《核电厂设计可靠性保证大纲（D-RAP）编制与执行要求》

1本文件规定了核电厂设计可靠性保证大纲（D-RAP）的编制、建立与执行活动的基本准则和具体要求，包括D-RAP的目标、范围以及整体架构，以及D-RAP在设计、采购、建造、安装等关键过程的应用要求。其他核动力厂可参考使用。本文件适用于核电厂设计和建造阶段D-RAP的编制和管理要求。本文件使用组织可依据自身实际业务需求，对本文件内容进行裁剪使用，例如，仅选取适用于设计阶段的内容（针对开展型号设计的或应用所有内容。2规范性引用文件下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。其中，注日期的引用文件，仅该日期对应的版本适用于本文件；不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。3术语和定义本文件没有规范性引用文件。3.1设计可靠性保证大纲designreliabilityassuranceprogram为了保证核电厂安全重要构筑物、系统和部件（SSC）的可靠性、确保电厂的设计、建造和运行与风险见解和关键假设相一致，而采取的一系列管理和技术措施总和。注：具体而言，综合运用确定论、概率论等方法识别对风险具有重要贡献的构筑物、系统和部件（SSC），并将其在PSA等分析中的可靠性假设融入设计、采购与制造各环节，保障假设得到有效落实。3.2负责D-RAP相关重要技术问题评审、决策的专家组织，由熟悉设计、设备、运行、技术规格书、维修、事故分析、PSA、可靠性等领域的资深专家组成。3.3负责提供包含D-RAP建议和准则的文件以执行D-RAP活动的管理组织，由项目管理人员、质保人员以及PSA专业人员组成。23.4概率安全评价probabilisticsafetyassessment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做出数值估计。注：PSA通常分三个级别，其中一级PSA识别可能造成堆芯损伤的事故序列，估计堆芯损伤频率，对电厂的安全性和合理性进行评价，找出电厂薄弱环节，提出降低堆芯损伤频率的措施。二级PSA旨在评估堆芯损伤序列发展为放射性物质向环境释放的可能性，识别严重事故缓解措施、安全壳屏障薄弱环节，支撑严重事故管理导则（SAMG）优化、防御纵深评价。三级PSA以二级PSA得到的放射性物质环境释放源项为输入，模拟放射性核素在厂址外环境的迁移转化，结合区域人口分布与应急干预措施，定量评价严重事故引发的场外辐射照射、公众健康后果及社会经济风险，用于评估核电厂对周边公众的整体风险水平。3.5单位时间内预计的堆芯损伤事件的次数。3.6大量释放频率largereleasefrequency单位时间内预期发生大量放射性释放的次数。4符号和缩略语下列缩略语适用于本文件。ATWS：未能紧急停堆的预期瞬态（AnticipatedTransientsWithoutScram）CDF：堆芯损伤频率（CoreDamageFrequency）D-RAP：设计可靠性保证大纲（DesignReliabilityAssuranceProgram）FMEA：失效模式和影响分析（FailureModeandEffectsAnalysis）FSAR：最终安全分析报告（FinalSafetyAnalysisReport）FVW：F-V值（Fussel-VeselyWorth）LRF放射性物质）大量释放频率（LargeReleaseFrequency）MTBF：平均无故障时间(MeanTimebetweenFailures)MTTR：平均修复时间(MeanTimetoRecovery)OPEX：运行经验报告（OPeratingEXperiencereport）OPRAA：运行阶段可靠性保证活动（OperationalPhaseReliabilityAssuranceActivities）PSA：概率安全评价（ProbabilisticSafetyAssessment）PSAR：初步安全分析报告（PreliminarySafetyAnalysisReport）RAW：风险增加值（RiskAchievementWorth）RRW：风险降低值（RiskReductionWorth）RAM：可靠性、可用性、可维修性（Reliability,Availability,Maintainability）RTNSS：非安全有关系统的补充管理要求(RegulatoryTreatmentofNon-safetySystems)SSC：构筑物、系统和部件（Structures,SystemsandComponent）3UPS：不间断电源（UninterruptiblePowerSupply）5核电厂设计可靠性保证大纲总体要求5.1概述D-RAP应保证电厂设计的可靠性，保证概率安全评价（PSA）中的重要可靠性假设在电厂寿期内持续有效，并与其他设计活动相结合。PSA应纳入电厂各种用于响应假想始发事件的SSC的可靠性值，量化电厂对始发事件的相应，并应严格控制堆芯损伤和对公众造成的风险。实施D-RAP的组织应评估风险重要SSC，确定其主要失效模式及影响，并利用运行历史分析重要失效模式及可能原因。应识别并排序各SSC的各种失效模式，据此提出防止失效或缓解失效的建议。这些信息应作为设计输入，并应传递到电厂运行阶段可靠性保证活动（OPRAA），用于优化厂址/电厂特性运行和维修大纲、质量保证大纲、在役试验大纲、在役检查大纲等。设计采用的PSA可靠性值应通过所采购的SSC的实际情况加以验证。当拟更改设计以提高性能时，应先评估其与其他领域假设的兼容性。当安全目标和其他目标之间存在潜在冲突时，应优先满足安全目标。设计可靠性保证大纲实施过程如图1所示。4图1设计可靠性保证大纲实施过程5.2核电厂设计可靠性保证大纲编制框架5D-RAP的关键要素应作为成文信息，可获得并得到保持。具体内容应至少包括：D-RAP目标、范围和主要工作、组织机构、风险重要SSC的识别和排序、D-RAP范围的确定、设计控制、运行经验报告管理、D-RAP的更新维护、质量保证等。6核电厂设计可靠性保证大纲编制与执行要求6.1目标D-RAP的目标是确保电厂设计的可靠性，并保持电厂的可靠性与核安全法规建立的PSA安全目标相一致，至少应包括以下方面内容，并应传递给OPRAA。a)提供合理的保证：1)电厂的设计、采购、建造、维修和运行方式与PSA中对风险重要的SSC所作的假设和风险见解相一致；2)电厂运行期间，风险重要SSC的可靠性和可用性不会降低到不可接受的程度；3)使对电厂风险重要的SSC构成威胁的瞬态频率降到最小；4)当受到挑战时，风险重要的SSC能可靠地执行其功能。b)为在OPRAA执行中采用风险确定方法而辩识出的风险重要的SSC建立基准可靠性值提供方法，并与PSA的可靠性和可用性设计基准假设保持一致。c)为确立SSC基准可靠性值提供一种方法，使其与纵深防御功能保持一致，从而将对安全有关系统的威胁降至最低。d)为正在进行的可靠性保证活动形成设计和运行信息。6.2范围和主要工作6.2.1范围D-RAP的范围应包括：对电厂设计的评估，识别与风险重要的SSC相关的电厂运行、维修和性能监控方面的信息等。在设计至建造许可与首次燃料装载许可之间的时间段内，D-RAP的范围应扩大到对厂址/电厂特性的考虑。6.2.2主要工作D-RAP主要工作应包括：a)成立D-RAP有关的组织机构，如D-RAP管理组、D-RAP专家组；b)对电厂的设计进行评估，初步识别出风险重要的SSC；c)组织专家组会议，综合评估识别出的风险重要的SSC，最终确定D-RAP范围内的风险重要SSCd)对于清单内的SSC，在设计文件中提出D-RAP相关要求；e)对于清单内的SSC，在采购文件中包括D-RAP相关要求；f)对设备制造单位提供的相关运行经验报告进行评审，验证PSA分析中的可靠性假设。6.3.1总体要求6实施D-RAP的组织应组建D-RAP专家组和D-RAP管理组，并应保证足够的资源投入。在核电厂设计过程中，D-RAP一般宜由设计单位负责实施；在核电厂建造过程中，D-RAP一般宜由设计单位组织开展，并应由总包单位、设计单位、设备制造单位、施工单位及营运单位通过执行设计要求来实施。