核电厂人员相关性评价导则编制说明

能源行业核电标准

NB20XXX-20XX《核电厂人员相关性评价导则》

编制说明

（征求意见稿）

标准编制组

2024年10月

核电厂人员相关性评价导则

一、任务来源及计划要求

本标准制定/修订任务由国家能源局文件《国家能源局综合司关于下达2023

年能源行业核电标准制修订计划及外文版翻译计划的通知》（国能综通科技〔2023〕

111号下达，项目编号为能源20230567，标准计划名称为《核电厂人员相关性评

价导则》，由生态环境部核与辐射安全中心主编，上海核工程研究设计院股份有

限公司、中国核电工程有限公司、中核能源科技有限公司、苏州热工研究院有限

公司、深圳中广核工程设计有限公司、湖南工学院、中广核仿真技术有限公司等

7家单位参编，要求于2025年完成本项目。

二、标准编制组组成

本标准编制组成员及任务分工见表1。

注：下述人员均为暂定，且排名不分先后。

表1：标准编制组成员及分工

序号姓名单位职务/职称任务

1张佳佳生态生态环境部核与辐射安全中心研高全文起草

2宫宇生态生态环境部核与辐射安全中心研高全文起草

3钱鸿涛生态生态环境部核与辐射安全中心高工全文起草

4刘坤秀中国核电工程有限公司高工全文修改

5郑腾蛟中国核电工程有限公司工程师全文修改

6田秀峰中核能源科技有限公司研高全文修改

7张立伟中核能源科技有限公司高工全文修改

8仇永萍上海核工程研究设计院股份有限公司研高全文修改

8雷文静上海核工程研究设计院股份有限公司高工全文修改

8李林峰苏州热工研究院有限公司高工全文修改

9徐志辉深圳中广核工程设计有限公司研高全文修改

10刘建桥湖南工学院讲师全文修改

11郑伟中广核仿真技术有限公司研高全文修改

三、编制过程

本标准的制定/修订过程主要分为前期准备、征求意见稿编写、送审稿编写、

报批稿编写阶段。

3.1前期准备（2023年1月-2023年12月）

2023年1月6日，在2022年度能源行业核电标准化技术委员会总体与综合专业

组年会暨2023年度能源行业核电标准化项目（总体与综合专业领域）立项审查会

上该标准获得专家同意立项。2023年9月25日，国家能源局文件《国家能源局综

合司关于下达2023年能源行业核电标准制修订计划及外文版翻译计划的通知》

（国能综通科技〔2023〕111号正式下达编制任务，项目编号为能源20230567，

标准计划名称为《核电厂人员相关性评价导则》。

在2023年1月获得专家同意立项后，生态环境部核与辐射安全中心牵头，确

认了核电厂人员相关性评价导则编制的目的和范围、总则以及多项技术内容，本

文件进入前期准备阶段。前期准备阶段主要任务是成立标准编制组、收集及补充

相关资料并进行调研分析、分解工作任务、明确编制进度。本文件最终确定由生

态环境部核与辐射安全中心主编，上海核工程研究设计院股份有限公司、中国核

电工程有限公司、中核能源科技有限公司、苏州热工研究院有限公司、深圳中广

核工程设计有限公司、湖南工学院、中广核仿真技术有限公司等7家单位参编。

2024年1月，本标准召开项目启动会，就标准的编制进度、任务分工、主要内容

框架结构等达成初步共识，计划在2024年10月完成征求意见稿。

3.2征求意见稿编写（2024年2月-2024年10月）

2024年2月-2024年8月，生态环境部核与辐射安全中心完成了《核电厂人

员相关性评价导则》（初稿）的编写工作。

2024年8月16日，生态环境部核与辐射安全中心在北京召开能源行业核电标

准《核电厂人员相关性评价导则》（初稿）编制组第一次技术讨论活动，各参编

单位派员出席了本次活动。编制组成员对标准初稿进行了逐条认真细致的讨论，

就该标准的框架、主要内容等达成共识，并对标准需要完善的内容进行了分工。

此外，会议建议增加IDHEAS-DEP等内容，以反映国际最新实践。

2024年9月25日，生态环境部核与辐射安全中心在湖南衡阳组织能源行业核

