NBT20037.5-2021应用于核电厂的一级概率安全评价 第5部分：功率运行地震

应用于核电厂的一级概率安全评价第5部分：功率运行地震国家能源局发布I 1范围 1 1 13.1术语和定义 13.2缩略语 2 25技术要求 3 35.2地震危险性分析(SHA) 3 5.4地震易损度评估(SFR) 5.5地震核电厂响应分析(SPR) 25 25 26 7.8地震定量化 27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》的规定起草。——第1部分：总体要求； 第3部分：功率运行内部水淹：——第4部分：功率运行内部火灾；——第5部分：功率运行地震；——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9部分：功率运行其他外部灾害： 第11部分：功率运行内部事件：本文件代替NB/T20037.5—2013《应用于核电厂的一级概率安全评价第5部分：地震》,与NB/T20037.5—2013相比，除结构调整和编辑性改动外，主要技术变化如下：——增加了使用以性能为基准的地震地面运动评估方法(见表2); 增加了允许在特定情况下使用通用易损度数据(见表18、表19):本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出。本文件由核工业标准化研究所归口。本文件起草单位：生态环境部核与辐射安全中心、苏州热工研究院有限公司、上海核工程研究设计院有限公司、中国核电工程有限公司、中广核工程有限公司。本文件主要起草人：肖军、张晓明、徐磊磊、荆旭、王金凯、王玉卿、杨建峰、高巍、杨春菊、1应用于核电厂的一级概率安全评价第5部分：功率运行地震本文件规定了功率运行地震一级概率安全评价(PSA)的要求。本文件适用于压水堆核电厂功率运行地震一级PSA,其他堆型的核电厂可参照执行。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。易损度(脆弱性)fragility在给定的危险性输入下发生失效的条件概率。由地震波造成的地面运动的加速度，通常用地面重力加速度(g)表示。危险性曲线hazardcurve某自然现象的特征量[例如采用峰值地面加速度(3.1.5)描述震动]超过各种水平的年超越概率曲线。衡量抗震裕度评估的标准，具有高(95%)置信度、低(最多5%)失效概率的地震动水平。2峰值地面加速度peakgroundacceleration;PGA在加速度时程上显示加速度的最大值；地震在厂址产生的最大地面加速度。指定时间内，在厂址或某区域至少有一次地震(引起的)地震动超过给定水平的概率。随机不确定性(用于地震易损度分析)aleatoryuncertainty(asusedinseismicfragilityanalysis)抗震能力的可变性，源于相同加速度的地震特性的随机性，以及与这些特性相关的结构响应参数。由地震加速度时程计算出的曲线，以有阻尼的单自由度振子(定阻尼比)的峰值反应(加速度、速度或位移)作为固有周期(或频率)的函数。地震PSA的地震易损度任务中需要评价的所有的SSC清单。由于计算中值能力模型和模型参数的认知不完善产生的中值抗震能力变化性。一致危险性反应谱uniformhazardresponsespectrum;UHS一种在不同频率下具有相同超越可能性的地面响应参数(如谱加速度或谱速度)图谱。3.2缩略语NB/T20037.1—2017RK界定的以及下列缩略语适用于本文件。PSHA:概率地震危险性分析(probabilisticseismichazardanalysis)SFR:地震易损度评估(seismicfragilityanalysis)SPR:地震电厂响应分析(seismicplantresponseanalysis)4PSA的应用过程针对地震开发的核电厂地震一级概率安全评价与应用于核电厂的一级概率安全评价的应用过程类似，可按照NB/T20037.1中的过程与方法执行。35技术要求本章目的是为PSA能够用于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持性要求。本文件针对核电厂功率运行地震一级PSA的以下要素明确技术要求：a)地震危险性分析(SHA);b)地震次生灾害分析(SSH);c)地震易损度评估(SFR);d)地震电厂响应分析(SPR)。地震PSA开发的大致过程及其中各要素之间的关系见图1。需要说明的是地震PSA开发是一个迭代过程，图1所表明的只是一般性的前后过程，不表示这些要求之间的绝对先后关系及先决条件，也不表示所有地震PSA应完全按此过程进行。该过程为一级、二级、三级PSA全过程，本文件仅涉及一级PSA。