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NB/T 20037.1- 201 1 应用于核电厂的概率安全评价第1部分:功率运行内部事件一级PSA

1范围.

NB/T 20037.1- 201 1规定了功率运行内部事件- -级概率安全评价(PSA) 的要求，保证针对不同设计方案的核电机组的PSA的模型开发标准化，使其质量满足要求。

NB/T 20037.1- 201 1适用于压水堆核电厂功率运行内部事件- -级PSA, 但不包括内部灾害，如内部水淹、内部火灾等。其他堆型的核电厂也可参照执行。

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。

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