D-RAP专家组的职能应至少包括：a)评审确定D-RAP工作范围；b)评审确定D-RAP的SSC的范围（以及范围的变化）；c)评审确定D-RAP范围内SSC的可靠性要求和指标（或可靠性数据以及可靠性要求和指标的变化）；d)根据D-RAP管理组的工作需要提供技术支持。专家组成员资格应依据在相关领域的经验，如在范围及性能准则开发方面，熟悉设计、运行、技术规格书、维修、事故分析、PSA、可靠性等方面的资深专家可作为专家组成员。为确保专家组的质量，至少由9人组成，成员应具备最少5年该专业领域的相关经验。不是所有的专家组会议均要求全体专家组成员出席。根据议题的不同，部分专家组成员可能不必出席会议。正式的专家组会议至少应4位专家出席。D-RAP管理组由熟悉D-RAP管理要求的人员组成，管理组职能应至少包括：a)保证组织内部的管理人员和设计人员对D-RAP风险重要SSC、大纲要求和状态的了解和理解；b)维护和执行D-RAP，并协调D-RAP中的活动，包括在设计、PSA以及采购和其他支持的组织机构中用确定论方法或其它方法来识别对核电厂安全重要的SSC的工作，此外，还应考虑厂址/电厂特性的D-RAP；c)与设计机构建立接口，识别风险重要的SSC所要求性能与PSA中可靠性假设间的关系，必要时，应组织召开D-RAP管理组和设计人员参加的会议来处理D-RAP有关重要问题；d)D-RAP相关文件输出审查时，D-RAP管理组相关人员应进行确认；e)在D-RAP移交至OPRAA的过程中，提供支持，具体见6.10。6.4风险重要SSC的识别和排序应识别D-RAP范围内风险重要的SSC。运用PSA识别出符合风险增加值（RAW）、风险降低值（RRW）或F-V值（FVW）准则的SSC。在识别过程中应同时应结合专家组判断。在一级和二级PSA分析中，应考虑预防严重事故的设备和严重事故后的边界条件，例如：反应堆冷却剂系统的自动卸压系统。成功卸压可实现堆芯冷却，即使是在安注失效事件中，它导致的低压堆芯损伤序列要比高压堆芯损伤具有更小的不确定性并且更容易缓解。D-RAP范围内SSC的识别和排序应基于PSA的重要度分析以及专家组的判断。任一满足RAW≥2、RRW≥1.005或F-V值≥0.005的SSC应纳入考虑（针对PSA中建模的SSC）。最终应综合行业经验、法规与工程判断确定初步风险重要SSC的清单。一级PSA应评估从始发事件和安全功能失效到堆芯损伤事件的不同事故序列，分析确定堆芯损伤频率，识别导致堆芯损伤的主要贡献者，包括功率工况、低功率和停堆工况。分析应包括以下内容：7a)始发事件分析；b)事件序列分析；c)成功准则；d)系统分析；e)人员可靠性分析；f)数据分析；g)相关性分析；h)电厂运行状态；i)模型整合与定量化。D-RAP应包含符合6.4.1中定义的RAW、RRW和FVW阈值的事件。6.4.3.1二级PSA应分析预测严重事故下的电厂响应和厂外放射性物质的释放。分析应包括以下内容：a)一级和二级PSA接口分析；b)安全壳承载能力分析；c)严重事故进程分析；d)安全壳事件树分析；e)源项分析；f)结果评价。6.4.3.2二级PSA中的安全壳事件树应对此类设备的运行情况进行建模：a)用于缓解严重事故对安全壳威胁的设备；b)用于缓解大量放射性物质释放的措施，例如：安全壳隔离、堆腔淹没和氢气点火器等。6.4.4外部事件分析6.4.4.1外部事件分析应分析由系统（正常和应急运行情况下相关的所有系统）外在因素引起的事件，包括：b)内部火灾PSA；c)地震PSA；d)其他外部事件评估（如：强风、龙卷风、外部水淹和交通事故等）。6.4.4.2内部水淹PSA应分析识别、量化功率运行和停堆工况下，内部水淹所引起的堆芯损伤风险和大量放射性释放频率。该分析应通过结合内部事件PSA的部分随机失效模型，模拟水淹造成的潜在风险。6.4.4.3内部火灾PSA应分析鉴别、量化功率运行和停堆工况下，内部火灾所引起的堆芯损伤风险和大量放射性释放频率。该分析应通过结合内部事件PSA的部分随机失效模型，模拟火灾造成的潜在风险。6.4.4.4地震PSA应对潜在的地震风险进行量化评估。6.4.4.5其他外部事件评估应在筛选分析基础上，对筛选后保留的其他外部事件进行分析以评估电厂抵御外部灾害的能力。