2023核电厂二级概率安全评价开发方法

核电厂二级概率安全评价开发方法ThemethodologyofLevel2probabilisticsafetyassessmentdevelopmentfornuclearpowerplantNB/T20633-2023目次前1言...........................................................................II范围................................................................................1规范性引用文件......................................................................1术语、定义及缩略语..................................................................12333.1术语和定义......................................................................1.2缩略语..........................................................................14二级PSA目标、范围和团队............................................................1444.1二级PSA的目标..................................................................1.2二级PSA的范围..................................................................2.3二级PSA................................................................256核电厂严重事故设计信息收集..........................................................355.1确定与严重事故相关的重要设计....................................................3.2收集严重事故的重要信息..........................................................4二级PSA技术方法....................................................................46666.1一级和二级PSA接口分析..........................................................4.2安全壳性能分析..................................................................6.3严重事故进程分析................................................................7.4安全壳事件树分析................................................................7666.4.1概述........................................................................7.4.2安全壳事件树的构建..........................................................7.4.3安全壳事件树分支概率的确定..................................................866.5源项分析........................................................................966666.5.1概述........................................................................9.5.2释放类定义..................................................................9.5.3释放类归并..................................................................9.5.4源项计算...................................................................10.5.5源项分析结果...............................................................11.6结果评价.......................................................................11666.6.1分析结果...................................................................11.6.2不确定性、重要度和敏感性分析...............................................13.6.3结果的评价.................................................................14参考文献.......................................................................15I核电厂二级概率安全评价开发方法1范围本文件规定了核电厂二级概率安全评价（PSA）对目标、范围与团队组织以及核电厂严重事故设计信息收集的要求，描述了二级PSA的总体性技术方法。2规范性引用文件文件。NB/T20445.1应用于核电厂的二级概率安全评价第1部分：总体要求33术语、定义及缩略语.1术语和定义NB/T20445.1界定的术语和定义适用于本文件。.2缩略语3下列缩略语适用于本文件。CD：堆芯损伤（CoreDamage）CDF：堆芯损伤频率（CoreDamageFrequency）LERF：早期大量释放频率（LargeEarlyReleaseFrequency）LOCA：丧失冷却剂事故（LossOfCoolantAccident）LRF：大量释放频率（LargeReleaseFrequency）PDS：电厂损伤状态（PlantDamageState）PSA：概率安全评价（ProbabilisticSafetyAssessment）RC：释放类（ReleaseCategory）RCS：反应堆冷却剂系统（ReactorCoolantSystem）RPV：反应堆压力容器（ReactorPressureVessel）4二级PSA目标、范围和团队44.1二级PSA的目标.1.1在核电厂开展二级项目之前，应首先明确开展二级PSA的目标。二级目标不同，其输PSA级PSA的所有预期目标。这些目标可以是：a)得到严重事故进程和安全壳性能的见解；b)识别核电厂在严重事故下受到的具体挑战和安全壳的薄弱环节；c)判定与已有风险准则的符合性，这些风险准则通常与LRF和LERF有关；d)确定安全壳主要的失效模式，评估相关的放射性释放频率和释放量；e)评价各种不确定性（包括与现象、系统和模型假设相关的不确定性）对核电厂安全的影响；f)确定对严重事故是否采取了足够的措施，以缓解事故的影响；g)为应急预案的编制提供支持；1h)为核电厂开发和制定严重事故管理导则与策略提供支持；i)为核电厂确定降低风险的特定措施提供支持；j)为确定相关研究活动的优先次序提供支持；k)为三级PSA提供输入；l)为核电厂的环境影响评估提供支持。444.1.2二级PSA模型应体现分析目标的需求，宜尽可能反映现实，避免采用过于保守的假设。.2二级PSA的范围.2.1二级PSA的范围由其特定的目标确定。二级PSA的实施通常存在两种情况。第一种情况是二级PSA作为全范围PSA的组成部分，与一级PSA一起开展。此时可将二级PSA的要求纳入到一级PSA中，以保证对安全壳响应及源项分析重要的所有核电厂相关特性都能够在一级况是二级PSA在已有的一级PSAPSA增加一些安全壳及其安全系统状态PDSPSA模型间PDSPSA充分考虑了一级PSA始状态和边界条件以及二级PSA与一级PSAPSA主要的工作内容及其实施步骤如图1所示。图1二级PSA主要工作内容及实施步骤.2.2当PSA的范围包括了内部或外部灾害（如：火灾、地震等），但它们对于放射性包容功能的潜4在影响以及它们可能引起的相关性失效没有在一级PSAPSA着火导致安全壳隔离系统失效、地震导致安全壳结构损伤等。444.2.3如果考虑开展三级PSA，还应考虑预期要开展的三级PSA的输入需求。.3二级PSA.3.1二级PSA团队的专业技术水平可以因开展二级PSA时核电厂所处的阶段、二级PSA分析范围和预期应用有所差异，但应确保团队成员在如下方面具备足够的专业技术水平：a)核电厂设计和运行方面；b)严重事故现象和安全壳完整性方面；c)PSA技术方面。24.3.2二级PSA团队应包括以下成员：a)运行相关分析人员：核电厂及安全壳系统设计及运行、应急运行规程和严重事故管理导则、应急预案等方面的人员，必要时可考虑增加核电厂运行人员；b)严重事故分析人员：严重事故现象、严重事故相关不确定性、安全壳载荷、放射性释放和严重事故分析计算程序等方面的人员；c)结构分析人员：结构设计、安全壳承压能力和失效模式等方面的人员；d)PSA分析人员：事件树分析、故障树分析、人员可靠性分析、不确定分析、数据分析、PSA软件和一级PSA等方面的人员。5核电厂严重事故设计信息收集55.1确定与严重事故相关的重要设计.1.1应通过对核电厂设计和运行的了解和熟悉，确定影响严重事故进程、安全壳响应和放射性物质房等）、设备和运行规程。