地震危险性分析地震危险性分析(SHA)pi地震次生灾害分析安全壳分析4地震电厂响应分析(SPR)Piy地震易损度评估(SFR)释放频率风险5.2地震危险性分析(SHA)地震危险性通常采用地震动峰值参数(如PGA)在特定时间间隔内的频率分布进行表征。地震危险性分析包含如下步骤：a)确定地震源，如断层和具有地震构造的区域；b)评价区域内的地震历史，评估不同强度或震中烈度下地震的发生频率；c)构建衰减关系评估地震在厂址导致的地震动强度(如PGA);d)综合上述信息评估某选定地震动参数的超越频率。4对地震危险性的评估取决于衰减关系、潜在震源区震级上限和几何参数的不确定性评估。在进行地震危险性分析时，根据假设设定概率值体现这些参数的不确定性，由此能够确定发生频率的概率分布。地震动参数的年平均超越概率表示为一组具有不同发生概率或不同分位值的曲线(如图2)。图2核电厂厂址地震危险性曲线典型示例对于任一PGA,其超越频率均值由不同危险性曲线上该加速度的超越频率权重加和得到，相应的权重因子是对每条危险性曲线设定的概率值。因而，概率地震危险性分析(PSHA)能够将不确定性植入到本方法中，评价结果将以可能性(在给定时间段内发生概率或频率的估计值)的形式给出，即地震引起给定厂址发生不同强度地震动的可能性。这些结果反映了两种不同类型的不确定性，一类是由于缺乏相关知识导致的不确定性，或称为认识上的不确定性，来源于对事物在科学认识上存在缺陷，原则上这种不确定性能够通过深入研究和获取更多数据进一步减小；另一类是偶然或随机的不确定性，这种不确定性是无法详细知晓或无法被减小的。虽然在某些应用中，不需要从本质上来明确和区别这两种不确定性，如参考文献[8]中在确定薄弱环节和对重要序列及贡献因素进行排序时，准许采用包含不确定性综合分析结果的均值危险性曲线，而不采用一组危险性曲线。PSHA中至关重要的一点是，维持这两种不确定性的区别，保证对不确定性来源的理解和沟通。要求见表1～表11。表1地震危险性分析(SHA)的高层次要求厂址上的地震动发生频率应以特定厂址概率地震危险性分析(已有或新的)为基础，反映技术行业内多方面知识的综合结果。分析的水平等级应由特定厂址的复杂程度及计划开展的应用确定为向概率地震危险性分析提供输入信息，需收集最新的综合性数据，包括地学、厂址局部地形、地表地质学和场地土工属性等。还应根据历史地震、仪考虑厂址区域内地震动发生频率时，应鉴别出所有可信的具有评估某处发生某强度某种类型地震(正断层、逆断层、走滑断层)情况下厂址区域度时，应仔细检查影响该评估结果的机理。在描述地震动的传播5应考虑局部场地反应的影响每个步骤的不确定性应传递并体现在厂址危险性评估的最终定量化结果中为在地震PSA中进一步应用，谱形应基于特定厂址的高层次要求编码业内多方面知识的综合结果。分析的水平等级应由特定厂址的复杂程度及计的不确定性；固定的分析过程并进行存档使PSHA具有可追溯性数，都应将其值扩展到足够大(与物理数据和解释一致),才能确保截断不(如CDF)存在不稳定性，同时确保对地震引发的事故序列的理解说明和排序不会受到影响应指定地震强度的下限(或以损伤参数为基础利用概率论定义强度等级的特于下限值时，认为其不会导致工程结构或设备的严重损坏行定量化的评估。参考文献[53]提供了使用现有信息作为评价的可接受起点并根据需要进行和美国电力研究院(EPRI)的研究中均采用5.0作为震级的下限值。最近的研究建议以累计断仅应用于危险性的最终定量化，而不用于6高层次要求编码为向概率地震危险性分析提供输入信息，需收集最新的综合性数据，包物理学、厂址局部地形、地表地质学和场地土工属性等。还应根据历史地震、仪进行PSHA时，应采用可用或已建立的，并能反应最新知识水平应保证采用的数据和信息足以表征所有可信的震源(在考虑区域的地震动衰减和厂址实地反应可能会对厂址地震动的发生频率产生重要贡献)。如果地震PSA中采用已有的PS能会影响PSHA的新数据或分析充分融入已有数据和分析作为采用数据的一部分，应收集编辑包含有历史记载、地质学上确定和有”在进行解释说明时，可供所有专家使用的全面数据汇编非常重要，数据的可用性也便于对结果进行审查。参考文献[29,30]给出了导则，并说明在震源特征、地震动模拟和局部场地反应评估中所需的数据范围和类型，以满足SR-SHA-B1的要求。参考文献[29]定义了调查的4个水平等级，其不同详细程度主要基于以下因素：距厂址局、厂址和区域地质条件的复杂程度、是否存在潜在震源区、潜源的性质、潜在地表变重要贡献的定义是在地面运动参数范围内，10Hz和1Hz的振幅上，所有模化的震源至少表示度频率),对于危险性有重要贡献。