电标准《核电厂人员相关性评价导则》（初稿）编制组第二次技术讨论活动，会

议由湖南工学院承办，各参编单位派员出席了本次活动。编制组成员对标准初稿

进行了逐条认真细致的讨论，会议建议各单位按照分工增加相关性评价流程，完

善常用的C类相关性决策树、细化IDHEAS-DEP的判断准则等内容。

2024年10月11日，生态环境部核与辐射安全中心在北京组织能源行业核电标

准《核电厂人员相关性评价导则》（初稿）编制组第三次技术讨论活动，对各自

分工的内容进行了讨论，最终形成了《核电厂人员相关性评价导则》（征求意见

稿）。

四、制修订背景和编写原则

4.1标准制定/修订背景

随着新建核电厂系统冗余性和设备可靠性的不断提高，在概率安全分析

（PSA）中，人员可靠性分析（HRA）重要性逐渐突显，其中，针对HRA相关

性问题的处理对PSA结果的影响尤为突出，逐渐成为核安全审评和核工业界重

点关注的问题。

2020年，生态环境部核与辐射安全中心主导编制《核动力厂人员可靠性分

析中相关性评价》技术指南（NSC-GF-110-2020），为人员相关性审评提供指导，

也为核动力厂HRA相关性处理工作提供参考。该文件中国核电工程公司为联

合参编单位，中广核工程有限公司、上海核工程研究设计院有限公司、苏州热工

研究院有限公司、清华大学、湖南工学院等单位积极参与，已在国内工程项目广

泛使用。

《核动力厂人员相关性评价导则》计划在《核动力厂人员可靠性分析中相关

性评价》技术指南（NSC-GF-110-2020）基础上，满足我国2021年和2022年新

发布的核安全法规标准如《一级概率安全分析》《二级概率安全分析》相关要求，

考虑IAEA和NRC等HRA最新标准和监管实践，反映国内近几年来的工程监管

实践和研究成果，最终形成的适用于我国核动力厂的人员相关性评价导则，满足

当前国内工程项目和审评监管需求。

4.2编写原则

本标准编制/修订严格遵照国家核安全技术法规导则，并与现行相关技术标

准协调一致。

本标准编制/修订充分考虑到各参与方的利益诉求，在协商一致的基础上达

成共识。

五、主要技术内容

5.1国内外相关标准现状

人员可靠性分析中，相关性问题是分析人员需重点考虑的技术要素，缺乏相

关性评价会导致人误概率的评价过于乐观，在定量化过程中低估核电厂的风险水

平，对PSA结果影响较大，美国NRC和ASME发布了系列文件对人员相关性

进行了指导。主要的文件有：

[1]ASME/ANSRA-Sa-2013StandardforLevel1/LargeEarlyRelease

ProbabilisticRiskAssessmentforNuclearPowerPlantApplications,Addendato

ASME/ANSRA-S-2009,ASME,NewYork,2013.

[2]NUREG-1792.GoodPracticesforImplementingHumanReliabilityAnalysis

(HRA).U.S.NuclearRegulatoryCommission.2005.

[3]NUREG/CR-1842.EvaluationofHumanReliabilityAnalysisMethods

AgainstGoodPractices

[4]NUREG/CR-1278.HandbookofHumanReliabilityAnalysiswithEmphasis

onNuclearPowerPlantApplications.SandiaNationalLaboratoriesfortheU.S.

NuclearRegulatoryCommission,Washington,DC,August1983.

[5]IAEA-TECDOC-1511,Determiningthequalityofprobabilisticsafety

assessment(PSA)forapplicationsinnuclearpowerplants,July2006.

