NBT20037.4-2021应用于核电厂的一级概率安全评价 第4部分：功率运行内部火灾

应用于核电厂的一级概率安全评价第4部分：功率运行内部火灾I 1 1 13.1术语和定义 13.2缩略语 2 25技术要求 2 25.2核电厂区域划分(PP) 35.3设备选择(EQS) 5 5.5定性筛选(QLS) 5.8点火频率(IGN) 5.9定量筛选(QNS) 5.10电路失效(CF) 32 7同行评估 7.1总体要求 7.3设备选择 7.5定性筛选 7.8点火频率 7.9定量筛选 本文件按照GB/T1.1—2020《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 第1部分：总体要求：——第2部分：低功率和停堆工况内部事件； 第4部分：功率运行内部火灾： 第6部分：功率运行其他外部事件的筛选和保守分析：——第7部分：功率运行强风； 第10部分：功率运行抗震裕度评价： 本文件代替NB/T20037.4—2013《应用于核电厂的一级概率安全评价第4部分：火灾》,与——增加了由烟雾蔓延超出一个火灾隔间引起的潜在危害在多隔间火灾情景中考虑的要求(见表——增加了火灾情景选择与分析对防火设施失效的处理要求(见表24); 更改了火灾情景模拟参数的不确定性描述要求(见表26.2013年版的表26)本文件主要起草人：刘翔、杨志超、颜珍、赵庆南、黄立华、李肇华、刘美汝、朱姚瑶、宋磊、1应用于核电厂的一级概率安全评价第4部分：功率运行内部火灾本文件规定了功率运行内部火灾一级概率安全评价(PSA)的要求。本文件适用于压水核电厂功率运行内部火灾一级PSA,其他堆型的核电厂可参照执行。本文件中未涉及防爆方面的因素。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。NB/T20037.1—2017RK应用于核电厂的一级概率安全评价第1部分：总体要求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3术语和定义及缩略语NB/T20037.1—2017RK界定的以及下列术语和定义适用于本文件。电缆、电线或导体失效的模式。通过电路显现导体失效后果的一种方式。同时热短路concurrenthotshort两个或多个热短路在发生时间上是重迭的(如在前一个热短路自行缓解或由运行人员缓解前，第二个热短路已经发生)。火灾隔间firecompartment建筑物或电厂的一个部分，为封闭空间，周边不要求有防火屏障。2火灾引发核电厂事故时，最终可能导致不期望后果(有特定终态，例如堆芯损伤)的设备、系统、功能，以及人员响应成功或失败的组合。NB/T20037.1—2017RK界定的以及下CF:电路失效分析(技术要素)CS:电缆选择和定位(技术要素)EQS:设备选择(技术要素)FQ:火灾风险定量化(技术要素)FSS:火灾情景选择和分析(技术要素)HRA:人员可靠性分析(技术要素)IGN:点火频率(技术要素)PP:电厂区域划分(技术要素)PRM:内部火灾PSA电厂响应模型(技术要素)QLS:定性筛选(技术要素)QNS:定量筛选(技术要素)UNC:不确定性和敏感性分析(技术要素)4PSA的应用过程5技术要求本章目的是规范功率运行内部火灾PSA模型的开发，并使内部火灾PSA模型能为支持核电厂风险指引型决策提供技术要求。按照PSA要素，确定各要素的主要目标，明确各要素的高层次要求及相应的支a)电厂区域划分(PP);b)设备选择(EQS);c)电缆选择和定位(CS);d)定性筛选(QLS);f)火灾情景选择和分析(FSS);g)点火频率(IGN);h)定量筛选(QNS);i)电路失效分析(CF);j)人员可靠性分析(HRA);k)火灾风险定量化(FQ);1)不确定性和敏感性分析(UNC)。3内部火灾PSA开发的大致过程及其中各要素之间的关系见图1。需要说明的是内部火灾P个迭代过程，图1表明的只是一般性的前后过程，并不表示这些要求之间的绝对先后关系及先决条件，也不表示所有内部火灾也不表示所有内部火灾PSA应完全按以下过程进行。图1内部火灾PSA过程5.2核电厂区域划分(PP)——确定内部火灾PSA的整个分析边界，即确定内部火灾分析包含的电厂实体范围； 确定实体分析单元(空间上的单元),在此基础上进行分析。空间分布是内部火灾PSA电厂区域划分考虑的主要因素，基本的内部火灾PSA实体分析单元是依据电厂的实体区域(或空间)定义的。实际上，这些实体分析单元通常称作防火区和/或火灾隔间。典型的电厂由多个防火区组成。防火区通常由具有明确耐火等级的防火屏障来定义(所有边界都有屏障),户外场所可例外，如外部的开关站。可使用现有定义的防火区作为基本的内部火灾PSA实体分析单元，但尤其对于较大的防火区来说，较小和更局部的实体分析单元更为有利。也区可再划分成两个或两个以上的实体分析单元(见SR-PP-B1～SR-PP-B5)。内部火灾PSA的高层次要求和支持性要求都是基于一个分析基础，即大部分火灾情景导致的损坏后果均限制在一个实体分析单元内。而多隔间火灾情景分析则通过考虑火灾对多个实体分析单元造成损核电厂区域划分的主要内容是确保每个实体分析单元的边界能够充分地限制火灾危害行为。通常，“火灾危害行为”定义为烟羽的形成，热气层的形成，火灾造成的直接热辐射，火灾在邻近和非邻近的燃烧物中蔓延。在隔间划分过程中不需要考虑烟雾蔓延的行为(由烟雾蔓延超出一个火灾隔间引起的潜在危害，在多隔间火灾情景中考虑，见HLR-FSS-G和相应的支持性要求)。如有合理依据，非完整、永久的实体边界设施也可用来定义内部火灾PSA实体分析单元(见SR-PP-B4)。4如果将实体分析单元拆分为多个细分单元有利于内部火灾PSA信息搜集和整理，那么分析人员也可将实体分析单元进行拆分。在某些情况下，分析人员甚至会将实体分析单元划分为不符合电厂区域划分要求的细分单元，实际上，这些不符合要求的细分单元只是为了方便记录。核电厂区域划分分析的可接受性取决于以下3个因素：a)为内部火灾PSA定义的整体实体边界的可接受性(见HLR-PP-A);b)所用分隔要素的可信度，能否充分地限制火灾危害行为(见HLR-PP-B);c)多隔间火灾情景下风险贡献项分析的完整性(见HLR-FSS-E)。本文件假定内部火灾PSA分析整个电厂机组，并相应地建立总体分析边界(见HLR-PP-A)。某些应用可能只需分析电厂的某些部分，对此，应调整总体分析边界，以适应这些应用。表1电厂区域划分(PP)的高层次要求应确定分析的总体边界，使与全厂内部火灾PSA有关的所有电厂场所都包括在内应完成电厂区域划分，识别和确定内部火灾PSA中需考电厂区域划分分析结果应按便于内部火灾PSA的应用、升级和同行评估的方式编制文件高层次要求编码应确定分析的总体边界，使与全厂内部火灾PSA有关的所有电厂场所都包括在内总体分析边界应包含所有防火区、火灾隔间或核电厂监视区内所有场所，这些场所发生火灾会对内部火灾PSA电厂响应模型中所考虑的设备或电缆物项产生不利目的是将满足选取准则的相邻机组位置考虑在内。是指总体分析边界将包括可能含有火源的场所。由于会导致多隔间火灾情景，这些场所或电缆物项造成威胁的火源，但场所本身可能不含有可采信的设备或电缆物项。