T-CNS 59-2022 高温气冷堆核动力厂安全基准变更风险准则.pdf

ICS 27.120.1 CCS F 60 团体标准 T/CNS 592022 高温气冷堆核动力厂安全基准 变更风险准则 Risk criteria for safety basis changes of high temperature gas cooled reactor nuclear power plants 2022-12-16 发布 2023-04-01 实施 中国核学会 发 布 T/CNS 592022 I 目次 前言.III 引言.V 1 范围.1 2 规范性引用文件.1 3 术语和定义.1 4 符号.1 5 风险指引决策要素.1 6 风险准则.2 7 风险准则使用说明.3 参考文献.4 T/CNS 592022 III 前言 本文件按照GB/T 1.12020标准化工作导则 第1部分：标准化文件的结构和起草规则的规定起草。本文件的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别专利的责任。本文件由中国核学会提出。本文件由核工业标准化研究所归口。本文件起草单位：华能山东石岛湾核电有限公司、清华大学、苏州热工研究院有限公司、华能核能技术研究院有限公司。本文件主要起草人：吴静、李志容、陈选相、童节娟、赵军、安娜。T/CNS 592022 V 引言 0.1 技术概况 目前国内核电厂进行安全基准变更通常采用国家核安全局发布的NNSA-0147概率风险评价用于特定电厂许可证基础变更的风险指引决策方法。该导则用于所有应用概率安全分析来支持对特定核电站安全基准变更。NNSA-0147确定了一个四要素方法来评价安全基准变更。四要素是运营者完成一个安全基准变更所需要经历的四个阶段，即确定变更内容、进行工程分析、确定实施和监督大纲、提交变更。NNSA-0147概率安全分析定量结果在用于决策时有两种方式：a)用来评估电厂的基准堆芯损坏频率（core damage frequency，CDF）、早期大量释放频率（large early release frequency，LERF）；b)用来评估安全基准变更对 CDF、LERF 的影响。本文件因此给出了以变更的风险增量和基准风险为基础建立的风险准则。由于高温气冷堆的固有安全性，CDF、LERF这些风险指标并不适用。国家核安全局为高温气冷堆核电站示范工程推荐新的概率安全目标：采用概率安全分析，所有导致场外（包括厂址边界处）个人有效剂量超过50 mSv的超设计基准事故序列累计频率小于10-6/堆年。本文件是在遵循核安全局技术文件高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则要求和NNSA-0147概率风险评价用于特定电厂许可证基础变更的风险指引决策方法 通用方法基础上建立的。本文件建立了以高温气冷堆特有风险指标F50即高温气冷堆核电厂所有导致场外（包括厂址边界处）个人有效剂量超过50 mSv的超设计基准事故序列的累计频率为基础的风险准则，为多模块高温气冷堆核电厂使用NNSA-0147四要素方法进行安全基准变更风险指引决策活动提供依据。0.2 相关专利情况说明 本文件的发布机构提请注意，声明符合本文件时，可能涉及到“发明专利（CN201910280994.X）：一种适用于特定电厂安全基准变更的风险评价方法”相关的专利的使用。本文件的发布机构对于该专利的真实性、有效性和范围无任何立场。该专利持有人已向本文件的发布机构承诺，他愿意同任何申请人在合理且无歧视的条款和条件下，就专利授权许可进行谈判。该专利持有人的声明已在本文件的发布机构备案。相关信息可以通过以下联系方式获得。专利持有人姓名：华能山东石岛湾核电有限公司、清华大学、华能集团技术创新中心有限公司、苏州热工研究院有限公司。地址：山东省荣成市石核路9号。请注意除上述专利外，本文件的某些内容仍可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别专利的责任。