续前面的例子，在PSA中需要模化与受到所提出的厂用水变更影响的系统有关的、并对CDF的变化有贡献（即： ECCS、柴油发电机、给水和CCW）的SSC及电厂活动。例如，如果丧失给水始发事件被模化为个全局性的始发事件（这 是很可能的），则该PSA需要升级以包括厂用水与给水之间的关系，或者必须补充分析来找出厂用水对给水的影响。

对应用所需的PSA的各部分都应已按照第6章的要求进行过评审。

4应用过程的SR范围与详细程度的确定（C阶

针对3.2.2所确定的能力要求，确定第4章所述的SR的覆盖范围和详细程度是否足以充分评价所考 的应用（见图1中的框8）。 如果断定本部分没有给出专门要求，则应评价这些所缺的要求对应用的相关性（见图1中的框9） 如果所缺的要求不相关，则本部分的要求足以满足该项应用的需要。应将确定本部分充分性的依据编制 成文档。如果所缺的要求是相关的，则可使用补 见图1中的框7）

3.5PSA模型与本部分的比较（D阶段）

确定PSA的各部分是否满足为支持该项应用所需的SR（见图1中的框10）。可利用同行评审的结 第6章）。如果PSA满足该项应用所必需的SR，则该PSA对所考虑的应用是可接受的（见图1中的框 应将这一确定的依据编制成文档。

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如果PSA不满足相应的SR，则应确定这种差异是否重要（见图1中的框12）。确定这种差异的重要性 的可接受要求包括： a）该差异不适用，或不会影响定量化，该定量化与所提出的应用的影响有关； 模型中至少占CDF的90%（若适用）的事故序列不会受相应的敏感性研究或包络性评估的影响。 这些研究或评估应估量第4章中的要求用于该项应用时由于例外情况所造成的总影响。 重要性的确定取决于所考虑的具体应用，并且还可能涉及专家组所作的决定。 如果差异不重要，则PSA对该项应用是可接受的。如果差异重要，则根据第4章中所述的相应的SR 对PSA进行升级（见图1中的框6b），或者进行补充分析（见3.6）。应按第5章的要求对PSA进行升级并 编制成文档。3.3中所给出的例子这里也适用。

3.6补充分析/补充要求的采用（E阶段）

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本章的目的是为PSA能够用于支持核电厂 风险指引型决策提供技术要求。按照PSA要素，确定各要素 的主要目标，明确各要素的高层次要求及相应的支持性要求。本部分针对核电厂功率运行内部事件一级 PSA的以下要素明确技术要求： a) 始发事件分析（IE）； b) 事件序列分析（ES）； c） 成功准则（SC）； d) 系统分析（SY）； e） 人员可靠性分析（HR）； f) 数据分析（DA）； g 相关性分析（DF）； h) 模型整合与定量化（MQ）。

的主要目标，明确各要素的高层次 SA的以下要素明确技术要求： a) 始发事件分析（IE）； b) 事件序列分析（ES）； c) 成功准则（SC）； d) 系统分析（SY）； e) 人员可靠性分析（HR）； f) 数据分析（DA）； g) 相关性分析（DF）； h) 模型整合与定量化（MQ）

4.1.2专家判断的运用

PSA分析组应明确而清楚地说明应用外部专家判断所寻求信息的目的，并应向专家解释这一目的和 这些信息的预期用处，清楚地说明需由专家处理的具体技术问题。 PSA分析组应判断问题的重要程度和复杂程度，并确定一个或多个专家组成专家评估组。PSA分析组 可选择利用自已的专家判断或其组织内的其他人员的判断来解决技术问题。在必要时，PSA分析组应利 用外部专家。如果由于下述任何原因或相关原因而需要获得更广泛的意见时，即使在内部能够得到专家 意见，PSA分析组也应利用外部专家： a）分析者知道存在复杂的实验数据，而不同的外部专家对此给出了不同的解释； b）对于技术问题的解释存在一个以上的概念模型，并需要对不同模型的适用性做出判断； 需要由判断来评价上、下限的假设或计算是否适当保守； d）不确定性大而且重要，而外部技术专家的判断有利于阐明这一具体问题。 若有需要，PSA分析组还应确定其他技术问题专家，例如： 提倡特定假设或技术见解的专家，如评估数据并提出特定假设来解释数据的个人： 具有与问题有关的特定技术领域方面知识的技术专家。 PSA分析组应规定专家组对最终判断的责任。专家组应对来自文献和来自建议者及资深专家的所有 可能假设和输入依据进行评价，并应提供他们自已的输入和他们自已对业界研究状态和成果的判断。每 个专家都应对其所作的判断和解释承担责任。 PSA分析组负责对专家评估组的判断加以综合，以获得基于可靠信息的最终判断。

.2始发事件分析（IE

始发事件分析的目标是按下列步骤识别并定量化可能导致堆芯损坏的事件： a）识别挑战电厂正常运行，且要求成功缓解以防止堆芯损坏的事件； b） 按照缓解要求对始发事件进行归并分组，以便于有效地模化电厂的响应： c定量化始发事件组的频率。

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表1始发事件分析要素的高层次要求

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Fz=1×10×8760×0.9=7.9×10~/堆年

F2一电厂处于功率运行时母线丧失发生频率。 汽轮机紧急停机始发事件：有些始发事件，例如汽轮机紧急停机始发事件，可能是基于电厂特定的运行经验 来计算发生频率。在这种情况下，分子是归类为汽轮机紧急停机的事件数目，分母是适用的运行日历年数目。 处于功率运行的时间份额已经隐含在分子中了，因为汽轮机紧急停机这样的事件从自然属性上来说就只限于 功率期间才会发生。因面，

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4.3事件序列分析（ES）

事件序列分析（ES）要素的目标是确保电厂系统和操纵员对始发事件的响应以下列方式反映在CDF 的评价中： a 事件树中模化的事件序列，其结构和序列的定义适当地包括了可能改变事件序列的操纵员动 作、缓解系统和各种现象； b 在事件序列结构中反映电厂特定的相关性； c) 成功准则可用于支持在事件序列中模化的每个关键安全功能的成功、任务时间和操纵员动作的 时间窗口； d）终态明确地定义为堆芯损坏或成功缓解。

暖通空调管理NB/T 20037.12011

表6事件序列分析要素的高层次要求

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4.4成功准则（SC)

成功准则要素的目标是以下列方式定义电厂特定措施的成功与失败封头标准，这些措施用于支持PSA的其他 技术要素： a）定义总的成功准则（即，防止堆芯损坏）； b） 定义为支持事件序列展开所必需的关键安全功能、支持系统、构筑物、部件和操纵员动作等的 成功准则：

d）对特定的确定论计算，引用已有的成功准则。