表3高层次要求HLR-PP-B的支持性要求高层次要求编码应完成电厂区域划分，识别和确定内部火灾PSA中需考确定内部火灾PSA实体分析单元，该单元反映核电厂的实体特征、电厂各个位在确定实体分析单元(见SR-PP-B1)的边界时，如采用缺乏特定耐火等级的电厂要素，则应论证：该划分要素可充分限制各个实体分析单元内点火源发生火在确定实体分析单元时，不应把下列设施作为划分要素：管沟防火屏障、热包覆——确定的实体分析单元完全涵盖了整个分析边界内所有的场所(见SR-PP-A1);对未在防火大纲中明确但被用来作为划分要素的屏障进行确认性现场巡访，以5表3高层次要求HLR-PP-B的支持性要求(续)目的是只需在满足SR-PP-B4的要求下，不需额外论证就可在核电厂区域划分过程中采信具有特定耐火等级的施”及“采用无耐火等级的分隔设施”等决策的正表4高层次要求HLR-PP-C的支持性要求高层次要求编码电厂区域划分分析结果应按便于内部火灾PSA的应用、升级和同行评估的方式编制文件按便于内部火灾PSA的应用、升级和同行评估的方式将内部火灾PSA或内部火对于执照持有者控制区域内的任一场所，只有证明其不满足SR-PP-A1确定的选对电厂区域划分中确定的每个实体分析单元，应按便于内部火灾PSA的应用、升级和同行评估的按便于内部火灾PSA的应用、升级和同行评估的方式将内部火灾PSA实体分防火区分隔成两个或以上的实体分析单元，既有利于分析人员，也有利于评估人员，分析文档将形成的火灾隔间反过来对应在电厂防火大纲中定义的原始防火5.3设备选择(EQS)选择在内部火灾PSA电厂响应模型中涉及的电厂设备。内部火灾PSA设备的选择是识别相应电缆的基础，这些电缆需按电缆选择和定位技术要素进行选择和定位(非电气设备无需电缆信息，但仍在内部火灾PSA中)。设备选择要素需要包括如下主要设备类——其火灾引起的失效(包括误动作)会直接或间接引发内部火灾PSA中模化的始发事件(HLR-EQS-A)的设备； 支持成功实现内部火灾PSA中考虑的缓解安全功能的设备，包括恢复模型中隐含的设备，其失效(包括误动作)会对成功实现内部火灾PSA中考虑的缓解安全功能有不利影响(HLR-——支持成功执行内部火灾PSA中用于实现和维持安全停堆的操纵员行动的设备，其失效(包括误动作)会引起核电厂操纵员在火灾危害序列期间采用不恰当或不安全的行动(或阻止恰当或安全的动作)(HLR-EQS-C)。设备选择的要求是对内部火灾PSA电厂响应模型中PRM要素的补充。分析人员应现实地，以对核电厂相关设备有全面认识的方式实施该要素、这些相关设备包括在火灾安全停堆程序中采用的设备，以及已按NB/T20037.11的技术要求评估过的核电厂内部事件PSA中涉及的设备。要求见表5～表9。6应识别因火灾导致失效(包括误动作)会直接或间接引应识别其失效(包括误动作)会对内部火灾PSA所需电厂设计的可用性/功能性有不利影响的设备应识别其失效(包括误动作)会对与内部火灾PSA所需电厂设计相关的设备选择应按便于内部火灾PSA应用、升级和同行评估的方式编制用于支持其他内部火灾PSA任务所需设备的信息(如设备识别，设备类型，设备正常、需求、失效状态等)高层次要求编码应识别因火灾导致失效(包括误动作)会直接或间接使核电厂进入以下任一有必要停堆的运行限制条件(LC0)a)在火灾扑灭前，可能需要停堆；b)受影响设备可能显著影响安全停堆能力；c)根据内部事件PSA现有模化考虑，停堆会被模化为核电厂紧火灾导致失效(但不包括误动作)会直接或间接引发以下a)火灾安全停堆分析中处理的火灾导致的始发事件；b)经PRM要素(见5.6)修正后的内部事件PSA的始发事件：c)由于不满足NB/T20037.11—2018RK中SR-IE-C4而未被考虑，或从以上两个分析中筛除的a)火灾安全停堆分析中处理的火灾导致的始发事件；b)经PRM要素(见5.6)修正后的内部事件PSA的始发事件；c)由于不满足NB/T20037.11—2018RK中SR-IE-C4而未被考虑，或从以上两个分析中筛除的a)影响内部火灾PSA所需电厂设计的可用性/功能性；b)导致始发事件，其缓解功能未在火灾安全停堆分析中考虑；c)导致反应堆冷却剂系统的完整性丧失7设备。QNS和FSS要素将评估火灾引起失涵盖NB/T20037.11-2018RK中4.2和4.5的要求中在确定始发门(需要保持打开状态，以便准许流动)或水泵(提供注入流量)。由于内部火灾PSA的空间特征，在考虑电缆识别有关的其他要求时(见SR-CS-A1,SR-CS-A2和SR-CS-A3)的失效实际上不会引起整个系统不可恢复的识别是指包含部件失效造成的效应，并按照与NB/T20037.11-2018RK中4.2要求的模化始发事件相同的方式，是为确保不仅识别出主要部件，而且还能识别出主要部件的所有支持设备(联锁电路、仪表等),这些支持设备可能对主要部件有影响(如SR-EQS-Al脚注a中所述),对可能的始发事件有潜在贡献。SR-EQS-A4依据如下：1)确保分析人员不只考虑火灾引发失效使设备运行失败，还将设SR-EQS-A5中a)的示例为丧失厂用水设备将影响或引起厂用水丧失的始发事件，同时减少厂用水系统的冗余与HLR-EQS-B有部分内容交叉。高层次要求编码的设备识别内部火灾PSA中考虑的火灾安全停堆设备，并包含内部事件a)与新始发事件有关；b)与火灾安全停堆或内部事件PSA分析范围之外的不同的事件序列有关识别因火灾引起失效(包括误动作)将导致界面系统冷却剂丧作)可能对每个按SR-EQS-B1～SR-EQS-8如需要，按下列原则将设备或失效模式从内部火灾PSa)如果火灾造成部件和/或相关电缆损坏的条件概率比同系统列影响的其他部件的非火灾随机失效概率至少小两个数量级，那么考虑火灾造成该部件的误动作。在该论证中，应考虑可能发生的火灾引起该系统/列潜在失效的范围b)在对系统运行影响相同的情况下，如果在火灾造成部件和/或相关电缆发生误动作概率小于该部件或部件组总失效率或失效概率的中排除火灾引起的一个或多个误动作。在该论证中，应考虑可能发生的火灾引起该系统/列潜在失效的范围"SR-EQS-B1的目的是将内部事件PSA中的特定设备包含在内部火灾PSA中。一种良好的实践是内部火灾PSA可按迭代方法识别新增的电厂设备。如采用，该方法算值。最终选择的设备及其内部火灾PSA电厂响应模型应足够完整，满足应用所需详细等目标。对于在内部火灾PSA响应模型中识别出的所有设备，CS要素要求识别出有关电缆，并跟踪其置。对于电缆布线详情未知的地方，应作出特别规定(见SR-CS-A10)。应包含其失效(包括误触发)对火灾风险估算值有不利影响的设备。本文件中支持性要求包含的缓解设备。SR-PRM-B9应对不包含在内部火灾PSA电厂响应模型中的设备处理提出要求。S定，来自内部事件PSA但未在内部火灾PSA中使用的设备，在大多数保守风险定量分析中被认为是失效SR-EQS-B1涉及缓解始发事件所用的设备，与NB/T20037.11—2018RK中AS、SC、SY、QU要求中考虑的设备相同。所确定设备的级别通常包含直接实现运行和功能的主要部件，如阀门(需要保持打开状态，以便准许流动)或水泵(提供注入流量)。由于内部火灾PSA的空间特征，在考虑电缆识别有关的其他要求时SR-CS-A3),主要设备的定义为主要设备本身，以及主要设备项完成运行和实现功能所需的其他支持设备(如电源供应、相关触发仪表和联锁装置)。HLR-EQS-B中不包括操纵员行动中涉及的仪表部分，该部分包含在HLR-EQS-C中。识别的含义是部件的失效按照与NB/T20037.11-2018RK中模化设备失效相同的方式，火灾PSA电厂响应模型始发事件模化的贡献因素。选择设备时，分析入员可使用电厂中在火灾安全停堆分析中未使用但在内部事件PSA中使用预计的风险重要性得出通常更为实际的CDF(仍然可假定某些设备在可能的最坏失效模式下失效)。误动作期望识别出与每一列可用性和功能性有关的设备，最多考虑两个误动作。例如在有分流路径的流体系统中应考虑涉及的两个路径上的阀门对流体系统的影误动作可能会影响实现既定成功准则的可用时间。