5.1.2应确定并详细描述能够影响严重事故进程的核电厂特性，以便必要时开展进一步研究。对严重事故进程和缓解有影响的核电厂关键设计特征包括：a)RPVRPV散的范围和熔融物的可冷却性；b)从RPV下部区域到安全壳主空间的路径特征。流动的限制或者流道的其他几何影响可能降低RPV下封头失效后堆芯碎片的分布范围，这对于压水堆中的高压熔融物喷射尤其重要；c)安全壳分区结构特征。高度分区化的安全壳结构将限制可燃气体的混合以及在安全壳气空间的扩散程度；d)可能导致安全壳旁路序列的特征。如蒸汽发生器传热管材料。对严重事故进程和缓解有影响的核电厂关键设计特征示例如表1所示。表1影响严重事故进程和缓解的核电厂关键设计特征示例关键设计特征注释反应堆功率水平稳态下总热功率燃料类型/包壳类型堆芯氧化物、混合氧化物/锆合金、不锈钢燃料/包壳的质量燃料组件几何形状控制棒类型和数量反应堆功率的空间分布衰变热实际值实际值实际值典型的轴向和径向功率峰值因子随时间变化的衰变热水平堆芯内放射性物质总量放射性物质装量RCS反应堆冷却剂/慢化剂体积安注箱容量和压力设定值RCS降压装置/规程卸压能力按照设计和制造的实际值具体设定点/规程实际值连接RCS的安全壳贯穿件的隔离蒸汽发生器传热管材料安全壳安全壳旁路的可能性材料类型安全壳几何结构安全壳自由容积内部空间的形状和隔离实际值，应考虑结构所占空间3表1影响严重事故进程和缓解的核电厂关键设计特征示例（续）关键设计特征注释安全壳安全壳设计压力/温度安全壳材料组成极限承载力的现实评估值钢材、混凝土、其他运行压力/温度实际值氢气控制设备惰化措施、点火器、非能动复合器、其他实际运行评估安全壳冷却装置的能力和设定值混凝土成分具体的化学成分堆腔及地坑的设计和位置安全壳边界的距离位置安全壳排放规程和位置外部灾害响应堆腔是否可淹没、有利于熔融物扩散；地坑具体的几何形状等安全壳边界到RPV和堆腔/基座的距离排放管线位置和启动规程由地震、水淹等事件引起的结构破坏安全壳贯穿件布置和用于安全壳隔离的密封材料的可靠性潜在的安全壳隔离失效5.1.3除了核电厂设计特征外，也应考虑相关的运行规程、严重事故管理导则和应急预案。对于在设计阶段暂时无法获取的信息，可以参考相似核电厂的相关文件。55.2收集严重事故的重要信息.2.1应收集和整理开展特定核电厂二级PSA所需要的数据。所需的数据与二级分析的范围和计算工具的特点相关。核电厂计算严重事故进程的特定分析模型会影响输入参数的数量和类型。5.2.2应从合格的来源中获取数据，例如：a)核电厂设计和执照申请文件；b)核电厂运行、维修或试验程序；c)工程计算或分析报告；d)核电厂巡访报告；e)建造标准；f)厂家技术资料；g)与核电厂相关人员的访谈；h)场区移动设施的布置图；i)应急预案和应急执行程序的规定等。获取数据的文件应作为二级PSA报告参考文献。.2.3二级PSA使用参考核电厂的数据时，应将两个核电厂的设计进行比较，以确定两个核电厂实际5上是否“相似”及因此是否有相似的薄弱环节。可以对比的设计特征及关键特性如表2表2核电厂设计特征对比参数和设计特征关键特性反应堆功率与RCS容积比事故进程时间，恢复动作时间反应堆功率与安全壳自由容积比安全壳载荷的度量锆质量与安全壳自由容积比RPV下部到安全壳的路径混凝土成分燃烧的可能性和安全壳载荷的度量熔融物可能的分布和高压熔融物喷射堆芯熔融物与混凝土相互作用时，不可凝气体的生成和放射性物质的释放6二级PSA66.1一级和二级PSA接口分析.1.1一级PSA确定了大量导致PSA中对这些事故序列单独评估严重事故进程、安全壳响应和放射性核素释放既不实际也不必要。一级和二级PSA接口分析的典型方式是将一级PSA得到PDS，以减少二级PSA分析序列的个数，并保留二级PSA分析所需的初始和边界条件。46.1.2PDS代表了一组具有相似严重事故进程的事故序列，它们对安全壳产生相似的载荷，进而导致相似的事件进展和放射性源项。因此，PDS的属性可以包括影响事故进程、安全壳响应或者放射性物质向环境释放等各种因素，这些因素为开展严重事故分析提供了初始和边界条件。6.1.3PDS通常分为两大类：一类是放射性物质从RCS释放到安全壳内，另一类是安全壳被旁通或者失效，放射性物质直接释放到环境中。因此，PDS划分首先需要确定安全壳状态。如果反应堆厂房/二PDS进行安全壳事件树分析。对其他状态下的PDS，通常仅需要源项分析，或根据需要开展安全壳事件树分析以评估减少源项的可能措施（如：洗涤）。6.1.4表3给出了定义PDS时需要考虑的属性示例。表3PDS属性（功率工况）示例特征量属性始发事件LOCA；安全阀/卸压阀卡开；瞬态；旁通类事件（界面LOCA，或蒸汽发生器传热管破裂）。高；CD时RCS的压力低。所有的安注启动失效（没有安注，早期损坏）；安注直接注入阶段成功，但是再循环阶段失效（随后CD）；堆芯应急冷却在CD或者RPV破裂后可用；蒸汽发生器冷却可用。应急堆芯冷却和其他冷却系统的状态（CD的时刻）喷淋：（（（1）始终保持运行状态；2）需求失效；3）直接喷淋阶段成功，但是未成功切换至再循环喷淋。氢气点火器/复合器：（（（1）始终有效；2）需求失效；3）后期失效。安全壳相关安全设施状态通风/排放系统：（（（1）始终运行；2）需求失效；3）后期失效。