T/CNS 592022 1 高温气冷堆核动力厂安全基准 变更风险准则 1 范围 本文件建立了多模块高温气冷堆核动力厂安全基准变更的风险准则，为高温气冷堆核动力厂使用国家核安全局NNSA-0147四要素方法进行安全基准变更风险指引决策活动提供依据。本文件适用于多模块高温气冷堆核动力厂安全基准变更的风险评价活动。2 规范性引用文件 本文件没有规范性引用文件。3 术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。3.1 基准风险 baseline risk 考虑设备因试验、维修等原因导致的不可用度，计算得到的年平均风险水平数值。3.2 风险增量 risk increment 安全基准变更后风险相对基准风险的增量。3.3 安全基准变更 safety basis change 安全基准变更从性质上属于永久性变更，即相关运行活动造成的影响在核电厂里将永久存在。注：如工程改造、规程修改、技术规格书修改、在役试验大纲和要求变更等。永久性变更一旦生效，即会影响核电厂的基准风险。4 符号 下列符号适用于本文件。F50M：多模块高温气冷堆核电厂所有导致场外（包括厂址边界处）个人有效剂量超过50 mSv的超设计基准事故序列的累计频率，单位为每机组年。5 风险指引决策要素 与压水堆核电厂一致，多模块高温气冷堆核电厂采用“四要素法”（如图1所示）评估安全基准变更。该方法在实际执行过程中并不是依序进行的，而是一个反复迭代的过程。T/CNS 592022 2 图1 风险指引决策要素 进行工程分析这一要素中风险准则的选择上，多模块高温气冷堆核电厂与压水堆通用风险准则存在差异，具体见第6章。6 风险准则 多模块高温气冷堆核电厂安全基准变更相关的运行风险管理遵循以F50M为指标的风险管理准则图，如图2。X轴表示多模块高温气冷堆核电机组基准风险值（F50M），Y轴表示变化量（F50M）。该指标需要借助多模块概率安全分析模型来获得。图2 多模块高温气冷堆核电厂安全基准变更风险准则 多模块高温气冷堆核电厂安全基准变更风险准则为：a)若运行活动导致的变更明显表明会导致机组基准风险 F50M降低，则可认为该运行活动满足运行风险管理准则，可转入其他专业进一步讨论其他相关实施问题（如确定论、工程实施等）；b)当运行活动导致的 F50M增量很小，如小于 10-7/机组年（区域 III），则一般不需要考虑机组总 F50M水平（除非有迹象表明总 F50M远大于 10-5/机组年），就可以直接接受这种活动导致的风险变化，并转入其他专业进一步讨论其他相关实施问题（如确定论、工程实施等）；c)若有迹象表明机组总 F50M远大于 10-5/机组年，则此时电厂运行风险管理的重点应放在如何减少而不是增加 F50M。例如局部范围（如功率工况内部事件）对 F50M的贡献已经明显超过 10-5，就是本标准所指的一种迹象；d)当运行活动导致的F50M增量在10-710-6/机组年区间时，应合理地表明机组总F50M将小于10-5/机组年（区域 II），才可以考虑该申请；e)会导致 F50M增量大于 10-6/机组年（区域 I）的运行活动的申请通常不予考虑；f)如图中阴影部分所示，计算的结果愈接近区域的边界，表明安全余量越少；T/CNS 592022 3 g)原则上风险准则比较的是全范围风险评价结果的变化量，即包括内部事件、外部事件、满功率、低功率和停堆等。在某些风险指引型应用情况下，特定范围的概率安全评价也是可以接受的。注：该准则旨在确保多模块机组F50M增量很小，并且单堆风险指标遵循高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则。7 风险准则使用说明 在综合决策过程中，以上准则旨在以数值形式提供一个表征：拟申请的变更导致选定风险指标在确定的阈值范围内时，则表明从风险的角度看，该变更是可以接受的；反之则认为该变更在风险上是不可接受的。但需要明确：上述与风险可接受与否有关的结论，要充分考虑分析的范围、详细程度、技术充分性和不确定性等。T/CNS 592022 4 参考文献 1 NNSA-0147概率风险评价用于特定电厂许可证基础变更的风险指引决策方法国家核安全局