例如一组误动作可能会将操纵员的响应时间10min,会影响HEP。SR-EQS-B3的目的是确保设备选择的过程不是简单地根据已完成的工作(按照SR-EQS-B1的要求)来开展，即火灾安全停堆分析和/或内部事件PSA。其他设备即使未被考虑或已在先前火灾安全停堆分析或内部事件PSA中被筛除，但需进行系统性研究，并找出内部火灾PSA中应新增的设备。例如某部件的随机失效概率非常低(如阀门随机的误打开),可能未被包含在前面任一分析中。火灾引起该阀门误打开的概率很高，则此阀门应包含在设备选择中。另外例如某部件及有关情景可能还未涉及，因为仅依据其情景可能已在先前分析中被被筛如在瞬态过程后稳压器卸压阀需打开并卡在开的位置，其筛选依据是此无需卸压阀运作。考虑到火灾可能使稳压器卸压阀保持关闭或误关闭其相关隔离阀，从而对卸压阀提出需求，设备可能影响内部火灾PSA使用的设备，该假定和论证与HLR-EQS-B中的要求不一致，那么可作进一步研究和设备识别，以满足HLR-EQS-B的要求。比如，对于可能影响所使用安全停堆列的不同路径的研究，火灾安全停堆分析可能已限定在单一误动作事件的分析范围内，故需要两个误动作才打开的其他路径，将不包含在最初的火灾安全停堆分析中。为满足本文件的设备选择要求，预计在初始分析中不包括的其他括在设EQS要素中。9仅集中于实现运行或功能的主设备，应按照SR-EQS-B5确保其他支持部件不被漏掉，且可识别SR-EQS-B6是对NB/T20037.11—2018RK中SR-SY-A15和SR-SY-B13的修改。在设备选择阶段应排除多个误动的相关事件序列就可从模型筛除(有支持性的论据)。高层次要求编码应识别其失效(包括误动作)会对与内部火灾PSA所需电厂设计相关的操纵员行动可靠性有不利识别与定量分析操纵员行动HEP有关的仪表，内部火灾PSA应考虑这SR-EQS-C24..根据以下准则，识别与每个应考虑的操纵员行动相关的仪表：应考虑的火灾失效模式之一是仪表误动作根据HLR-EQC-A、HLR-EQC-B确定的内部火灾PSA范围(即在内部火灾PSA中应用的核电厂内部火灾PSA中操纵员行动的范围。例如如果内部火灾PSA不使用PWR中乏燃料水池冷却系统，那么与使用该系统相关的操纵员行动是无关的(该系统及其相关行动不会影响内部火灾PSA中使行动)。为完成如启动、停运、隔离、从异常事件中再恢复等动作的仪表无需被识别。对于在内部火灾PSA中按5.11和加入NB/T20037.11—2018RK中人员行动要求考虑的操纵员行动，可识别与相灾引起的失效(包括该仪表的误动作),可能阻止或延迟一个所希望的动作(如火灾使得启动充排冷却方式的指示不可用),或引起一个不恰当的动作(如泵异常高温警报信号使操纵员立即按程并未处于高温状态，从而使缓解能力下降)。如果与潜在随机指示失效相比，火灾引起指示失效(包括误指示)的概率较高，则需内部事件PSA中经常被忽略的仪表随机失效，在内部火灾PSA中可能需要包含该仪表因火灾而引起的失按照SR-EQS-C1的要求，应按所用操纵员行动的风险重要性限定识别仪表的范围。例如如的方法表明某操纵员行动没有明显贡献，那么分析人员可选择不识别仪表，并按照SR-CS-Al的要求，不对该仪表的电缆进行跟踪。但是，该SR应对操纵员行动依赖的仪表进行识别，并在需要时作出论证险重要性和HEP定量化一致。对于考虑的每个操纵员行动，仅考虑一个火灾引起的误指示是对下列因素的平衡：a)当前最新技术和处理两个或多个误指示的无数组合所需的资源：b)希望得出在内部火灾PSA中由该误指示引起的相关风如可能，可包含对其他仪表的考虑，其对所模化的人员行动没有直接影响(如烦人的引起与内部火灾PSA有关的不希望的操纵员响应。高层次要求编码a)清楚表示与内部火灾PSA电厂响应模型中始发事件的确定有关联的设备；b)设备及其失效(包括误动作或误指示)均能恰当地模化；d)明确关注的设备失效模式，需要时为电路分EQS-C2中的依据或准则文档中并不一定包含独立/独特的设备清单，尽管可能有用。例如包含在火灾电厂响应PS设备及其失效模式文档的一部分。应能创建这种清单，以提高同行评估和内部火灾PSA模型开发自身的效率。5.4电缆选择和定位(CS) 对于按EQS要素选出的设备，识别出支持该设备运行所需的全部电缆，并对其与内部火灾 确保对选出电缆给出足够的核电厂定位分布信息，以支持内部火灾PSA及期望的应用。开展内部火灾PSA需要电厂设备、电缆、构筑物和系统的详细空间分布信息。这些数据的内容和详细程度对风险评价的正确性起决定性影响。火灾产生的后果包括电厂设备和电缆的失效，可能会使核电厂设备无法完成其应有功能，或者以一种不期望的方式运作(即误动作)。上述失效包括泵电机运行失效、阀门拒开或拒关、断路器拒跳或拒合、仪控和系统逻辑信号触发失效或误触发。误动作事件包括上述设备的不期望运作。误信号包括仪表的错误指示。在火灾电厂响应模型中应处理上述事件的后果。电缆定位数据的空间详细程度对风险评估的精确度有直接影响。内部火灾PSA的重要特点是能把电缆空间定位信息与实体分析单元、实体分析单元内具体位置和/或具体的管路联系起来，以便对所考虑火灾情景的火灾后果作出处理。在火灾情景中电缆的损坏仅限于局部，因此给出电缆空间定位信息的详细程度能够影响火灾情景分析的能力。表10电缆选择和定位(CS)的高层次要求应识别并定位核电厂电缆，其失效会对由设备选择过程中(HLR-EQS-A,HLR-EQS-B,HLR-EQS-C)确定的设备或内部火灾PSA响应模型中考虑的功能有不利影响a)完成对其他电路的审查，其是考虑电路(按照HLR-CS-A)的支持电路，虑的电路有不利影响；b)识别所有与新增电路有关的其他设备和电缆，且与本文件中其他设备和电缆电缆选择和定位的过程和结果应按便于内部火灾PSA的应用、升级和同行评估的方式编制文件高层次要求编码应识别并定位核电厂电缆，其失效会对由设备选择过程中(HLR-EQS-A,HLR-EQS-B,HLR-EQS-C)确定的设备或内部火灾PSA响应模型中考虑的功能有不利影响识别其火灾引起的失效会对所选设备和/或内部火灾PSA响应模型中考虑的功能有不识别因火灾热短路(电缆内和电缆间)造成失效的电路，其热短路会因误动作而对所选设备有不利影响。并识别支持任意已确定电路的电缆，上述电路中，最多考虑两根(含两根设备误动作的热短路影响(包括电缆内和电缆之间)识别支持所用设备或功能正常运行或其失效会对所用设备或功能产生不利电缆为系统设备提供电源供应和支持。应按HLR-EQS-A、HLR-EQS-B或HLR-EQS-C中支持性要求识别有如果按照SR-CS-A3选择其他电缆，那么应证实在内部火灾PSA电厂响应模造成的不利影响将导体与地表之间的短路及导体与导体间的短路(均包括电缆之间和电缆内)作为考虑电路失电造成的电路失效模式，失电是响应火灾引起电缆短路时，设计的对于三相电源设备的不接地电源分配系统，可能因固有电极电缆间热短路造成设灾PSA电厂响应模型中应包含上述电缆和电路失效模式，达到单个设备的误动作可能导致堆芯损伤的界面系统L0CA和安全壳旁通的程度识别采用热塑性绝缘供电电路的情形，并包含三相电源设备的导致的电缆失效可能造成设备误动作，并可能引起导致考虑不接地直流电路上的固有电极热短路；应考虑最多两个(含两个)可能导效识别与电厂区域划分分析一致的实体分析单元，每个与内部火灾PSA考虑功"HLR-EQS-A、HLR-EQS-B和HLR-EQS-C确定了内部火灾PSA应处理设备的范围。在内部火灾PSAPRM要素的要求中考虑了对这些具体功能和假设失效的处理。"在使用SR-CS-A11的情况下，不需明确识别每根电限制了应考虑的可能强加于目标电缆具体热短路数目。