完整且堆芯开始损伤时即隔离；完整但堆芯开始损伤时未隔离；结构失效或者较大的泄漏a。完整且堆芯开始损伤时即隔离；完整但堆芯开始损伤时未隔离；结构失效或者较大的泄漏a。安全壳状态二次包容壳状态（反应堆厂房或者包容构筑物）a包含了外部事件引起的结构损伤。6.1.5在定义安全壳非旁通类时，应考虑一级PSA中定义的系统与设备的失效对安全壳完整性或者放射性物质释放的可能影响，包括如下几方面：a)始发事件的类型，这影响到流体进入安全壳的流速，堆芯熔化和氢气生成的进程，放射性物质释放的时间进程；b)堆芯冷却功能的失效方式，它将影响堆芯熔化的时间进程；c)d)CD开始时的一回路系统压力和RPV下封头失效前能够改变RPV压力的安全/释放阀或其他部件的状态。下封头失效时的RPV内压力能够影响堆芯熔融物到安全壳的蔓延和扩散模式。CD开始后的RPV压力也会影响反应堆冷却系统超温超压的失效（如管道和蒸汽发生器传热管的蠕5变断裂，或者安全/释放阀在打开状态下的热振荡）概率。始发事件和任何卸压系统的功能都可能对压力产生影响。6.1.6将事件序列归组到PDS时可考虑安全壳相关安全设施的状态。在确定安全壳响应时，安全壳相关安全设施的状态将影响安全壳冷却、放射性物质的迁移、产生的可燃气体的混合等。PDS还应考虑对PSAPSA属性应考虑电源状态。6.1.7在定义安全壳旁通类PDS时，可考虑在释放路径上影响放射性物质浓度衰减和影响释放进程的属性。PDS属性应包括始发事件类型、应急堆芯冷却系统的状态（包括失效时间）以及排放途径在一段房或者相似建筑时，可考虑应急排放过滤、通风和空调系统的状态以及泄漏处是否被淹没等。6.1.8应将选定的PDS减少到可处理的数量。第一种方法是合并相似的PDS，选择能描述PDS属性的代表性序列来进行包络分析；第二种方法是使用频率截断筛选掉不太重要的PDS，但应确保导致放射性核素早期大量释放到环境的PDS确定过程中应考虑事故序列归并到PDS过程中引入的变化和不确定性，并考虑其对PSA具体目标的影响。6.1.9一级PSA没有描述安全壳系统或其他不会直接影响CDPSA以考虑在PDS定义中关注的属性(如表3),可采用扩展事件树或者桥树等方法。.1.10在外部事件二级PSA作以及影响安全壳完整性的系统，例如地震可能导致安全壳失效。.1.1166PSA的定义应考虑包括安全壳的状态和冷却剂水位在66.2安全壳性能分析.2.1安全壳性能分析的主要目的是通过特定核电厂结构力学计算来评估安全壳极限承载能力，确定实际能够达到的极限承载力常常超过设计值的2至4要考虑全新的失效模型。6.2.2为了现实地评估安全壳性能极限，应收集安全壳结构设计和安全壳贯穿件的详细信息，如表4所示。应根据这些信息分析通过安全壳本体或贯穿件泄漏的可能性。表4安全壳结构设计与安全壳贯穿件的重要特征示例特征钢结构；混凝土结构：安全壳类型（1）预应力混凝土；（2）后张拉混凝土；3）钢筋混凝土。（设备闸门；人员闸门；管道贯穿件；安全壳贯穿件电气贯穿件；大气净化管线；排放管线。安全壳的几何形状（如球体、圆柱体等）；几何不连续性，例如：从圆柱形壳过渡至穹顶和底板；衬里锚固系统；其他与周围其他构筑物的相互作用。66.2.3可以使用相似安全壳设计的核电厂已有计算结果，此时，应说明采用已有计算结果的适用性。.2.4表征安全壳失效通常采用两种基本方法，即：“阈值法”和“破前漏法”。“阈值法”定义了6加，也不会发生大规模失效。6.2.5安全壳性能分析过程中进行的特定核电厂计算应基于验证过的结构模型，并有相应的数据和合位置、大小和极限压力/温度承载能力提供工程基础数据。6.2.6当内部压力载荷是安全壳失效的潜在主要决定因素时，二级PSA还应考虑温度对安全壳结构性能的影响。安全壳温度可能影响结构材料的强度特性，同时引起贯穿件密封材料的退化。.2.76效压力/温度分布。应考虑材料特性和建模（如：定义“失效”的准则）的不确定性分析。6.2.8应评估由于长时间暴露并受熔融堆芯碎片冲击（堆芯熔融物与混凝土相互作用）而造成的安全RPV位置（如：贯穿件、地坑汲水管线）。66.3严重事故进程分析.3.1开展特定核电厂的严重事故进程分析是评价严重事故行为的首选方法。至少应对对于核电厂CDF有明显贡献的每一个PDS早期释放的那些PDS，如安全壳旁通或安全壳早期失效，也要进行严重事故进程分析。对频率高和后果严重的PDS进行详细的严重事故进程分析可以为其他没有详细分析的PDS的事故响应提供广泛的评估信厂的严重事故进程分析的补充。6.3.2参考具有相似设计核电厂的分析结果时应特别谨慎。严重事故进程分析的不确定性可能超越核析结果。6.3.3严重事故进程分析应使用经验证过的严重事故模拟程序。严重事故模拟程序和计算分析数量应基于二级PSA的目的确定，确定时应考虑：a)所选程序应能够模化在事故过程中发生的绝大部分事件序列和现象，无论是安全壳完好的序列，还是导致安全壳失效的序列；b)所选程序应能够正确考虑不同物理化学进程之间的相互影响；c)所选程序应满足验证、对比分析和文档记录的要求；d)所选程序的计算时间和所需资源应合理。应了解所选程序的技术局限性和不足。