通常情况下，应包含厂址周围150km半径内发生的面波震级大于或等于4.7的历史地震(见参考于列出的地震，目录应包含以下信息：如事件发生的日期和时间、震中的位置、地震震级(测量值和计算值)震级的不确定性、震源位置的不确定性、震中烈度、震中烈度的不确定性、震源深度、参考文献及数据来源。高层次要求编码考虑厂址区域内地震动发生频率时，应鉴别出所有可信的具有应评估对厂址概率地震危险性有重要影响的潜在震源。以区域和厂址的地质数据、历史地震、仪器记录的地震、古地震的地质学证据等为应确保对震源进行表征时应用的专家判断与HLR-SHA-A中讨论的分析水平一致对震源的表征包括震源位置、几何特征、震级上限和地震重现率。应明确包含随机和认知的不确如果利用已有的震源模型，则应证明任何新识别或未表征的震源不重要性分析的修订版中7"可应用参考文献[29]中的方法满足此项要求。和定量化不确定性的过程进行了详细的讨论并给出了可参考文献[29]对于如何评估新信息的重要性给出了高层次要求编码动强度时，应仔细检查影响该评估结果的机理。在描述地震a)控制厂址地震动的可信机制；b)历史记载和仪器记录的地震活动数据(包括强震数据);c)地震动评估中使用的衰减模型应确保表征地震动时应用的专家判断与HLR-SHA-A中讨论的分析水平一致在地震动特性的描述中应包括随机和认知的不确定性，与HLR-SHA-其包含到地震危险性分析的修订版中参考文献[23]给出的结构化方法可用于为变量的函数；b)对地震动随机不确定性范围的估计，用于定量化地震动的离散性和震级相同的地震事件之间的差异性；机和认知不确定性的区别。参考文献[29]中给出了评估新信息重要性8高层次要求编码应考虑局部场地反应的影响应包括厂址地形、表层沉积物和厂址岩土工程特性对厂址地震动的影响场地反应分析的目的是对地表地质条件对厂址地震动的影响进行定量化。作为地震动评估的地表条件的方法通常有两种：第一种是利用适用于厂址条件的地震动衰减关系，即针对厂的关系；第二种是建立特定厂址的传递函数，可针对厂址特点修正基岩地震动，见参考文献[32]。应证明已有概率地震危险性分析研究包含局部场地效应或进行修订。应利用场地特性的概率估计值确定特定厂址的函数。应恰当的表征和传递不确定性，与震源表征和地震动估计一致。参考文献[23]给出了可用于确定和定量化不确定性过程的导则，包括随机和认知不确定性的区高层次要求编码每个步骤的不确定性应传递并体现在厂址危险性评估的最终定量化结果中应包括适当的敏感性研究和中间结果以鉴别对厂址危险性重要的及使建立以下结果，作为量化过程的一部分并与HLR-SHA-A中确定的分析级别的相协调：a)每个地震动参数的分位数和平均危险性曲线；“地震危险性定量化涉及震源和地震动输入的组合以计算厂址地震动的超越频率(即地震危险性曲线)。因此，概率地震危险性分析最重要的结果是一系列地震危险性曲线，每条曲线量化了随机的不确认知的不确定性。比较有代表性的是一系列分位数的地震危险性曲线及平均危险性曲线。认知的不确定性：列举逻辑树和蒙特卡罗仿真，见参考文献[26]、参考文献[33敏感性研究和中间结果为审评人员提供关于关键假定如何影响复杂地震危险性计算过程的最终结果的重要信息。有用的敏感性研究实例包括：对专家给出的各种地震构造模型赋予权重，评价不同赋值方案对专家潜源划分方案中的区域地震活动性参数对地震危险性结果的影响做评价。当地震PSA的应用依赖于定量化结果且需充分理解不确定性来源时，震级距离分解和潜在震源区分解(参考文献[34])作用显著。当比较不同震级产生的不同风险结果时，上述分解变得非常重要。震鉴别控制危险性地震事件(震级和距离),有助于分析人员恰当表征应用于响应分析和易损度分析的地震动性质。分位数曲线一般标绘5百分位、15百分位、50百分位、85百分位、95百分位。一致危险性反应谱表示多个离散频率处不同年超越概率的加速9高层次要求编码为在地震PSA中进一步应用，谱形应基于特定厂址的在筛选SSC及地震PSA结果的量化中需仔细考虑应当采用的谱形。出于筛选目的，使用的谱形应从而使用这个谱形产生的结果高于以设计谱为基础的结果。这将避免过早筛除部件，以及避免异常，如筛除的部件(如以替代元素的形式)是支配性风险贡献项，有关该问题的更进一步的讨论见参考和最终风险结果的量化中，应尽可能使用真实谱形。参考文献[6]和参考文献[32]给出了重要参考。为此，可使用一致危险性反应谱(UHS),除非有迹象表明(如科技文献)UHS不能反映特定厂址事件的谱形。高层次要求编码正确确认使用的任何已有研究的基本数据和解释在现有信息条件下仍有效，符合HLR-SHA-A~HLR-SHA-G的要求，并描述使用的当使用已有研究时，SR-SHA-H1的目的是为了不再完全重复地震危险性计算，除非建立影响厂址的新资料和解释，这些资料和解释能够影响地震PSA的有效性。基于应用要求和敏感性研究，对现有分析进行适度扩展，或近似估计使用现有危险性研究和应用新研究之间的差别，确认是否恰当。