但是分析应包含以下可能性：通电可能通过电缆间短路引入到另外的电缆。SR-CS-A2为其中涉及的误动作数目建立了一个开始点。也可能需包含附加的误动作，以满足HL定。对SR-CS-A2中导致误触发的热短路，应以每个部件为基础进行处理。即若无分析人员应具备能最终确定具体火灾情景的知识(即基于FSS要素)。更确切地说，应严格考虑电缆热短路和误触发引起的失效对按照EQS选择的每个核电厂设备的影识别HLR-EQS-A、HLR-EQS-B或HLR-EQS-C中可信设备的过程，应按照完成任务所评估图定。在识别所需电缆的过程中，可识别在HLR-EQS-A、HLR-EQS-B,或HLR-EQS-C或支持系统的控制电路要素。在单线接地的故障事件中，不接地的电源分布系统需继续执行功能，受影响电路可不自动跳闸(隔离)。*SR-CS-A8是基于已有实验证据的解释，证据表明热塑性绝缘电缆之间的热短路条件概率非常高，使三相电极同相热短路不能单靠其发生的可能性被排除。因而，应考虑某些可能性的后果。对于导致LELOCA和CDF,虽然超出了本文件的规定范围，但仍建议考虑相应的电缆失效模式。相反，对于热固性绝缘电缆，三相电极同相电缆间热短路的条件概率很低，无需作为可能的失效模式予以考虑。SR-CS-A8的目的是确保处理与这些认识的一致性。”内部火灾PSA宜确保电缆排布信息的完整性。然而实用性可能限制了电缆排布信息的完整性。如果没有形成完表11高层次要求HLR-CS-A的支持性要求(续)特定电缆(或电缆组)不会通过给定实体分析单元(或实体分析单元内的个具体的位置)。时电缆排布信息应反映电缆在防火区或火灾隔间的存在，事实上电“在内部火灾PSA中可对电缆位置做保守假设。这就是说，如果不能确定电缆(或电缆组)的精确排布，那么在内部火灾PSA中对于任一对受影响电缆所在管道或位置起到表12高层次要求HLR-CS-B的支持性要求高层次要求编码a)完成对其他电路的审查，其是考虑电路(按照HLR-CS-A)的支持电路，或者其失效会对所考虑的电路有不利影响；b)识别所有与新增电路有关的其他设备和电缆，且与本文件中其他设备和电缆选效可能影响供电可用性的其他电路和电缆，该失效由电气过载保护设施不协调引起表13高层次要求HLR-CS-C的支持性要求高层次要求编码电缆选择和定位的过程和结果应按便于内部火灾PSA的应用、升级和同行评估的方式编制文件电厂的原始资料确定对火灾风险贡献可忽略的实体分析单元，无需对其进行定量分析。在本要素中，仅审查实体分析单元对火灾风险的贡献。在多隔间火灾情景分析中，应重新审查所有实体分析单元的潜在风险贡献，而不考虑实体分析单元在定性筛选时的处理结果。简单地保留所有实体分析单元进行定量分析。但是，如果整个分析边界中确定的任一(或多个)实体分析单元无需做定量分析，那么就应包含定性筛选分析，并应符合QLS要素的技术要求。5.5.2要求应识别因无需做定量分析的单个风险贡献项而筛定性筛选结果应按便于内部火灾PSA的应用、升高层次要求编码应识别因无需做定量分析的单个风险贡献项而筛如果实体分析单元包含以下设备或电缆，则保留该实体分析单元并进行定量分b)其失效可能引起内部火灾PSA电厂响应模型中包含的设备、系统、功能或操纵根据核电厂技术规格书，在该分析单元内发生火灾，可能要求手动停堆，以上实体分析单元应保留做定量分析。且对于技术规对电厂区域划分分析中确定的每一个实体分析单元均应应用筛选准则如果采用其他定性筛选准则，则应详细说明采用的准则，并提析单元对火灾风险的贡献可忽略不计的依据，至少应与支持性要求SR-QLS-A1、SR-QLS-A2和因违背技术规范而停堆的事件非常多。如果停堆前的时间足够，则内部火灾PSA实际可包含筛除的实体分析单元。本文件不设定具体的时间限制，但应了解该方法潜在的合理性。分析人员可定义一个时间上限，并提供其依据，超出该时间限值时，技术规范要求的停堆不作为始发事件。对于保留作定量分析的任何实体分析单元，在做定性筛选分析时，不必严格应用所定义的定量筛选准则。SR-QLS-A1、SR-QLS-A2和SR-QLS-A3提出了最低要求。SR-QLS-A4的目的是准许应用附加的筛选准则。若应用附加准则，则应对其做出定义，并确立其可接受的依高层次要求编码定性筛选结果应按便于内部火灾PSA的应用、升将每个电厂区域划分分析要素确定的实体分析单元中处理为“筛除”或“保留作定结果按便于内部火灾PSA的应用、升级和将核电厂区域划分分析中确定的每个被筛除实体分析单元的筛除理由按便于内部火灾PSA的应用、 ——在结合始发事件频率评估CDF时，描述火灾事件与设备失效(随机和火灾导致的)及人员失误事件(HFE)之间的逻辑关系。有核电厂设备及由CS要素得出的相关电缆失效，不包括EQS要素中未选出(或将失效)的电厂设备。应包括火灾引起的始发事件、火灾引起的设备失效和设备随机失效、与安全停堆有关的火灾特定及与火灾无关的人员失效、事故进程事件，以及基于本高层次要求下的支持性要求(若合适，对照NB/T20037.11中相关要求)得出概率数据(包括不确定性)电厂响应模型应按便于内部火灾PSA的应用、升级和同行评估的方式编制文件高层次要求编码构建内部火灾PSA电厂响应模型，为不同火灾情景确定火灾引起的条件堆芯损伤概率(CCDP)构建内部火灾PSA电厂响应模型，使该模型能确定与UNC要素(见5.13)一致的不确定性影响表19高层次要求HLR-PRM-B的支持性要求高层次要求编码应包括火灾引起的始发事件、火灾引起的设备失效和设备随机失效、与安全停与火灾无关的人员失效、事故进程事件，以及基于本高层次要求下的支持性要求(若合适，对照NB/T20037.11中相关要求)得出概率数据(包括不确定性)利用内部事件PSA事件序列的模型作为开发内部火灾PSA确保内部事件PSA同行评估中发现的异常和偏差已做处理安排，且上述安排不会厂响应模型的开发有不利影响识别按EQS要素和CS要素(见5.3和5.4)确定的所有新始发事件及误动作引能出自未包括在内部事件PSA的火灾事件对于按SR-PRM-B3确定的新始发事件，按NB/T20037.11—2018RK中HLR-IE-A、HLR-IE-B和HLR-IE-C及其支持性要求建模，并做如下的说明：NB/T20037.11—2018RK中HLR-IE-A、HLR-IE-B的所有支持性要求及SR-IE-C4、SR-IE-C6、SR-IE-C7、SR-IE-C8、SR-IE-C9和SR-IE-C12等均应在火灾导致的始发事件中考虑，但应筛除不是由对于已包括在内部事件PSA模型中的火灾导致的始发事件，应审查相应的事件序列模型，——按照NB/T20037.11—2018RK中HLR-IE-A、HLR-IE-B及其支持性要求，根据核程的特点，识别现有事件序列中需要修改的地方；—按照NB/T20037.11—2018RK中HLR-IE-A、HLR-IE-B及其支持性要求，对按照SR-PRM-B3确定的新始发事件和按照SR-PRM-B4确定的任一事件序列进行要求一致。但应考虑以下说明，并对NB/T20037.11中任一认为不适用的技术要求，详细说明不适用的依据。在NB/T20037.11—2018RK中HLR-ES-A、HLR-ES-B下所有支持性要求，均应在火灾情景中加以考虑，包括对设备、相关电缆、操纵员行动及事故进程和时间窗口的影响： 将NB/T20037.11—2018RK中SR-ES-A5应用于内部火灾PSA时，应考虑火灾响应程按照NB/T20037.11—2018RK中HLR-SC-A、HLR-SC-B及其支持性要求，识别内部火灾PSA中需要新的对于按SR-PRM-B6识别出的每种情形，使用NB/T20037.11—2018RK中HLR-SC-A、HLR-性要求确定的成功准则建立内部火灾PSA电厂响应模型，并对NB/T20037.11对于需要新的系统模型或需要对已有模型进行修改，以包括火灾引起的设备失效员行动和/或误动作的任何情形，应按NB/T20037.11—2018RK中HLR-SY-A、HLR-SY-B及其支持性要求完成内部火灾PSA模型的系统分析部分，但应考虑以下说明，并对NB/T20037.11中任一认为不适用的技术要求，详细说明不适用的依据。