6.3.4应评估模型中用于严重事故进程定量化的重要计算变量，如压力和温度峰值、可燃气体产量、或主要事件的发生时刻等，并形成文档记录。应在PSA文档中给出这些变量在重要时间点的分析结果，并对其进行详细的讨论。666.4安全壳事件树分析.4.1概述.4.1.1安全壳事件树是系统评估核电厂应对严重事故能力的一种结构化方法。二级PSA通过建立安全壳事件树对后的严重事故进程和现象、严重事故缓解系统响应以及人员操作进行评价，定性识别和定量评价可能导致早期或大量放射性释放的事故情景及发生可能性。6.4.2安全壳事件树的构建76.4.2.1应在考虑二级PSA目标的基础上，确定安全壳事件树建模的详细程度和实际规模。如果二级PSA的目的仅仅是确定树，此时主要关注适当时间范围内后果严重的严重事故序列。6.4.2.2安全壳事件树中的顶事件或节点问题应表明对严重事故进程、严重事故响应、放射性物质屏密切相关，对某类反应堆/安全壳系统重要的严重事故响应对于其他类型来说可能并不重要。6.4.2.3级PSA安全壳事件树划分成多个连续时间段。如：阶段1，RPV内早期，核电厂对由始发事件所导致内CD后期到RPV3有时进一步细分为三个子阶段：a)阶段RPVRPVb)阶段RPVRPV外的稳定或者与混凝土开始相互作用）；c)阶段3c，RPV失效几小时后（考虑由堆外熔融物行为带来的挑战，如在堆芯熔融物与混凝土相互作用下生成的不可凝气体引起的压力上升或燃烧现象或蒸汽不断生成导致的压力上升）。6.4.2.4应识别严重事故管理措施中的人员行为。通常，包含在核电厂的相关规程或严重事故管理导模型中没有体现的严重事PSA的结果也应用来识别或改进严重事故管理行为。6.4.2.5应考虑严重事故管理措施的潜在不利影响。例如，在堆芯已经损伤的情况下执行向堆芯注水的操作可能能够中止严重事故进程。然而，该措施同时也可能导致燃料-冷却剂高能反应、燃料碎化以及蒸汽、氢气和放射性物质的额外产生。66.4.3安全壳事件树分支概率的确定.4.3.1可以使用连接事件树、故障树等方法量化安全壳事件树。所给出事件的概率值或进行安全壳事件树的定量化的过程应是可追溯的。这些概率值在安全壳事件树量化中的应用原则应保持一致。6.4.3.2PSA模型PSAPSAPSA与系统可用性相关联的人员动作相关性。6.4.3.3PSA模型中系统/设备可靠性的分支概率或支持性模型。分析中，应适当评估并考虑严重事故进程和现象发生导致的环境条件对二级PSA级PSA确定的任务时间模化系统可靠性，并充分考虑一级和二级PSA之间系统可靠性的相关性。6.4.3.4严重事故现象分支条件概率的确定应有分析和数据支持，并合理判断每个节点的不确定性。的全尺寸反应堆试验数据的应用等。6.4.3.5确定严重事故现象分支概率的合理方法是根据主导现象将问题分解成一些子问题进行研究。子问题研究可以分别进行，其结果用于分支概率的评估或作为一部分连接到安全壳事件树题头中。6.4.3.6严重事故现象分支概率值的确定可从以下数据源和相关信息中得到支持：a)使用计算程序对严重事故或基本问题进行确定论分析；b)相关的试验测量或观测；c)相似核电厂研究结果的分析和见解；d)专家意见。86.4.3.7通常采用阈值法或积分法定量化严重事故现象事件的发生概率。阈值法一般通过评估所预测件发生概率的可信度。6.4.3.8阈值法和积分法两种方法可以单独使用，也可以联合应用，还可以使用除了这两种方法以外的其他方法。666.5源项分析.5.1概述.5.1.1应针对安全壳事件树终态进行源项分析，从而决定从核电厂释放到环境中的放射性物质释放特性。二级PSA源项分析的内容通常包括：a)定义释放类（RC）；b)将安全壳事件树终态归并成RC；c)对每个RC进行源项计算。6.5.1.2源项分析的范围取决于二级PSA的目标和预期应用。当二级要应用于三级PSA时，应对总CDFPSA分析选择碘和铯作为整体放射性源项的关键指标。6.5.2释放类定义6.5.2.1安全壳事件树的事件序列代表了CD壳的释放有显著影响，这些事件的主要特性包括：a)反应堆冷却系统的失效模式；b)安全壳失效的模式和时间；c)熔化堆芯材料的冷却机理；d)放射性物质的滞留机理。6.5.2.2RC性物质释放到环境的特性相关。66.5.3释放类归并.5.3.1将安全壳事件树序列的终态进行分组，将具有相同或相似向环境释放特定属性的安全壳事故RC故序列数量。定义的RC数量过多时，应进一步归并成适中的组，以用于源项分析。6.5.3.2一般应借助计算机工具采用系统性方法将安全壳事件树终态归并成所定义的事件树终态（割集）的后处理过程或安全壳事件树模型中的相关属性，可以用于6.5.3.3安全壳事件树终态的归并应考虑影响放射性物质释放的各种因素。归并依据的属性应体现二级PSAPSA再依据影响放射性物质在场外大气中的弥散和影响场外人员健康评估的重要属性来归并。6.5.3.4归并后同一RCRC的源项分析能够代表该类中所有终态的特性。.5.3.5RC的频率是该类中所有安全壳事件树终态频率的加和。6966.5.4源项计算.5.4.1源项计算应识别和考虑影响源项特性的核电厂设计特征和严重事故现象。核电厂固有的设计功率密度及分布、燃耗和混凝土成分等。