另外，评估可能足高层次要求编码应进行筛选分析以评估除地面运动之外的其他地震灾害，如断层位移、滑坡降，是否需要包含在地震PSA中对于未被筛除的灾害，应评估灾害发生的频率和灾害后果的大小只有少量厂址需考虑SR-SHA-I1中的其他地震灾害。在厂址选择阶段开展的灾害研究和原始调查能够提供指参考文献[52]中提供了断层位移概率分析方法的示表11高层次要求HLR-SHA-J的支持性要求高层次要求编码应按便于地震PSA的应用、升级和同行评将概率地震危险性分析的过程编制成文件，通常与参考文献[29]的要求一致，并包括以下说明：a)用于表征震源和地震动的具体方法；b)基于科学解释的输入和结果；将概率地震危险性分析中的模型不确定性和相关假设的5.3地震次生灾害分析(SSH)除造成地震动外，地震还会间接引起火灾、水灾等，这些灾害称为地震的次生灾害。如地震时电气短路引燃可燃气体、可燃液体等会引发火灾，水库大坝、江河堤岸倒塌或震裂会引起水灾，海底地震可能会引发海啸。地震次生灾害分析(SSH)的目标是：——定性评估地震导致次生灾害的可能性； 定性评估地震与次生灾害叠加的潜在风险。地震导致次生灾害，且未在5.2中规定的，主要包括火灾、内部水淹、外部水淹，特别是外部水淹中的海啸等。目前还没有定量化这些次生灾害对风险贡献的可接受方法，因此本文件中地震PSA的最终结果(即CDF)可不包含由地震引发次生灾害对定量结果的贡献，本文件并未对地震导致次生灾害的定量分析提出要求。要求见表12～表16。表12地震次生灾害分析(SSH)的高层次要求高层次要求编码采用特定厂址信息，识别潜在地震次生灾害，包括但不限于火灾、内对于上述识别出的每项潜在地震次生灾害，定性评估其对核电厂震后响应的影响对于沿海厂址，如果有概率海啸危险性分析(PTHA),可采用定量化的地震导概率海啸危险性分析(PTHA)具有较大的不确定性，应避免过度保守导致歪曲地震PSA的结果；参考文献[50]高层次要求编码对于在火灾PSA分析边界内的实体分析单a)识别可能由地震后果引发的点火源及火灾情景，这不同于每个实体分析析假设的情景；b)对上述每种识别出的具有潜在重要风险的独特点火源及火灾情景对于在火灾PSA核电厂分析边界内的实体分析单元：a)审查火灾探测系统和消防系统，并对地震期间可能出现的失效(如断裂或出定性评估：b)在震后核电厂响应中评估系统破裂或误动作的潜在影响，包括与水基消防系统相关的潜在内部水淹，与气体消防系统相关的潜在可居留性丧失，以及从需要消评估多个消防系统由地震引起支持系统失效造成的潜在共因失效，如消防泵、管、气体抑制剂储箱或建筑消防竖管审查核电厂地震响应规程，并定性评估地震引起火灾或消防系统误动作的可能性，可能危及核电审查：a)核电厂消防队的培训程序，并评估对紧随地震的潜在火灾和火灾报警做出响应的培训程度；b)用于消防的支持设备的储存和布置，消防队表15高层次要求HLR-SSH-C的支持性要求高层次要求编码对于在水淹PSA分析边界内的实体分析单元：a)识别可能由地震后果引发的水淹源及水淹情景，这不同于在每个实体分析假设的情景；b)对上述每种识别出的具有潜在重要风险的独特水淹源及水淹情景对于在水淹PSA核电厂分析边界内的实体分析单元：a)审查安置的水淹报警系统和终止或抑制水淹漫延的核电厂设计特征，b)在震后核电厂响应中评估系统破裂或误动作的潜在影响，如与水基消防系统相审查核电厂的地震响应规程，并定性评估地震引起水淹的可能性，可能会危及核电厂a)核电厂防水淹的培训程序，并评估对紧随地震的潜在水淹和水淹报警做出响表16高层次要求HLR-SSH-D的支持性要求高层次要求编码应按便于地震PSA的应用、升级和同行评将地震次生灾害分析结果，包括从次生灾害对核电厂的影响中得到的结论和见解，按的应用、升级和同行评估的方式编制成文件5.4地震易损度评估(SFR)SSC的地震易损度定义为在给定地震动输入或响应参数(如PGA、反应谱、楼层谱)下发生失效的条件概率。在地震PSA中需要地震易损度评估发生始发事件(如丧失厂外电、丧失热阱)的条件概率，以及不同缓解系统(如辅助给水系统)的条件失效概率。易损度评价目标是评估给定SSC对地震动强度的承受能力及相应的不确定性，SSC的承受能力根据谱加速度的平均值或PGA值定义，在该值下SSC因其对地震的响应超过其承受能力而失效。虽然平均谱加速度相对更适用，但在很多地震PSA中均采用PGA表示，而且如果谱形的不确定性不太大时，PGA也是一种可接受的表示方式。可利用下述信息评估SSC承受地面加速度的能力：核电厂设计基准文件、设计阶段进行的响应计算、核电厂竣工后SSC的形状和尺寸及材料性能等。由于评估地面加速度承受能力时涉及多个变量，SSC的易损度会以易损度曲线族的形式表示，并对其中的每条曲线赋予相应的概率值以反映易损度评估中的不确定性。