[6]NUREG/CR-4772/SAND86-1996.AccidentSequenceEvaluationProgram

HumanReliabilityAnalysisProcedure.SandiaNationalLaboratoriesfortheU.S.

NuclearRegulatoryCommission,Washington,DC,February1987.

[7]NUREG/CR-6883.TheSPAR-HMethod.U.S.NuclearRegulatory

Commission,Washington,DC,August2005.

[8]NUREG-1921.EPRI/NRC-RESFireHumanReliabilityAnalysisGuidelines

FinalReport.U.S.NuclearRegulatoryCommission,Washington,DC,July2012.

[9]RIL-2021-14.IntegratedHumanEventAnalysisSystemDependency

AnalysisGuidance.U.S.NuclearRegulatoryCommission,Washington,DC,Nov

2021.

[10]NUREG-2198.TheGeneralMethodologyofAnIntegratedHumanEvent

AnalysisSystem.NuclearRegulatoryCommission,Washington,DC,May2021.

在NB/T20037.11-2018RK应用于核电厂的一级概率安全评价第11部分：

功率运行内部事件》、《NB/T20297-2014核电厂人员可靠性分析导则》、核

安全导则《一级概率安全分析》《二级概率安全分析》等标准和导则中，对HRA

相关性评价均提出了明确要求，但国内现有标准和导则仅从宏观层面上对HRA

相关性提出了分析要求，缺乏操作层面的导则。

5.2采标说明

本标准按照GB/T1.1-2020给出的规则起草。

5.2主要技术内容说明

1、目的和范围

规定了本文件的制订目的和适用范围

2、规范性引用文件

列出文中引用的文件。

3、术语和定义

列出适用于本文件的术语、定义和缩略语。

4、缩略语

列出适用于本文件的缩略语。

5、总体要求

简述了人员相关性评价的原则、类型和基本流程。

6、不同HFE间人员相关性的评价方法

给出了不同HFE间人员相关性评价的方法。

7、同一HFE内人员相关性的评价方法

给出了取水工程的主动导避设计应考虑的相关内容要求。

8、附录按照相关性关系进行相关性评价的导则

给出了按照相关性关系进行相关性评价的导则。

9、参考文献

列出了本文件编写过程的参考文献。

5.3修订说明

无。

5.4试验验证

无。

六、与现行法规、标准的关系

本文件符合国家法律、法规、规章的要求。

七、贯彻标准的要求和措施建议

建议本标准以行业标准发布，本标准可供核电厂设计、审评监管人员参考使

用。

八、重大分歧意见的处理、重要内容的解释、其它应予说明的事项

无。

九、参考资料清单

[1]NB/T20037.1应用于核电厂的一级概率安全评价第1部分：总体要求

[2]NB/T20642核电厂人员可靠性分析导则

[3]国核安发〔2021〕114号核安全导则《一级概率安全分析》

[4]国核安发〔2022〕191号核安全导则《二级概率安全分析》

[5]ASME/ANSRA-Sa-2013StandardforLevel1/LargeEarlyRelease

ProbabilisticRiskAssessmentforNuclearPowerPlantApplications,Addendato

ASME/ANSRA-S-2009,ASME,NewYork,2013.

[6]NUREG-1792.GoodPracticesforImplementingHumanReliabilityAnalysis

(HRA).U.S.NuclearRegulatoryCommission.2005.

[7]NUREG/CR-1842.EvaluationofHumanReliabilityAnalysisMethods

AgainstGoodPractices

[8]NUREG/CR-1278.HandbookofHumanReliabilityAnalysiswithEmphasis

onNuclearPowerPlantApplications.SandiaNationalLaboratoriesfortheU.S.

NuclearRegulatoryCommission,Washington,DC,August1983.

[9]IAEA-TECDOC-1511,Determiningthequalityofprobabilisticsafety

assessment(PSA)forapplicationsinnuclearpowerplants,