影响源项特性的严重事故现象会因事故序列不同而发生变化，如：a)CD和RPV破裂时的压力；b)冷却水的可用性（RPV内和RPV外）；c)RPV外堆芯碎片的厚度和成分；d)安全壳专设安全设施的运行；e)安全壳破口的尺寸；f)安全壳失效的位置及其导致的向环境迁移的路径。6.5.4.2源项计算中使用的计算机软件应能够模拟严重事故现象的综合行为，包括：反应堆热工水力气溶胶和蒸汽在RCS和安全壳中的迁移等。6.5.4.3源项计算应模拟影响安全壳中放射性物质的释放和迁移的所有过程，包括：a)放射性物质在RPV内从燃料的释放；b)放射性物质在RCS中的滞留；c)放射性物质在RPV外的释放；d)放射性物质在安全壳中的滞留。66.5.4.4源项计算应评估各类放射性核素到环境中的释放量。.5.4.5应对开展源项计算。通常在每个中选择一个或几个具有代表性的事故序列进行源项计RCRC包含的事故序列中主导释放现象的不确定性相对较低时，可以选取其中相对较少的代表性事故序列进行源项计算。6.5.4.6当RC的源项计算对核电厂的某个设计特性或者放射性物质的某个具体迁移机理特别敏感时，应辅以使用更详细的模型程序来补充分析。.5.4.7确定PSA6源项估计结果。6.5.4.8当使用参考核电厂的源项计算结果进行源项估计时，应满足以下条件：a)RCS管道和安全壳内的迁移和滞留的设计特性进行识别和比较；b)所研究核电厂进行源项计算的事故序列与拟参考核电厂中开展源项计算的事故序列相似。应注意，核电厂安全系统或安全壳系统运行上的差异可能会使参考核电厂的源项计算对于特定的PDS不适用；c)所参考的源项计算结果是基于当时最新的严重事故建模水平。应谨慎应用几年前的结果。.5.4.9源项的大小通常以一个或多个放射性核素组占初始堆芯装量份额的形式来表示。使用一体化6可以使用不同的放射性核素组，源项计算中用到的典型放射性核素组结构示例见表5。表5典型放射性核素组结构示例序号元素及化合物惰性气体CsI、RbITeO212345SrOMoO、RhO、TcO22210表5典型放射性核素组结构示例（续）序号元素及化合物6789CsOH、RbOHBaOLaOOO、YO、ZrO、NbO、AmO、CmOO32323232322222CeO2、NpO2111012SbTe2UO266.5.5源项分析结果.5.5.1RC矩阵格式表示结果，同时列表给出每个RC的频率（或对总CDF的贡献）。表6给出了用这种方法表示源项分析结果的示例格式。6.5.5.2通过RC的频率来确定LRF或LERF并与所定义的风险准则进行比较时，需要在二级PSA中定义“大量释放”和“早期大量释放”两个概念。.5.5.3源项分析应给出放射性核素释放的定量结果，并基于定量结果的评估获得相关见解。应给出每个放射性核素组超过给定释放量的频率。666.6结果评价.6.1分析结果66.6.1.1应给出安全壳事件树定量化结果。.6.1.2应给出安全壳事件树中事件序列的终态及其重要贡献项的分析结果，包括但不限于：a)应确定每种的频率和不确定性。应确定总释放频率的主要贡献者，并列表给出每个对总释放频率的贡献；b)应识别重要RC的贡献项（如始发事件、支配性事故序列、严重事故现象、安全壳威胁、安全壳失效模式等）及相对贡献份额，放射性物质向环境的释放及相关频率，释放物质的总量及其物理和化学特性，释放的时间、能量、时长和地点等信息；c)应确定和说明安全壳早期失效的主要贡献项。应确定和说明不同PDS的安全壳早期失效条件概率不同的原因；d)应按照分析的具体要求对不确定性进行描述和处理，给出用于处理二级PSA不确定性的具体方法，以及对不确定性的定量评价结果；e)应按照分析的具体要求对敏感性进行描述和处理，给出基于分析结果的重要风险见解。.6.1.3应识别分析中可能影响二级PSA结果应用的局限性，包括但不限于：a)识别二级PSA分析中所考虑的一级PSA所得CDF的比例，识别在二级PSA分析中所考虑CDF的比例低于100%的原因（如有）；6b)识别分析详细程度对二级PSA应用局限性的可能影响；c)识别分析中的建模假设和未考虑的过程、现象、人员操作所导致的局限性。.6.1.4应描述和评价不确定性分析的结果，完善二级PSA结论。.6.1.5对于目前不能在二级定量化中明确考虑的不确定性，可以通过针对影响二级PSA结果不66确定性的主要来源进行敏感性分析。6.6.1.6二级PSA分析过程和结果应形成文档报告，应以便于审查、应用、升级和同行评估的方式进行二级PSAPSA处理过程以及PSA中所采PSA分析得到的相关见解正确地被核电厂的管理与运行人员及核安全监管人员或其他相关人员理解。11表6源项分析结果示例释放到环境的堆芯积存量份额MoO2CsOHBaOLaO3频率/堆年）释放类释放类定义惰性气体CsITeO2SrOCeO2SbTe2UO2（RC01RC02RC03RC04RC05RC06RC07RC08RC09RC10RC11安全壳完好安全壳隔离失效安全壳旁路失效：界面LOCA安全壳旁路失效：SGTR安全壳晚期超压失效、RPV下封头熔穿安全壳晚期超压失效、RPV下封头完好安全壳过滤排放、RPV下封头熔穿安全壳过滤排放、RPV下封头完好安全壳底板熔穿1266.6.2不确定性、重要度和敏感性分析.6.2.1应确定二级PSA分析中的不确定性主要来源。