可利用三个参数表示该曲线族：抗震能力中值Am,抗震能力随机不确定性的对数标准偏差βR和抗震能力认知不确定性的对数标准差βu。地震易损度曲线族的示例见图3。该设备的抗震设计以安全停堆地震0.17g为依据，经计算其承受倾覆(导致相连管道失效)能力的中值为0.87g,对数标准偏差β和β分别估计为0.25和0.35。图3分别给出了中值、5%置信度和95%置信度的易损度曲线，以及根据对数正态分布得到的均值易损度曲线，其均值和标准偏差分别为Am和βc,βc=(βr+βu)¹2。某些应用中，只应用均值易损度曲线进行判断即可。失效概图3地震易损度曲线族的典型示例计算SSC的地震易损度时需涉及多方面信息：特定核电厂抗震设计及鉴定试验数据、易损度试验数据，或通用鉴定试验数据和经验数据。典型地震PSA中需评估的SSC很多。首先需在核电厂进行现场巡访筛选这些SSC,筛除SSC依据的原则可考虑下述几个方面：通常具有高抗震能力；没有明显的抗震缺陷(如固定点不牢固和横向支承不足)和空间相互作用(如非抗震设备倒塌后压在地震PSA中需模化的设备上)。对于保留下来的SSC,需利用一个或多个数据源计算其地震易损度。要求见表17～表24。表17地震易损度评估(SFR)的高层次要求应对失效可能会导致堆芯损坏的SSC进行特定核电厂、现如果对高抗震能力部件进行筛选，应充分描述筛选的依据应针对SSC的关键失效模式开展，应通过审查核电厂设计文件，补充必要的地震经验数据、对于运行核电厂及具备巡访条件的在建核电厂，评估应包含核电厂巡访的详细调查结重点为锚固、横向抗震支承及潜在的系统间相互作用验数据、易损度试验数据、通用质量鉴定试验数，并说明使用高层次要求编码应对失效可能会导致堆芯损坏的SSC进行特定核电厂、对系统分析中识别出的全部SSC(参见要求SR-SPR-D1以特定核电厂数据为基础计算地震易损度(中值并包括不确定性参数),并确保是现实的。通用数据(如易损度试验数据、通用抗震鉴定试验数据、地震经验数据)可用于筛选SSC,应按照用的效可能导致堆芯损坏。地震核电厂响应分析部分给出(见SR-SPR-D1)开发SSC清单的要求。筛选要求见地震PSA的目标是使用特定核电厂和特定厂址数据获得实际的地震风验数据、通用抗震鉴定试验数据、地震经验数据)筛除高抗震能力的部件，高层次要求编码如果对高抗震能力部件进行筛选，应充分描述筛选的依据”在满足附加说明的情况下，参考文献[4]、参考文献[5]中给出的方法可用于筛除高抗震能力的部件。上述筛选方法一般是在美国抗震设计原则规范基础上，为美国设备供应商开发的。其他情况下，则。对于特定SSC,如果能证明其符合通用易损度限制性条款，也可使用通用易损度进行筛选。筛选值应在厂址地震危险性及核电厂抗震设计的基础上确定，且足够高，确保筛除部件对地震CDF的贡献不显著(参见SHA-G1)。确定筛选值的方法，参见参考文献[11高层次要求编码使用地震动参数(PGA或给定频带的平均谱加速度)标定的三个正交方向上的地震反应谱作为输入，评估部件失效时的地震响应。确保使用的谱形能够反映或通过进行概率响应分析获得结构载荷和楼层反应谱，确保所做的模拟(如蒙立方抽样)数量足够大，以获得稳定的中值及85%分位值。输入地震动水平应包括整个地震危险性曲线中的地震动范围如果使用现有响应分析进行等比例变换，应说明结构模型、基础特征的恰当性，以及输入地震动的相似性当现有响应分析模型被判断为不现实或不是最先进的，或现有输入地震动与特定厂址的输入地震动明显不同时，应进行新的分析以获得现实的结如果进行中值响应分析，应采用已确定的方法评估中值的响应(如结构当进行土壤-结构相互作用(SSI)分析时，应使用与占引起堆芯损坏频率主导地位的地震动相对应的土壤应变水平的地震动输入，并确保这些输入的分布以中值为中心。SSI分析参考文献[8]中推荐使用参考文献[33]中提供的重现周期10000年的中值谱形及其离散性用一致危险性反应谱(UHS),确保谱形反映SR-SHA-G1中要求的支配性事件贡献。对于表8中脚注a。可使用参考文献[4]中给出的比例分析方细节参见参考文献[16]。高层次要求编码应针对SSC的关键失效模式开展，应通过审查核电厂设计文件，补充必要的地试验数据、通用质量鉴定试验数据，并进行巡访，识别结构失效模通过审查核电厂设计文件及巡访，识别地震中或地震后阻碍设备运行的构筑物(如滑移、倾覆、屈服及过度漂移)、设备(如锚固失效、与相邻设备或构筑物的碰撞、(如土壤液化、边坡失稳及过度不均匀沉降)的现实失效模式评估SR-SFR-D1中识别出的所有失效模式，以及关键“相对于显著的结构失效(如局部或彻底倒塌),漂移和屈服等失效模式可能与设备的功能性相关性更大。已发表的参考文献及过去的地震PSA可作为指导，如参考文献[4,11,27高层次要求编码互作用(结构和功能上的相互作用)将巡访程序和巡访小组的组成和成员资质、巡访的观察和如果部件在巡访期间或巡访之后被筛除，应对筛选的依据，溯性。