NB/T20037.11—2018RK中HLR-SY-A、HLR-SY-B下所有支持性要求，均应在火灾情景中考虑火灾对设备和相关电缆损害造成的对系统可用性/功能的影响修改内部火灾PSA电厂响应模型，将包括在内部事件PSA中，但未在EQS要素中被选择，且可能容易因火灾引起失效的系统和设备，按照最严重的可能失效模式(包括误动作)模化按照HRA要素(见5.11)的要求，模化所有操纵员行动和操纵员的影响确定任何内部火灾PSAPRM的概率输入值，上述概率输入值可能需要在给定的分析或未包括在内部事件PSA中对按照SR-PRM-B12确定的任何输入值，应按照NB/T20037.11—2018RK中HLR-DA-A、HLR-DA-B、HLR-DA-C和HLR-DA-D及其支持性要求完成内部火灾PSA电厂响应模型中的数据分析部分，但应注意：在处理随机事件及会造成设备和相关电缆损坏的火灾事件时，应考虑NB/T20037.11—2018RK中如果可用分析还未按照NB/T20037.11做评估，那么内部火灾PSA面临附加的负担，应电厂响应模型满足NB/T20037.11的应用要求。HLR-EQS-A考虑了与始发事件有关设备的识别。始发事件的模化需用于支持火灾情景的分析，因而应能并入由CS要素、CF要素和FSS要的相应设备和电缆失效。完成后，PRM将包含火灾定量化分析所需全部始发事确保正确处理内部事件PSA应考虑的某些设备，按EQS要素被筛除，因而可不追溯其在在核电厂的具体位置。对按CS要素选择，但没有完全追溯其具体核电厂位置的电缆也做类似的假定(见SR-CS-A10)。°按EQS要求进行的分析迭代过程(如响应HLR-PRM-C的支持性要求)可能会改变设备的选择，因而也可能需要按SR-PRM-B10进行分析迭代过程。不适用于FSS、IGN和CF的特定数据。为满足SR-PRM-B13,期望：a)认可某些实体分析单元失效的概率是1.0(即由于不充足的信息，给计目标失效);b)数据值应考虑按CF要素的数值，其会明显影表20高层次要求HLR-PRM-C的支持性要求电厂响应模型应按便于内部火灾PSA的应用、升级和同行评估的方式编制文件a)满足NB/T20037.11—2018RK中HLR-IE-D的要求，并与本文件中HLR-IGN-B的要求一致；b)对NB/T20037.11中已超出PRM要素说明所涉及范围的任一认为不适用的技术5.7火灾情景选择和分析(FSS)本文件中，“火灾情景”被广泛地定义为描述火灾事件的要素组合，通常包括火灾位置(即实体分析单元或实体分析单元内的位置)、火源特征(点火源、火焰、热气体的产生等)、探测和灭火设施、目标物(即受损目标物)、火灾可能蔓延到的可燃物的阻燃情况。在内部火灾PSA中涉及火灾情景的覆盖范围可从非常简化的火灾情景(如某实体单元内的火灾损坏了其中所有的受损目标物)到很现实的火灾情景(如火灾在特定点火源处点燃，然后发展，当探测和灭火措施明显滞后时会损害邻近的受损目标火灾情景选择和分析的目标是：a)为每个未被筛除的实体分析单元挑选一系列火灾情景，以便进行风险估算；b)表征所选火灾的情景；c)对每个所选火灾情景，确定风险相关火灾损害的可能性和程度，包括：1)评估在目标位置上火灾导致的情况，包括火灾蔓延到二次可燃物的情况，2)评估受损目标物对该辐射的热反应，3)评估火灾的探测和灭火行动；d)审查多隔间火灾情景。与某实体分析单元相关的火灾总风险，是在实体分析单元中假定的一个或多个单独火灾情景对风险贡献的总和。本条提供与火灾情景选择和分析工作有关的技术要求，包括火灾模拟工具的使用和对消防系统和设施的性能评估。可能需增加对火灾引起的严重损害的分析，如外露的钢结构倒塌。本文件包括对上述情景的处理要求。上述情景潜在的关联性将取决于内部火灾PSA的应用。在对火灾情景选择和分析列出要求时，假定已确定要做分析的实体分析单元(即通过定性和/或定量的筛选)。对单个实体分析单元、多隔间火灾情景和主控室(MCR)列出火灾情景选择和分析的要求。要求见表21～表29。表21火灾情景选择与分析(FSS)的高层次要求应在点火源和受损目标物集合中选出一个或多个组合，为每个未被筛除的实体景，并在此基础上评估实体分析单元对风险的贡献(CDF)应对按照HLR-FSS-A选择的点火源和受损目标物集合的每种组合，表征影响火灾的各种因素应为按照HLR-FSS-A选择的点火源和受损目标物集合的每种组合，定量分析导致性在火灾模型中使用的参数估算值应基于相关行业通用信息和特定电厂信息。如可行，应使用可接受的方法综合通用和特定电厂信息得到特定电厂的参数估算值。每个参数估算值应找出和分析可能因火灾导致外露的钢结构失高层次要求编码情景，并在此基础上评估实体分析单元对风险的贡献(CDF)受损目标物集合。并说明每个目标物集合中失效的设备和电缆及其失效模式，包括导致的误动作如果不能精确建立电缆(或电缆组)的布线(见SR-CS-A10和SR-CS-Al1缆可能所在的管沟和导管有损坏效应的火灾SR-FSS-A54.源组)和按SR-FSS-A4技术要求确定的目标物集合(或目标集合的组合)的组合作为所选火灾情景的重要程度相称的表征的功能受损或导致主控室控制设备误动作的火灾情景风险相关点火源是指任一能建立起火环境条件(或通过火的蔓延),且能造成至少一个内电缆(即风险相关目标)失效的点火源。注意如果点火源也是内部火灾PSA设备项或电缆，那么点火源和第一SR-FSS-A2,SR-FSS-A3和SR-FSS-A4的要求紧密相连。SR-FSS-A2的目的是确保识别出所有出现在每个未经筛准则和损坏阈值，对每个目标集进行处理。每个火灾情景将导致一个或SR-FSS-A4的目的是确保识别出火灾情景下特定的目标集组(可共同表示一个受损目标SR-FSS-A4的要求，每个选出的火灾情景均应与SR-FSS-A2和SR-FSS-A3中定义的一个或多个目标集关联(即每个火灾情景将导致至少一个目标集的损失)。表22高层次要求HLR-FSS-A的支持性要求(续)每个情景分析中包含的单个火灾情景数目和细致程度应与内部火灾PSA模型的应用需求相称体分析单元对火灾风险的相对重要性相称。例如对于具有较小风险贡献的实体分析单元，可情景采用保守性分析，而对具有较大风险贡献的实体分析单元，通常用多个和/或更为具体分析。尤其是对已识别为火灾风险重大贡献项的实体分析单元，应针对由特定点火源或多个火灾情景进行详细定量分析(见HLR-FSS-C)。内部火灾PSA实际分析中，多个点火源可处理成一个火灾情景(如若干相似的电气面板可组合处理成一个火灾情景),该选定火灾情景下所有单一点火源的累计分布应包含所假定的点火频率和火灾特影响主控盘台的火灾情景可能导致MCR的后撤。高层次要求编码确定并论证撤离主控室的条件和/或依赖主控室之外操纵员行动的依赖，包括选择含有一个点火源(或点火源组)的一个或多个的火灾情景，上述情景发生在M会导致MCR撤离和/或主控室之外操纵员行动依赖，包括远距离和/或备用停堆操作择情景的分析，能够确保撤离MCR对火灾风险”论证选择的后撤条件时，应反映控制室需要后撤所作出的假定：即控制室成为人们无法居留的场所(如累积热量足以伤害人的皮肤，或烟雾累积足以阻碍操纵员的行为特性),或者足够数量的核电厂控制或指示丧失导致MCR的后撤和操纵员在控制室外的操作不是与所有实体分析单元均有关。