8应召开D-RAP专家组会议，并应综合考虑行业信息和工程判断，最终确定D-RAP中应包括的SSC清单。PSA重要度分析信息应作为专家组对最终风险重要SSC的清单的确定和排序的重要依据。通过判断SSC对电厂安全的重要性，专家组可在初步风险重要SSC的清单中添加或删除某些SSC。专家组决策时，同样应使用确定论的方法识别风险重要的SSC。风险重要的SSC的确定论识别方法应包含以下准则和因素：a)ATWS准则；b)丧失所有交流电源；c)72小时后动作(适用于非能动核电厂)；d)安全壳性能；e)与安全有关系统间不利的相互作用；f)抗震及极端外部事件等因素。此外，对于非能动核电厂，RTNSS物项应纳入D-RAP范围。实施D-RAP的组织应保留有关D-RAP专家组会议以及最终风险重要SSC的清单的成文信息。实施D-RAP的组织应识别D-RAP范围内SSC有关的设计文件，以确保设计输出审查时，PSA专业人员对此类文件进行确认。6.6.2.1对于每个系统，实施D-RAP的组织应确定D-RAP中是否包含本系统的任何SSC。6.6.2.2在相关系统设计文件中应识别适用于D-RAP范围内SSC的可靠性/可维修性要求：a)系统功能：D-RAP中有（或没有）该系统的SSC；b)系统设计准则和目标/可靠性、可用性、可维修性准则：若有D-RAPSSC，应给出对这些SSC的特殊要求，以确保它们在电厂的可靠性满足或好于PSA中的假设；c)设备要求和设计描述：若有D-RAPSSC，增加讨论每个D-RAPSSC的描述。6.6.2.3在相关设计文件中应要求设备制造单位提供一份关于SSC设计和维护的运行经验和教训的评估报告（OPEX报告），以保证这些SSC能达到PSA中假设的可靠性。OPEX报告中应指出以往类似SSC发生过的问题，设备制造单位的运行和试验中的经验教训，以及设备制造单位改进设计所采取的措施。OPEX报告的格式和内容应符合附录A的要求。6.6.2.4PSA专业人员应审查D-RAP范围内设计文件，确保D-RAP设计要求的正确性和完整性。D-RAP其他设计过程控制（接口、分析、验证、输出、软件控制等）应按照实施D-RAP组织的质量保证大纲执6.6.3.1当电厂设计变更时，实施D-RAP的组织应评估变更对可靠性相关的影响和后果。D-RAP管理组应参与设计变更的控制过程，为设计过程中提供D-RAP有关的输入，如需要，应同时修改风险重要的6.6.3.2当D-RAP范围内的SSC因电厂设计变更而发生了增减，实施D-RAP的组织应实施设计变更评估工作，且应与PSA专业人员进行沟通，将所识别的具体影响和后果（与D-RAP有关的）保留成文信息。9所保留的成文信息应作为受此变更影响的其它设计活动的重要设计输入信息，以确保把与D-RAP有关的要求正确完整体现在更新后的设计中。6.6.3.3D-RAP有关设计文件变更时，D-RAP管理组应确保对其进行审查确认，确保D-RAP有关的影响得到充分识别和评审，并正确传递至下游文件中。6.7.1.1D-RAP范围内SSC的设备制造单位应在投标阶段、供货合同签订后以及交货阶段按照招标文件、合同要求分别提交一份SSC的OPEX报告（投标阶段以及供货合同签订的称作初步OPEX报告，交货阶段的称作最终OPEX报告）至实施D-RAP的组织。6.7.1.2在投标阶段，总包单位应将初步OPEX报告中的相关信息（特别是可靠性数据、以往类似设备发生过的问题，类似运行和试验中的经验教训，以及所采取或拟采取的改进措施）作为选择/推荐设备制造单位的重要参考因素。6.7.1.3在SSC供货合同签订后，实施D-RAP的组织应对设备制造单位提交的初步OPEX报告进行评价，SSC设备制造单位应按照评价意见改进SSC并完善报告。6.7.1.4在SSC发货前，设备制造单位应向实施D-RAP的组织提交最终OPEX报告。对于所反馈的最终OPEX报告评价意见，设备制造单位应在供货合同执行期内完成答复，并及时将完善后的最终OPEX报告再次提交实施D-RAP的组织。6.7.1.5在对D-RAP范围内SSC的OPEX报告进行评价的同时，D-RAP管理组应同时收集其中的可靠性数据信息。