有关巡访的导则，分析人员可参照参考文献[4,5](见SR-SPR-B11)。能力SSC的情况。在这种情况下，高抗震能力SSC的易损高层次要求编码地震易损度参数的计算，如中值和不确定性，应基于特定核电厂数据，补充必需的地震经验数据、易损度试验数据、通用质量鉴定试验数据，并应以特定核电厂数据为基础，计算部件的地震易损度参数，如中值和不确定性震经验数据、易损度试验数据及通用质量鉴定试验数据。如果使用SSC的通用易对于支配性最小割集中出现的所有SSC,确保其具有在特定核电厂信息基础上得到的特定厂址易损度参数，如构筑物或设备的锚固和安装，以及特定核电为地震核电厂响应分析模型中包含并被识别为至关重要的表23高层次要求HLR-SFR-F的支持性要求(续)该HCLPF能力表示1%的条件失效概率，且为典型SSC估计了βe。使用这些参数可以估算出抗震能力中值和均值易损度曲线。关于上述估算的用途和局限性的进一步讨论参见参考文献[11,12]。对于某些SSC可使用通用易损度，但应证明恰当反映特定核电厂SSC及特定核电厂的条件。继电器震颤影响评估的导则见参考文献[4,8,15](见要求SR-SPR-B4)。至关重要的继电器表24高层次要求HLR-SFR-G的支持性要求高层次要求编码应将地震易损度分析的过程编制成文件，应包a)用于量化SSC易损度的方法及关键假设：b)SSC的易损度数值，包含抗震鉴定方法、支配性失效模式、信息来源及部件位置；c)每个被分析的SSC的易损度参数值(即Am、βr和βu)及其技术基础；1)地震响应分析；2)筛选步骤；3)核电厂巡访；5)每个SSC关键故障模式的识别；参考文献[8]中的文件编制要求，以及参考文献[18,275.5地震核电厂响应分析(SPR)地震核电厂响应分析的目标是结合核电厂响应和SSC易损度及地震危险性评估结果，计算堆芯损坏。构建事件树和故障树，确定可能导致堆芯损坏的事故序列。地震PSA中所需核电厂系统和序列分析可依据参考文献[41]进行。1)可能引发事故序列的关键SSC失效；2)可用于中止事故序列发展的关键SSC失效。b)评估上述每个SSC(始发项和缓解项)的易损度。c)利用故障树建立特定核电厂损伤状态序列的d)考虑可能的堆芯损坏序列和缓解系统。数字代表进行了地震易损度评估的设备或代表没有发生地震失效的设备；“+”和“×”分别表示布尔代数中的“或”和“与”操作。根据公式(1),利用蒙特卡罗模拟或数值积分的方法将单个设备线的权重(概率)根据出现在特定核电厂损伤状态事故序列中设备的易损度曲线得到。算方法见公式(2)和公式(3)。5.5.2要求应包含地震引起的始发事件和其他故障，包括地震引起的SSC失效，以及会引起重地震PSA系统模型特征应适合纳入地震分析，与功率运行内部事件PSA中建立的相应系统模型特征不同为地震易损度分析选取的SSC的清单应包括地震PSA系统模型中事堆芯损坏的定量分析应合理整合地震危险性、地高层次要求编码应包含地震引起的始发事件和其他故障，包括地震引起的SSC失效，以及会引起重要事故序列和应包含地震引起的、导致重要事故序列和/或重要事故进程序列的始发事件应在始发事件选取过程中制定层级，确保在系统模型中每个超过某给定大小采用功率运行内部事件PSA模型中的事件序列和系统逻辑模型作为地震在基于分析人员判断的特殊情况下，应专门为地震PSA开发特定的系统模型确保PSA系统模型反映地震引起的失效及引起重要事故序列或重要事故进程序列的非地震引起的“全面调查特定厂址的失效事件(通常为地震引起的结构、机械和电气失效)非常重要，可对易损度分析中识别出的地震失效进行FMEA。地震PSA中考虑的地震引起的始发事件的常规清单示例如下：a)反应堆压力容器或其他大型部件(如蒸汽发生器、主泵或稳压器)的失效；b)所有相关位置发生的各种大小的丧失冷却剂事故；c)瞬态，其中通常最为重要的是丧失厂外电，应考虑两种一般类型的瞬态：地震直接导致动力转换系统(PCS)或热传输系统失效(如丧失厂外电后)的瞬态和PCS初始可用的瞬态。其他类型的主要支持系统(如厂用水或直流电)。同时，应适当考虑多机组影响和相关性，包括可能受大地震影响的恢复资源。可采用定性的理由排除不会对核电厂产生重大影响的低级别地震事件。所有核电厂的一般要求是，若发生高于某级别的地震(通常定义为运行基准地震(OBE)),链式反应并将反应堆带至安全、稳定停堆状态),减少可能导致丧失冷却剂事故的能量并检查核电厂设计为在发生低于0BE的特定地震时停堆)。制定始发事件层级的目的是确保发生超出该阈值的地震所有IE条件概率的总和为1(100%),并确保首先处理模型中最重要的事故序列。