二级PSA分析中产生不确定性的因素包括：a)分析不完备导致的不确定性。二级PSA模型的主要目标是评估能够导致放射性物质释放的所有可能情景（事件序列），这些情景许多来自一级PSA的结果。然而，无论是一级PSA二级PSA都无法保证已识别出所有可能出现的放射性物质释放情形并进行了合理的评估。b)归并导致的不确定性。将一级PSA事故序列或割集归组为PDS作为二级PSA的输入时，会因为丢失一些模型细节而引入不确定性。安全壳事件树归并时，也会因为将“近似的”严重事故进程归组所使用的属性不完整而引入不确定性。分析的不完备给分析的结果和结论带来不确定性，这类不确定性不太可能明确地评估和量化，但通过增加计算量、减少归组、开展广泛的同行评审等方式能够降低这类不确定性；c)PSA相关的支持性分析中对所用方法、模型及假设和近似处理的适当性缺乏完善的认识。建模过程的不确定性可通过敏感性分析来处理其中某些因素的重要度；d)参数的不确定性。参数的不确定性来源于二级PSA定量化过程中基本参数取值的不确定性，比如设备失效率和始发事件频率。参数的不确定性通过定义所有参数的不确定性分布并考虑分析过程中的传播来处理。666.6.2.2应识别支配性不确定性来源，并定量地评价不确定性对评价结果的影响特性。.6.2.3不确定性分析是根据可选的模型或者参数值的范围，生成表示结果可信度的概率分布。.6.2.4二级PSA的不确定性来源是非常多的，定量化分析所有的来源是不切实际的。针对严重事故PSA结果的总体不确定性。6.6.2.5在确定不确定性分析范围后，下一步是确定不确定性参数值的分布。不确定性分析范围内的支持。不在不确定性分析范围内的其他参数也可能用平均值来描述或评估，如源项相关计算参数等。6.6.2.6应根据不同的不确定性分析目标，通过不同的方法对不确定性的传播进行分析。可用的分析技术包括：a)使用离散概率分布；b)基于简单（蒙特卡洛）随机抽样或分层（拉丁超立方）抽样的直接模拟方法。6.6.2.7应描述和评价不确定性分析的结果以完善二级PSA结论。不确定性分析包括定量化评估和不起描述不确定性的不同分位值。6.6.2.8应对始发事件频率、设备可靠性参数、人因失误概率、严重事故现象相关的概率等重要度进PSA中使用的重要度通常包括：a)Fussell-Vesely（FV）重要度；b)RiskReduceWorth（RRW）重要度；c)RiskAchievementWorth（RAW）重要度。66.6.2.9应开展敏感性分析以确定二级PSA结果对所作假设和所用数据的敏感性。.6.2.10PSA新进行量化分析。6.6.2.11重大事故序列）。136.6.2.12敏感性分析的结果应被用于说明PSAPSA情况下（与敏感性分析案例相比）没有被特别强调。6.6.2.13就相关假设组合的敏感性进行分析。66.6.3结果的评价.6.3.1二级PSA结果评价应：a)通过一致的方法及相应文档，说明一级PSA事故序列被恰当地传递到二级PSA模型中并定量化；b)确保二级PSA分析结果与相似核电厂的分析及当前对严重事故现象的认知水平相一致；c)识别能够合理解释分析结果的因素；d)提供二级PSA所有相关内容的可追溯性，以便于解释分析结果；e)在考虑涉及三级PSA方面的应用时，确保二级PSA结果与三级PSA的应用要求一致。14智慧水电工程项目管理系统2026年9月HYPERLINKHYPERLINKHYPERLINKHYPERLINKHYPERLINKHYPERLINKHYPERLINKHYPERLINKHYPERLINKHYPERLINKHYPERLINKHYPERLINK\l"br27"移动应用HYPERLINK\l"br27"1、智慧水电工程项目管理系统智慧水电工程项目已具备系列信息化基础，面向业务管控领域部署有安全生产管控平台与智慧工程管理系统两大系统。其中，安全生产管控平台聚焦运行期管控，目前正在开展建设期功能改造，后续可服务卡瓦白庆抽蓄项目工程安全业务管控；智慧工程管理系统侧重工程结果管控，对工程建设过程的管控能力不足。此外，智慧水电工程项目决策已有信息化基础面向项目级统推应用的相关工作。为保障9月项目开工即系统上线的目标顺利落地，建议采取急用功能优先原则，工程项目管理系统关键功能模块暂按新建模式开展策划工作。具体建设实施模式，后续可根据业主最终明确决议进行调整。建设方案按全功能范围统筹编制，投资及数据测算仅围绕应急急用功能开展。1.1工程OA1）通知公告：实现通知公告的规范化发布、精准推送、便捷查（阅、全程追溯及权限管控，确保系统内用户及时准确获取各类重要信息，提升信息传递效率，降低沟通成本，保障信息发布合规性与安全性。（2）公文管理：提供全面的办公文函管理功能，涵盖文函的发起、审阅、退回、加签及转签等审批流程，配备文函在线编辑与套红功能，支持文函台账查询与多关键字检索。（3）个人办公：通过个人工作台实现任务管理、日程管理、消息管理、文件管理、通讯录管理、自定义工作台等功能，支持日报管理和视频监管功能，根据权限接入视频监控设备，提供视频回放和报警功能。1.2设计管理1）设计计划管理：提供年度供应计划、月度供应期间计划新增编（制功能，包括计划项名称、设计专业、施工开始日期、计划提交日期、责任人等信息，计划提交后需流程审批，审批通过后计划生效，责任人须细化至具体人员。