6.7.2.1OPEX报告总体评估方案OPEX报告评估的基本方案如图2所示。图2适用于初步OPEX报告和最终OPEX报告的评估，若某个步骤不适用，可直接跳过（如：实际过程中不需要再选择其他设备制造单位）。针对不同情况，评估方案分为以下几种情况。a)是否提供OPEX报告：如果设备制造单位无法提供OPEX报告，并且在进行相关培训后依然无法提供，且无其他更优设备制造单位可供选择，只能采购该设备制造单位的设备，则应结合对该设备制造单位以往业绩的评估结论对该设备进行标记，该标记应一直跟随设备，提醒营运单位重点关注，并在OPRAA中加强管理。在运行阶段，应对该设备制定更严格的检修计划，并应密切关注其性能表现。如果能提供OPEX报告，则进行下一步评估。b)是否提供可靠性数据：如果设备制造单位无运行经验数据，在进行相应培训后，也无法通过可靠性试验获得可靠性数据，且无其他更优的设备制造单位可供选择，只能采购该设备制造单位的设备，则应针对该设备开展定性评估，结合定性评估结论对该设备进行标记，该标记应一直跟随设备，提醒营运单位重点关注该设备，并在OPRAA中加强管理。在运行阶段，应对该设备制定更严格的检修计划，并应密切关注其性能表现。如果能提供可靠性数据，则进行下一步定性和定量评估。c)是否满足可靠性要求：对于设备制造单位提交的包含可靠性数据的OPEX报告，应依据相应的方法进行定性和定量评估，若其可靠性满足设计要求，则认为其符合D-RAP的相关要求。在电厂运行阶段，可结合评估结论依据OPRAA相关要求进行正常的管理。若其设备的可靠性数据不满足设计要求，包括采取设计改进后仍然无法满足设计要求，且没有其他更优的设备制造单位可供选择，只能采购该设备制造单位的设备，则应结合定性和定量评估结论对该设备进行标记，该标记应一直跟随设备，提醒营运单位重点关注该设备，并在OPRAA加强管理。在运行阶段，应对该设备制定更严格的检修计划，并应密切关注其性能表现。6.7.2.2OPEX报告评估准则6.7.2.2.1对OPEX报告的评估应将定性与定量相结合。定性评估应着重审核设备描述、设备关键特性、以往设备业绩以及产品升级信息等内容是否在OPEX报告中详细描述。OPEX报告定量评估方法应从行业可靠性水平和风险重要度水平两方面评估，以确保评估角度全面，应避免所采购的SSC引起过高的风险增量，并应避免采购可靠性水平明显低于行业同类的设备。6.7.2.2.2PSA模型中所用的设备可靠性通用数据应是结合多个电厂多年的运行经验得到的同一类设备的可靠性数据，其可靠性数据应能反映行业内设备的平均可靠性水平，并宜采用正式发布的通用数据源。应通过对OPEX报告中的实际可靠性数据与通用数据进行比较，来衡量设备制造单位设备是否达到行业内平均可靠性水平。6.7.2.2.3设备制造单位提供的实际设备的可靠性与设计的差异可认为是对核电厂设备进行的相应变更，应参考相关准则对此变更进行评价。应使用堆芯损伤频率（CDF）和（放射性物质）大量释放频率（LRF）来衡量此变更造成的风险增量是否很小，以及是否与安全目标一致。6.7.2.2.4OPEX报告的评估准则应满足如下要求。a)可靠性数据处理，应要求设备制造单位提供的OPEX报告中包含运行经验的原始数据、数据处理过程以及处理得到的可靠性参数，其中可靠性参数应包括设备可能出现的失效模式及对应的失效模式下的失效率或平均无故障时间（MTBF运行失效）、失效概率（需求失效）、平均修复时间（MTTR）、失效探测因子（适用于仪控系统设备）。应给出可靠性参数的点估计，并宜给出区间估计和分布参数估计：1)根据数据处理方法，应评估OPEX报告中的数据处理方法合理性，处理结果的正确性；2)结合PSA模型要求，并基于相关概率统计技术，应对可靠性数据进行处理（如将MTBF转化为失效率）。