如果这意停堆时应增加手动停堆序列，则这些手动操作应添加到系统模型及电源转换系统初始可用的瞬态组应定义层级的顺序，如果发生地震导致某IE,则发生低于该层级的其他IE对于系统模型而言就没有意义了。因此，如果该地震导致大LOCA,在系统模型中就无须关注同时发生的小LOCA。定义某个IE的基本失效事件不应在较低层级的IE对应的事故序列中出现，以避免序列建模内的重复。如在大LOCA模化为IE的序列中将反应性控制功能失效(控制棒失效)作为基本事件模化，反之，当地震引发的控制棒失效模化为IE时，不包括大LOCA。如果构建了地震引发的IE逻辑化层级，各种类型的序列都将自动遵循该层级，更多细节见参考文献[18]。以下内容涉及与HLR-SPR-B相关的问题。如果模化了失效组中的主导失效，则该分析可对地震导致的失效进行分组。功率运行内部事件PSA模型中的事件树和故障树通常作为地震事件树的基础，不仅能获取其开发思路，且有助于在共同基础上对内部事件PSA和地震PSA进行比较。对内部事件PSA系统模型进行适当筛除和“修整”很常见。在模型中将特定的单个部件组合归类为所谓的“超级部件”通常也能得到允许近似值，超级部件不应成为地震CDF的重要贡献项。地震可能导致内部事件模型中没有明确说明的失效，主要(但不限于)由于构筑物和其他非能动物项如配送系统(电气管道、管道系统、通风管道、仪表管道等)、容器、大型水箱、所有支承和锚固系统及可能影响安全功能的空间相互作用的损坏，应确保包含了这些非能动失效事件。另一类内部事件PSA中未模化的地震引发典型失效是地震引发的继电器震颤及相关事件(见SR-SPR-B4),以及地震引发的可能阻止人员到达的安全设备或控制的损坏，从而阻碍主控室或其他可能考虑位置的手动操作行动(见SR-SPR-B6)。此外，内部事件PSA模型中作为一个基本事件模化的失效(如柴油发电机失效)在地震PSA模型中可能以不同方式模化为几种不同的基本事件(如地震PSA中，柴油发电机本身可能与其日用油箱或其控制回路分开进行模化)。除添加非能动设备外，地震PSA事件树和故障树与用于内部事件PSA分析的事件树和故障树主要区别是需考虑SSC的物理位置及其邻近位置，因为应考虑二次失效(如空间相互作用),通常在地震核电厂巡访中考虑，还因为响应相互关系可能很重要并与类似物项的配置相关。抗震能力工程工作完成之后，系统分析需将响应相互关系适当引入模型中。可通过以下任意方式将上述内容引入系统分析：基本事件可直接添加到故障树和适当修正的“门”中，总体影响整个安全功能或事故序列的某个事件(如土壤液化或厂房失效)可直接添加到布尔表达式中，关联的事件树可在模型的核电厂响应部分中与具有相关条件分流分数的“地震前端树”一起使用，某(较强)SSC的易损度定义可通过另一个(较弱)SSC(其失效可能导致较强SSC的不期望失效)的易损度重新定义。了解某给定SSC非常坚固且能抵御地震可使系统分析小组省去开发包含该SSC失效模型的工作，如开发特定构筑物、承压设备或管道系统和电缆管道模型的工作。因此，进行系统分析工作时，宜对地震PSA的抗震能力工程方面进行一轮迭代。需要考虑的SSC包括能充当(或影响)地震引起的始发事件的SSC及在事件树中作为节点出现或作为故障树基本事件的SSC。“如果采用该方法，应记录特殊情况，并应在同行评估中特别关注。高层次要求编码地震PSA系统模型特征应适合纳入地震分析，与功率运行内部事件PSA中建立不同明确的依据，并详细说明例外条款不适用的基础。受该要求支b)事故序列分析；d)系统分析；e)数据分析；f)人员可靠性分析；g)专家判断的使用在主控室和后备控制室的始发事件后的人员动作分析中，应以采用的人员可靠性分析(HRA)方法，恰当地在绩效形成因子(PSF)中包括下列地震影响：a)额外的地震后工作负担和压力，将增加人员错误或疏忽的可能性；b)影响可达性的地震失效：对地震引起的相关性进行分析，应采用使SSC的任何筛选均能合理在系统模型中包含继电器和类似设备震颤的影响如果在系统模型中基于抗震能力进行筛选，应说明筛选准则评估大地震导致的损坏阻止人员到达安全设备或审查内部事件PSA中模化系统恢复的可能性，大地震后可能会更加复杂甚至无法实现，并相应调整恢复模型如果通过地震PSA巡访(见SR-SFR-E4)识别出地震导致火灾和水淹的可“开发地震PSA系统模型最常用的步骤是以内部事件系统模型为起点，通过添加和修整对其进行修改，在某些情况下也可为需模化的情况开发专案地震PSA系统模型作为替代。如果采用该方法，得到模型在核电厂响应和失效的因果关系的一致性尤其重要。此外，进行针对上述方面的同行评多解释见表26中脚注c。时影响所有的SSC,因此在进行地震PSA时应特别注意该问题，见SR-SPR-E4中处理相关性的要求，参考文献确定处理该相互关系的最佳假设。筛除步骤应保守进行，可采用的筛选方法见参考相关性附加要求和注释见SR-SPR-El。