（2）设计成果管理：涵盖设计图纸管理和设计技术文件两大部分，二者紧密关联，共同构成完整管理体系，保障设计成果规范可追溯、可复用。（3）设计图纸管理：围绕图纸编制、审核、归档、查阅、修订全生命周期展开，编制遵循行业规范，审核实行多级机制，归档按项目专业分类，电子档加密备份。（4）设计技术文件：涵盖技术规范、设计说明、计算书等各类技术性文件，是解读图纸、指导施工、保障质量的关键，归档与图纸同步，同步修订适配设计变更。（5）设计变更管理：提供标准化在线变更审批表单，支持设计单位提交变更申请，变更内容可在线跟踪状态，确保透明度和可追溯性。（6）设计交底管理：展示设计交底完成情况，统计已交底和未交底图纸数量及交底完成率，确保所有必要图纸均已交底给施工方。1.3合同管理（1）合同登记：建立统一、高效、可追溯的合同登记管理体系，围绕项目勘察设计、建设施工、设备采购、运维服务等环节，统一开展合同信息录入、分类编码、台账建立、归档备案及动态更新，实现合同从签订到终止的全过程跟踪。（2）合同变更：针对因需求调整、技术方案优化、现场条件变化等原因引发的合同内容修订，严格遵循变更申请、审核审批、条款确认、备案登记等规范流程，完整留存变更资料，同步更新合同台账。（3）计量签证：对合同工程量、现场变更、隐蔽工程、零星用工及现场签证事项进行核实确认，由建设、监理、施工等多方共同现场实测、核对与签认，严格执行多级审批流程。（4）合同支付：以合同条款、工程计量、签证变更、验收资料为依据，规范预付款、进度款、竣工结算款及质保金等全流程支付管控，通过与合同台账、计量签证数据联动比对，严控超付、漏付、重复支付风险。1.4物资管理1）采购管理：包含需求计划管理、采购计划管理和采购订单管（理。需求计划按总量、年度、月度分类填报，系统实现多级审核与汇总分析，自动对接工程进度计划开展需求合理性校验；采购计划确定供应商、数量、到货时间等信息，审批后执行；采购订单同步至供应商，记录订单状态并通知现场验收。（2）仓储管理：涵盖入库管理（关联采购订单，图像识别辅助清点，自动生成入库单）、出库管理（领料审批后发货，系统自动扣减库存）、库存盘点（定期或不定期清查，自动生成盘盈盘亏明细）及库存调整（在线发起调整申请，自动更新账面数据）。1.5费用管理1）概算审批备案：以初步设计概算为基础编制执行概算，严格执（行审批流程，经批复的执行概算作为项目投资控制、招标限价、合同签订及价款结算的重要依据，实现项目投资动态管控。（2）概算费用管理：以项目批复执行概算为控制基准，对建筑工程费、安装工程费、设备购置费等实行全过程归口管控，建立费用分解、动态监测、限额使用与偏差分析机制。（3）概算未列项管理：针对批复概算未涵盖的工程内容、费用项目开展专项管控，严格执行识别申报、技术论证、费用测算、审批立项流程，严禁擅自增设项目或列支费用。（4）概算调整管理：因设计变更、政策调整等原因确需突破批复概算时，遵循"先论证、后审批、再实施"原则，编制完整调整报告并履行评审批复程序。（5）单项概算管理：实现各单位工程、分部工程精细化拆分与台账管理，实时关联合同、计量支付、设计变更数据，自动核算概算执行情况，自动预警超概风险。（6）投资分析统计：实现概算、合同、支付、变更、结算数据一体化归集与动态核算，支持多维度投资统计与对比分析，自动监测投资偏差及超概风险，智能生成投资报表与可视化图表。1.6进度管理（1）进度计划：支持施工计划的上传、在线编辑和审批报送，包含总进度计划、专项计划、年度/季度/月度计划等类型，内置进度计划编制引擎，支持甘特图、时标网络图、PERT图、双代号网络图的在线制作与相互转换，支持Excel、Project、P6文件导入。（2）进度模拟：施工计划支持与合同工程量清单关联，通过编码规则与BIM模型自动挂接，按计划类型或施工部位汇总展示，通过模型动态模拟工程建设过程，优化资源配置。（3）进度调整：施工总进度计划和年度计划原则上不允许调整，仅当外因导致整体严重偏离计划时方可申请，由施工单位在线操作，经监理和业主审批后生效。（4）实际进度：根据项目结构树划分的单元工程，依托编码体系将实际进度与BIM模型绑定查看，展示EPC项目整体面貌和进展状况，有助于提前发现潜在问题。（5）进度对比：汇总对比计划与实际进度数据，偏差较大时进行滞后预警，内置函数公式计算滞后工期，自动建立预警台账实现分级预警，实际进度与生产产值挂接展示。（6）进度报告：基于进度计划及实际反馈数据，按日、周、月自动生成形象进度报告，支持查看任意时间段的进度数据及计划与实际对比。（7）进度看板：以柱图、折线图形式直观展示不同指标、不同时间维度下的形象进度、产值、计量统计等进度相关数据。（8）基于BIM进度分析与反馈：依托BIM模型与计划进度，通过差异化颜色标识工程进度状态（透明表示未开工、高亮表示施工中、实体颜色表示已完工），支持BIM模型及进度横道图随时间推进的对比模拟，直观呈现进度偏差并进行颜色预警。1.7质量管理1）质量评定：预设单元工程、分部工程、单位工程质量评定表单（模板，支持线上填报，现场通过移动端完成工序检测数据采集、单据上传，实现质量评定信息线上录入、流转、