b)可靠性数据预评估，应比较设备制造单位设备实际的可靠性数据与通用数据间的差距，如果：1)设备制造单位的实际可靠性数据小于等于通用数据，则可得出初步结果，设备制造单位设备的可靠性满足要求；2)设备制造单位的实际可靠性数据比通用数据高1个量级以上，则可认为设备制造单位的设备可靠性明显低于行业水平，并应认为不满足可靠性要求；3)设备制造单位的实际可靠性数据介于上述2种情况之间的，应进一步实施风险重要度评估活动；4)对于那些通过专家判断加入风险重要SSC的清单内的设备（相较于运用PSA技术所识别的设备），由于此类设备未在PSA模型中模化，因此不能以风险增加量来评估其可靠性，在此情况下应细化可靠性参数的预评估以达到指导后期运行对设备的管理。c)应以新建电厂的CDF/LRF限值（根据有关法规要求确定）以及特定电厂所设计的CDF/LRF值（即设计目标）为依据，设置因某一设备可靠性与原设计差异导致的CDF/LRF增量的可接受准则。d)应根据预评估和风险重要度评估结果，给出设备的评估意见和运行建议。6.7.3可靠性数据来源实施D-RAP的组织应明确用于验证可靠性参数的数据来源。所用的数据中，最优先考虑的数据宜是该型号设备在相似运行工况下的运行数据（如计算泵的启动失效概率时，需要的数据是泵的启动次数以及启动失效的次数。又如计算泵的运行失效率时，需要的数据是泵的累计运行时间以及运行失效次数）。若该型号设备在相应工况下的运行数据过少或无法获得，则宜根据工程实际情况考虑以下数据：a)数据来源是该型号设备试验测得的数据；b)数据来源是该设备制造单位型号相近的同类设备的实际运行数据；c)数据来源是该设备制造单位型号相近的同类设备的试验测得的数据。实施D-RAP的组织还应积极收集核电厂营运单位所反馈的设备实际运行经验的信息，具体要求见6.10.1.2。在核电厂建造完成前，D-RAP范围内风险重要SSC的范围可能根据设计进度、厂址特性等变化而变化。实施D-RAP的组织应持续跟踪并评价D-RAP有关的设计变更以及特定厂址的特征，维护和更新D-RAP范围内风险重要SSC的清单。清单的建立、修改、更新等方面的控制措施和流程应严格按实施D-RAP组织的质量保证要求进行。6.9质量保证对在设计、制造、建造及预运行试验过程中D-RAP范围内SSC的质量保证和控制应使用组织的质量保证大纲。在采购阶段，采购文件中应要求D-RAP相关的SSC设备制造单位向实施D-RAP的组织提交一份OPEX报告，以验证其维持D-RAP可靠性的能力，并验证PSA分析中所用的可靠性数据。6.10.1数据的移交6.10.1.1PSA建模数据的移交PSA建模数据应移交至OPRAA，具体包括PSA建模中考虑的D-RAP物项的失效模式及对应的失效数据、假设的定期试验周期（如有）、计划性维修时间、纠正性维修时间等。6.10.1.2设备制造单位数据的移交设备制造单位提供的OPEX报告中包含设备的实际可靠性数据应移交至OPRAA。电厂投入运行后，核电厂营运单位应收集和分析维修经验数据，并把实际维修经验反馈给相关单位以便将来能改进与维修活动有关的核动力厂特性。营运单位应当与有关单位（制造单位、研究单位、设计单位）保持联系，以向其反馈运行经验的信息，以助于评估、验证并改进D-RAP设备的可靠性。6.10.1.3OPEX报告评估结果数据的移交OPEX报告的评估数据应包括设备可靠性相关的计算分析数据和评估结论，该部分数据可为OPRAA阶段制定维修计划和设备管理提供具体参考。6.10.1.4D-RAP组织机构的移交在OPRAA中，核电厂营运单位可参考D-RAP的组织机构构架，根据自身的实际情况，构建OPRAA的组织机构。在D-RAP向OPRAA传递过程中，应完成D-RAP专家组向特定电厂OPRAA专家组的转换工作，以在运行阶段持续保持D-RAP范围内SSC可靠性假设的有效性。在由D-RAP向OPRAA的传递过程中，宜将D-RAP的相关管理程序传递给核电厂营运单位，供其在制定OPRAA相关管理程序时参考。在所传递的OPEX报告评估结果数据中所包含的SSC的失效模式及其评估结果，应作为实施OPRAA（以及相关运行大纲）的重要输入信息，并为风险重要SSC的维修/监督管理提供建议。6.10.3移交方式D-RAP向OPRAA的传递一般宜通过组织间的正式渠道进行。如可通过函件的形式进行相关文件和信息（规范性）运行经验报告（OPEX）要求A.1概述SSC设备制造单位应在运行经验报告（OPEX）中应给出以往类似SSC发生过的问题，类似运行和试验中的经验教训，同时给出