SR-FSS-B2的目的是确定在上下核电厂操作程序包含远距离或其他可选的实现机组停堆的操纵员行SR-FSS-B2仅规定处理MCR后撤的火灾情景选择。如适当，根据SR-FSS-Al～SR-FSS-A6选高层次要求编码应对按照HLR-FSS-A选择的点火源和受损目标物集合的每种组合，表征影响火灾危害时间进程和对于具有较大风险贡献的点火源，采用能反映火灾强度和持续时间的火灾特征描述。一般可采用对火灾风险有重要贡献的火灾情景，应使用适合于该点火源与时间相关的火势间相关的热释率)表征点火源强度论证所选的热释率峰值时间，并论证衰减曲线对火灾风险有重要贡献的火灾情景应用严重性因子，应确保：——严重性因子与其他定量化因子无关；——严重性因子反映估算点火频率的火灾事件集；—严重性因子反映分析中特定火灾情景的条件和假设；论证在内部火灾PSA中使用的损坏准则代表每个火灾当热辐射环境超过损坏阈值时，应假定目标物发生损坏如果考虑多条灭火途径，则应模化这些途径之间的相关性；如果考虑恢复，还应包括灭火途径与——详细说明其阻燃等级的技术依据；在本文件中，点火源特征基于下列参数：强度(热量释放率)、类型(如油池起火，电气起等)、位置(如邻近墙体或天花板，能影响点火源的行为)、持续时间及瞬态分布。更详细的处理，处理时对其特征使用更实际、可用且适合HLR-FSS-G及其支持性要求为影响相邻实体分析单元的火灾情景(即多隔间火灾情景分析)提SR-FSS-C8的目的是确保单个实体分析单元内的屏障采用类似的处理方法(即在电厂区域划分时未采信的屏延及造成损坏速度等),则按照SR-FSS-C8要求，火灾情景分析需包含采信屏障的失效情形，与多隔间火景分析相似。上述屏障包括非能动屏障(如无耐火等级的隔墙、电缆包覆或隔热挡板等)或能动屏障(的防火门或水帘等)。高层次要求编码应为按照HLR-FSS-A选择的点火源和受损目标物集合的每种组合，定量分析导能性选择合适的评估火势发展和损坏行为的模型工具，评估分析应考虑与所选火灾为使用有足够能力模拟关注工况的火灾模型，且该模型仅有已知的应用限制对于对火灾风险有重要贡献的任一实体分析单元，应选择分析火灾情景时，应详细说明用于分析的火灾模拟考虑火灾探测和灭火系统时，只要满足下列条件，就应采用整个系统不可用度的通用估算值：——所考虑系统按适用的法规和标准进行安装和维——所考虑系统在核电厂运行期间处于完全可用状在定性分析的基础上，评估烟羽对内部火灾PSA设备的损坏情况，并将评估结果结合到火灾情景目标物集合的定义中进行现场巡访，证实按照SR-FSS-A5规定选出的火源和目标物集合的组合，恰当反进行现场巡访，证实对分析的每个火灾情景，SR-FSS-D10未涉及的方面均恰当的火灾模拟工具的选择由多个因素决定。例如，火灾情景的风险重要度可以影响火灾模拟工具的选择。低风险的火灾情景可用简单的建模工具分析，而较高风险的火灾情景，可用较复杂的工具分析，如火灾隔间火灾模型。对于只是寻求保守筛选水平的内部火灾PSA,可使用保守损坏状态假定代替详细火灾生长和损坏分析。相关火灾现象也应作为考虑因素。如果所有受损目标物都直接位于火源之上，那么烟羽建模关系式可能适但是如果目标物在另外的位置，则可能需要辐射热、向天花板的喷射和/或热气层的预测。准许应用保守性假定对实体分析单元的风险重要性做初步的评估，但对火灾风险有重要情景，应使用合适的火灾建模工具做出更详细的分析。预计火势发展和损坏分析(包括扑灭)的某些方面可使用不同类型的统计模型处理，即特性处理为有特定统计特征的随机变量。例如火灾在电气柜或主控板的蔓延行为已按统计分布模拟火灾的强度。期望火灾建模的某些方面可使用各种类型的经验模型处理，即模型的选择仅基于经验火队灭火，常基于过去运行经验报告的灭火时间，经过统计分析推导出的经验关系式。或是根据在过去事件中观察到的特征，表征电气配电设备上的高能电弧失效。或是教科书或工程手册中的大量经验关系式。在典型的实际内部火灾PSA中，应用灭火失败概率，即在假定的设备/电缆开始损坏之前，率。因此按照SR-FSS-D8的规定，灭火失败概率的估算应包括有效性的评估(包括火灾损坏时相对火灾探测/扑灭的时间及灭火队特性),以及系统不可用度的总体评估。目的是需对核电厂记录做评估，确定通用不可用度可信度是否与实际系统不可用度一致。“火灾探测和灭火系统的有效性至少依赖下列因素：a)系统设计遵循的法规和标准，当前消防设计的实际情况；b)在目标物损坏之前的灭火可用时间；c)分析中的实体分析单元和火灾情景的具体特征(如响烟羽特性或火焰可见性，从而对探测和灭火系统的覆盖范围产生影响);d)对要分析的火源设置系统的适宜性。对于假定有大范围损坏(即损坏遍布在整个实体分析单元内)的火灾情景，通常认为在火灾发生烟气损坏的情况(如假设发生火灾后实体分析单元内所有设备均损坏，在筛选分析的早期阶段就可能采用通过巡访，可确认从工程图纸或其他核电厂资料中获得的信息的准确性。也可确认影响火势发展和损坏行为的特定组态因子，以保证上述因子在火势发展和损坏分析中(即火灾建模工作)得到恰当考预计证实性巡访的范围与分析中实体分析单元的风险重要性相称，与火灾情景分析中关也相称。例如火灾情景分析的筛选级别是在一个实体分析单元内大范围火灾损坏，那只需证实在该实体分析单元内的点火源。对火灾风险有重要贡献的火灾情景，应做详细的火灾情景分析，还需适当确认附加的因子，如受损目标物相对于点火源的位置，附近二次易燃物的配置，火灾探测和灭火设备的布置和有效性等。高层次要求编码在火灾模型中使用的参数估算值应基于相关行业通用信息和特定电厂信息。如可的方法综合通用和特定电厂信息得到特定电厂的参数估算值。每个参数估算值应给出不确定性分布对于HLR-FSS-C或HLR-FSS-D中不包括的任一火灾建模参数，若能得到，则使用特参数估算值，或使用按SR-FSS-E2修改后的通用信息；其余参数估算值使用通用信息如果没有特定电厂和通用参数估算值用于火灾建模参数，则使用最类似情况的数据和估算值，如果需要可进行调整以体现差别。可使用专家判断作为备选方案，并将参数值的选择理由编制成文件——对于火灾风险有重要贡献的火灾情景，计算灭火失败概率的均值，并提供所计率的不确定性概率分布；——对于火灾风险有较小贡献的火灾情景，计算灭火失败概率的点估算值，并描败概率的不确定性特征，如详细说明不确定性范围、定性讨论不确定范围确定性对根据SR-CS-A10和SR-CS-A11假设电缆排布的情况，提灭火失败概率是指特定点火源对目标物集合造成火灾损坏后果的条件概在电缆路径已假定的情况下，其不确定性可能与电缆相对于点火源的精确位置有关，也与电缆高层次要求编码应找出和分析可能因火灾导致外露的钢结构失确定在内部火灾PSA整个分析边界内是否有地点满足以下两个条件：——在那个位置存在高危害的火源。如果识别出上述地点，则应为每个地点选择可能对外露钢结构造成损害(包括倒塌)的一个或多如果按SR-FSS-F1选出一个或多个情景，则应建立并论证火灾造成结构性塌陷的判断准则如果按SR-FSS-F1选出一个或多个情景，则应按HLR-FQ-A～HLR-FQ-F的险(包括外露的钢结构倒塌)进行定量估算导致钢结构失效的火灾情景如汽轮机本身的灾难性失效(如叶片喷射事件)和相继发生的润滑油火灾。对于润滑油火灾应考虑水池效应、油燃烧火焰穿越多个层面和润滑油泵持续运行造成的喷雾等可能性。但在相关实体分析单元内出现其他高危害火源(如储油罐，储氢气罐可在国内外各种公开文献中找到各种标准或数据，用以处理外露钢结构在火灾下的失效，例如工程学会)防火灾工程手册(SFPE手册)中第4章~第9章，美国国家防火灾协会(NFPA手册)中12.4(或NFPA手册较早版本中7.4)。SR-FSS-F3目的是对于选定火灾情景，按FQ技术要素进行定量化。高层次要求编码将单个实体分析单元火灾建模及SR-FSS-C1～SR-FSS-C8列出的所有技术要求应用详细说明多隔间火灾情景筛选准则，合理保证筛除实体分析单元的风险总贡献较低对整个分析边界内(PP要素中定义)所有实体分析单元组合，运用系统化方法按SR-FSS-G2确定的如果内部火灾PSA中使用了有明确耐火等级的非能动防火屏障，则——确保其采用的防火能力与经适用测试标准论证的耐火等级相一致；——评价所用非能动防火屏障设施的有效性、可靠性和可用性；——评估所用非能动防火屏障设施的火灾导致的对于按SR-FSS-G3选定的每个情景，如果邻近的实体分析单元是由能动防火屏障隔离，则——确认能动防火屏障在假设火灾风险下的有效性；为任何选定的多个火灾隔间的火灾情景，按HLR-FQ-A～HLR-FQ-的火灾情景相关的附加现象。例如可能需要模拟热气流从火源所在实体分析单元开口处或排非能动防火屏障设施已在PP要素中涉及，如墙、密封防火门、贯穿件密封和其他类似设施，无需作动作(人工或自动)就可完成设定的功能。SR-FSS-G4应适用于核的目的是准许分析依靠非能动防火屏障设施，使建立的抗火灾等级与标准要求的抗火等级一致。能动防火屏障设施包括常开防火门、挡板，水帘和其他类似设施，需要做某些动作(人工或自动)来完成其功能起火导致)。FSS-G6的目的是对选择的火灾情景按FQ要素进行高层次要求编码对火灾情景和火灾模化分析的结果，如情景选择、基本假设、情景描绘和定量分息，应按便于内部火灾PSA的应用、升级和同行评估的方式编制文件对分析的每个火灾情景，将下列信息编制成文件：——点火源的性质和特征：——受损目标物集合的性质和特征；——采用的所有严重性因子；以上所有文档应按便于内部火灾PSA的应用、升级和同行评估的方式编制文件将分析中采用的目标物损坏机制和阀值的依据编制成文件，包括分析中采用的特目标物性能准则的参考资料将每个火灾情景分析中的火灾模拟工具的输将分析的每个火灾情景的火灾模拟输出结果，包括参数不确定性分析的结果(如完成),按便于内将以下内容编制成文件：——任一用于分析的统计模型的技术依据(包括适用性):——使用通用统计模型进行特定电厂修正的技术依据；将涉及的消防活动中做出的假设编制成文件。消防活动包括火灾探测、灭火系统及度表29高层次要求HLR-FSS-H的支持性要求(续)将以下内容按便于内部火灾PSA的应用、升级和同行评估将选择有潜在明显风险的多隔间火灾情景时所用的方法编制成文件，多隔间火灾包括：应用的筛选准则，筛选分析的结果，按潜在风险重要性确定的多隔间火灾情将FSS要素有关的模型不确定性来源和相关典型的巡访结果可包括：每次巡访进行的目的、日期和参与者，支持的计算(若有的话)和得到的信息。5.8点火频率(IGN)点火频率分析的目标是： 应采用通用基准为核电厂内不同类型的火灾建立核电厂范围内频率： 对通用的点火频率值进行修正，反映特定电厂情况：——把点火频率值分配给特定的实体分析单元和/或火灾情景。火灾点火频率是影响风险定量化的关键因素。点火频率与各种条件概率(发生假想火灾的情况下)相乘即可得出CDF风险估算值。条件概率包括火灾的严重性(严重性因子),灭火失败概率及堆芯损伤的条件概率。通常，在火灾风险分析中会采用以下两类点火频率：a)一个实体分析单元或电厂区域的点火频率；b)涉及特定点火源(如电气柜)的点火频率。核能行业已有的火灾事件可作为建立点火频率及对应不确定性的依据。核能行业无相似经验时，也可利用非核能行业的数据，作恰当调整。建立特定电厂点火频率时，分析人员宜考虑通用核电厂经验。分析人员可采用特定电厂经验更新通用频率，但建立火灾频率时不应仅基于特定电厂经验，除非特定电厂经验中包含的点火源无通用数据。本文件要求电厂区域的点火频率不应赋零值。例如临时性可燃物火灾可能发生在电厂的任意位置，所以点火频率不应赋零值。在给各个实体分析单元确定临时性火灾频率时，可考虑行政管理控制因素，但由于行政管理控制可能会被违反，因而无法完全排除实体分析单元中临时性火灾的发生。要求见表30～表32。表30点火频率(iGN)的高层次要求点火频率评估应按便于内部火灾PSA的应用、升级和同行评估的方式编制文件高层次要求编码除非SR-IGN-A2、SR-IGN-A3准许，应采用现有核能行业事件的历史数据，包括类似堆型、特征和同时代核电厂的数据，以建立基于每堆年的点火频率。并证明被排除的数据不适用(例如由于行业实践的改变)除非SR-IGN-A3准许，仅在核能行业无类似经验的情况下，才可使用非核能行业的数据源；并论证各特定火源对应的非核能行业信息源中相关信息的适用性，从而证明所有用还应验证采用非核能行业数据的合理性，包括确认无适用的核息源进行描述，对数据分析方法及用于估算每堆年点火频率的方法进行讨论，并确认将这些数据用在无可用的核能行业和非核能行业数据情况对于在运行核电厂，火灾事件异常情况应审查特定电厂经验，如果有异常点火频率的计算中应考虑核电厂可用性，使其按核电通用数据与特定电厂数据相结合时，应采用贝叶斯更新过程或等效的统计过根据可能影响点火频率的参数，在整个核电厂范围内使用统一方法，分配高无论是否有行政管理限制，都应假设在所有实体分析单元对重要点火频率参数评估均值、统计表述及不确定性区间如能确保非核能行业数据源的适用性、鲁棒性和精准性到达合适的程度，则可将其作为核电厂数据源的补分析非核能工业火灾事件数据至少需论证下列方面：a)基础数据集能够应用于研究的特定点火源；b)基础数据集能够应用于分析的核电厂工况和火灾情景；c)基础数据集的范围和完整性足以支持鲁棒性的统计处理；d)基础数据集表示的运行经验和等效年数能够得到定量e)计算得到的点火频率应与内部火灾PSA其它方面保持统计独立，这与其他方性(如严重性因子)处理和/或对目标物损坏前应用火灾探测和灭火等缓解措施的性分析。为便于同行评估人员及负责批准或接受特定内部火灾PSA应用的权威机基础数据集和所有完成的分析。如果未来识别的非核能工业资源可满足上述要求，本文件将会进行修并准许利用非核资源。关于应用工程判断的讨论，参照NB/T20037.1—2017RK中5.3的规定。异常经验包括以下情况：与给定通用工业经验的预期相比，核电厂发生的火灾次数更即在分析中考虑核电厂在功率运行状态的年份额。核电厂范围内使用统一方法是指整个核电厂内为实体分析单元分配通择设备计数作为决定实体分析单元分配因子的方法，则应建立计数规则，并在核电厂内一应用。此外，分配后的总点火频率应与分配前的总点火频率保持一致。表32高层次要求HLR-IGN-B的支持性要求高层次要求编码点火频率评估应按便于内部火灾PSA的应用、升级和同行评估的方式编制文件将分析中使用的所有频率和事件数据按便于内部火灾PSA的应用、升级和同行评估将火灾事件和点火频率所用的参考资料编制成文件。将分配方法和选择数值的依据按便于内部火灾PSA的应用、升级和同行评估将特定电厂频率的更新过程编制成文件，包括的内容如下：a)选择的特定电厂事件；b)选择或排除事件的依据：c)支持特定电厂堆年的分析；将点火频率分析中关键假设和不确定性的主要根据火灾风险贡献的初步估算，运用已建立的定量筛选准则筛选实体分析单元，以便进一步考虑(如作更详细的定量分析)。QNS要素是可选要素，因为内部火灾PSA可包括所有火灾隔间的详细定量分析。如果进行定量筛选，则应按5.9.2要求进行。无论定性筛选时对火灾隔间是如何处理的(见HLR-FSS-C),应在多隔间火灾情景分析中重新审查所有火灾隔间的潜在风险贡献。5.9.2要求要求见表33～表37。表33定量筛选(QNS)的高层次要求应建立定量筛选准则，确保筛除的实体分析单元对C定量筛选的结果应按便于内部火灾PSA的应用、升表34高层次要求HLR-QNS-A的支持性要求高层次要求编码应建立定量筛选准则，确保筛除的实体分析单元对CDF的累计影响很小详细说明定量筛选准则，确保筛除的实体分析单元对CDF的累计影响很小建立的准则应满足SR-QNS-C1的要求。修正准则时，可能需进行迭代。因为每个核电厂CDF不同，不可能使用单一准则。与总CDF较高的核电厂相比，总CDF较低的核电厂需要较低的定量筛选准则献项不会被筛除。上述过程的证明见SR-QNS-Cl。高层次要求编码对核电厂区域划分分析中确定、但未被定性筛除的每个实体分析单元应用定量筛选准则保留不满足定量筛选准则的每个实体分析单元，并进行风险定定量筛选分析中可保留为风险定量分析的任何实体分析单元，而不是严格应用定义的高层次要求编码验证筛除的实体分析单元对CDF的累计影响很小——所有筛除的火灾隔间对CDF贡献的总和小于对内部事件总高风险防火区是指其区域风险与最高风险防火区的风险处在同一个数量级范围内。例如如果最高风险区CDF为10³/堆年，那么CDF在10-/年～10⁴/堆年的任何区域均为“高风险防火区”。按照上述要求，防火区内某些火灾隔间可能被筛除，但只要保留该区域内高风险火灾隔间，则认为该防火区未被的估算包含对被筛除火灾隔间估算的风险(即截断误差)。高层次要求编码定量筛选的结果应按便于内部火灾PSA的应用、升将把电厂区域划分分析中确定的每个实体分析单元筛除或保留作定量分析的处理将电厂区域划分分析中确定的实体分析单元中每个被筛除的分析单元的筛选依据(包值)按便于内部火灾PSA的应用、升级和同行评5.10电路失效(CF)——以独立的火灾情景为基础，深入理解和精细处理火灾引起的电路失效； 5.10.2要求应根据内部火灾PSA中所用设备的功能确定造成设备功能失效和/或不期望误动电路失效分析应按便于内部火灾PSA的应用、升级和同行评估的方式编制文件高层次要求编码效模式的条件概率对根据SR-CF-A1评估的条件失效概率的不确定性理。误动作的持续时间可作为条件失效概率的一部高层次要求编码电路失效分析应按便于内部火灾PSA的应用、升级和同行评估的方式编制文件将电路失效分析结果按便于内部火灾PSA的应用、升级和同行评估的方式编制文对火灾引起的电路失效的处理和相关条件失效概率值的使 识别内部火灾PSA中考虑的人员活动和相应的人员失误事件(HFE): 定量评估人员活动的人员失误概率(HEP)。本条中凡是在内部火灾PSA中采用己有(或直接引入)HFE(如按NB/T20037.11在内部事件PSA中评估的),需进行修改，以体现火灾位置和特定火灾情景在下列方面的变化：假设、模型结构和行为形成行动，这些特殊行动是火灾情况下操纵员为维持可接受的电厂组态和实现安全停堆而实施的。a)影响用于安全停堆的系统可用性和功能，如辅助给水阀；b)影响消防系统(能动和非能动)和程序因素(如临时性可燃物控制或消防队培训大纲)的可用由于上述a)产生的始发事件前HFE,将继续在内部火灾PSA中加以考虑，参考NB/T20037.11中在内部事件PSA的评估，但由于上述b)产生的始发事件前HFE,应作不同考虑，量化分析。应包括体现不正确人员响应的影响且适用于内部火灾PSA的事件，上述人员响应应定量分析与不正确响应相关的HEP,应考虑特定电厂和特定情景对人员行为的灾的影响如已证明内部火灾PSA中，恢复行动对涉及情景来说合理且切实可行，则应别考虑火灾的影响人员可靠性分析应按便于内部火灾PSA的应用、升级和同高层次要求编码选择的设备范围和按照PRM要素确定的核电厂响应模型一致，但应注意：体火灾位置的设备断电)。识别过程应与EQS要素和PRM要素中选择的NB/T20037.11—2018RK中HLR-HR-E及其支持性要求一致，但应注意：——NB/T20037.11—2018RK中SR-HR-E1涉及程序时，程序的范围应扩展到火灾程序；—NB/T20037.11—2018RK中SR-HR-E1的另一来源可能是现有的火详细说明NB/T20037.11-2018RK中任一HLR-HR-E技术要求不适用的依据独立验证手段或不要求独立验证时，就会产生上述情况)SR-HRA-A1和SR-HRA-A2均为补充性要求。SR-HRA-A1要求重新估算来自内部事件PSA但延续到内部火灾PSA的应程序是特定的。SR-HRA-A1和SR-HRA-A2的应用基于NB/T20037.11—2018RK中HLR-HR-E的等级。此员行动)。高层次要求编码应包括体现不正确人员响应的影响且适用于内部火灾PSA的事件，上述人员响将按SR-HRA-A1确定行动相对应的人员失误事件(HFE)修改(如必要)并纳入火灾电厂响应模型，影响如果失效的影响相似或能够被保守包络，则若干无法正确执行响应的人员将按SR-HRA-A1确定行动相对应的人员失误事件(HFE)修改(如必要)并纳入火灾核电厂响应模型，求一致，并详细说明NB/T20037.11—2018RK中任一HLR-通过明确以下内容，并结合内部火灾PSA情景分析给出的信息，完成SR-HRA-B1和SR-HRA-B2识别的HFE的确定工作：——特定事件序列报警提示的时刻和成功完成的时间窗口；—特定事件序列的规程指引(例如故障规程、事故规程);——探测和分析错误的报警提示或其他指示的可用性；——实现响应目标所需的特定高层次任务(例如培训方面的)包括火灾引起仪表失效或误指示时，可能引起不期望操纵员行动的情形的HFE,实施过程应与HLR-EQS-C一致，且与NB/T20037.11—2018RK中的HLR-HR-F及其支持性要求一致，并详细说明NB/T20037.11—2018RK中任一HLR-HR-F技术要求不适用对分析(如内部事件PSA)中先前模拟相关动作形成的HFE进行修正，因为火灾会改变情景特征，如时间特性、提示信息、需采取的特定行动(例如由于火灾导致的电路失效，影响某些设备的运行方式目的是说明操纵员行动需要的仪表可能受火灾影响，由于仪表的失效，极大可能导致操纵员不能完成某动作或执行不恰当的动作(如因为泵的高温报警误信号停运了泵)。SR-HRA-B4可确保在HEP可类HFE。仪表的误动作是应考虑的失效模式之一。高层次要求编码应定量分析与不正确响应相关的HEP,应考虑特定电厂和特定情景对人员行为火灾的影响对每个选择的火灾情景，按照NB/T20037.11-2018RK中HLR-HR-G及其支持性要求，量计算其HEP,对重要和不重要的HFE分别采用详细分析和保守估算值考虑相关的——应关注火灾情形如何在影响因子和时间方面改变非火灾分析中所做的评价，影响因子和时间方面的技术要求参照NB/T20037.11—2018RK中SR-HR-G3～SR-HR-G5:——详细说明NB/T20037.11—2018RK中任一HLR-HR-G技术要在内部火灾PSA中对按NB/T20037.11要求确定的行为形成因子(PSF)引入新的特征(如对环要考虑相关的火灾环境),或者可能引入新的PSF(例如通常指定操纵员作为救火队成员实施火灾后的操纵员行动)。SR-HRA-C1确保包含了上述因素。详细分析是指采用HRA方法对火灾情景描述的内容进行考虑并体现对相关PSF的影响。高层次要求编码如已证明内部火灾PSA中，恢复行动对涉及情景来说合理且切实可行，则特别考虑火灾的影响包括可能恢复功能、系统或部件达到要求状态的操纵员恢复动作，从而实现对的评估对于SR-HRA-D1确定的任一操纵员恢复行动：——按照NB/T20037.11—2018RK中