目前地震PSA关注的是地震导致的SSC失效之间的相关性。当相似物项处于同一位置(如相邻)时，分析人员中进行敏感性分析，检验在指定的不同相关性时最终结果中出现的差异。提供了可采用的方法。SR-SFR-F3中包含继电器和类似设备的地震易损度分析要求。员应参考NB/T20037.11—2018RK中H导致错误的PSA结果。则需修改系统模型，为每个可达性受损(可能较强)的SSC指定失效导致可达性问题的(可能较弱)地震易损下从上述破口损失的水装量，“非常小的LOCA”对这样的序列达到成功(即达到安全稳定状高层次要求编码地震PSA模型应反映所分析的在建和运行为确保系统分析模型如实反映在建、运行核电厂，应证明保守性和其他高层次要求编码为地震易损度分析选取的SSC的清单应包括地震PSA系统模型中事高层次要求编码堆芯损坏的定量分析应合理整合地震危险性、地在量化堆芯损坏频率时，采用地震危险性、地震易损度和按照NB/T20037.11—2018RK中4.9的适用要采用量化的方法确认和支持SSC的筛选(见SR-SFR-B1)"整合步骤中，地震PSA的多个早期和支持部分通过汇总综合，生成和量化以堆芯损坏频率(CDF)及识别“重要贡献项”为形式的最终结果。地震PSA分析人员用不同工具完成该整合和量化过程。分析人员通常采用迭代方法，先进行过渡和近似的量化，再将整个系统模型中对结果没有重大贡献的部分筛除，最终完成量化。SSC的筛选(见SR-SPR-B1和SR-SFR-B5)可基于其具有非常强的抗震能力，高于某个定义的截断水平，从而对地震引起的任何事故序列均无重要的贡献。模型中非地震失效或人员失误基本事件的筛选可基于其对地震引起的事故序列的贡献低于某定义的截断值(见SR-SPR-B5)。不论筛选的基础是什么,应定义该基础，且截断值的选择也应非常谨慎。应特别注意地震失效之间与地震有关的相关性的处理，尤其是：a)连接多个基本事件，获得其相关失效；b)根据这些相关性对SSC和其他非地震基本事件的筛除。(见SR-SPR-B5、SR-SPR-E4中关于此问题的描述)地震相关性问题的产生，是因为在给定地震事件中核电厂的每个SSC承受完全相同的地震动(尽管随着地震能量从厂址地下传播到SSC的位置会有改变，增强、衰减、频率偏移等)。处理相互关系、相关性问题有很多种不同的方法，本文件未涉及，可参见参考文献[18]和[27]。SR-SPR-E2旨在确保保留了每个事故序列(或割集)的关键信息，而非在堆芯损坏频率生成全面整合数值中简单的“丢失”。当事故序列的割集非常相似以至于从表面无法区分时，可对事故序列的割集进行分组，也可定义分组的基础。SSC的筛选(从模型中筛除SSC)贯穿全部PSA进程。应制定一系列定义的准则用于确保未筛除应在模型中保留的要素(见SR-SPR-B5)。SR-SPR-E3旨在保证量化过程被用于检查筛选中未错误地排除重要的SSC。该工作为迭代的过程，应先进行近似的过渡量化，再进行筛选决策的检查，最终完成量化。地震PSA分析人员目前使用很多不同方法完成这个步骤。参考文献[18]包含相关讨论。“正确处理地震特定的相关性问题是成功地震PSA的重要部分，SR-SPR-E4旨在确保包含该问题。上述相关性分析参见参考文献[18]。SR-SPR-B3中包含了初始筛选中处理相关性的要求。地震PSA分析的特点是，不仅在地震危险性方面，而且在地震易损度和系统分析方面，存在大量数值不确定性。对于其他分析领域中的不确定性，地震PSA与内部事件PSA中的不同点为人员可靠性分析、地震引起的相关性问题、继电器震颤及恢复分析等。重要的是对不确定性的估计，这些不确定性是在基础PSA模型开发中分析小组对各方面认知状态中产生的，并通过整合/定量化步骤成为量化结果的一部分。对于特定的应用，可使用不确定性分析的分级方法。包含多个不确定性的要求并不是都有必要进行明确量化，特别是当不确定性很小时。参见表31中脚注b。当前用于实现SR-SPR-E5的方法有很多，从数值积分到各种具有明确定义解析形式的经验分布(如对数正态形式)。表31高层次要求HLR-SPR-F的支持性要求高层次要求编码地震核电厂响应分析及定量化应按便于地震PSA的应用、升级和同行评记录地震核电厂响应模型开发中模型不确定性“文档通常包括以下描述：a)为产生地震PSA模型而对内部事件PSA模型的具体修改及原因；b)地震PSA的主要输出，如CDF均值和不确定性分布，敏感性分析的结果，重要的风险贡献项等。尽管在分析团队关于数值结果的认知状态中，很多不确定性会采用数值分布的形式表示，性都应采用数值形式表示。见表30中脚注e,包含意味着并非所有不确定性都应进行明确量化，特别是当不确定性很小时，但应对每个重要的不确定性进行描6PSA状态控制针对地震开发的核电厂地震一级概率安全评价与应用于核电厂的一级概率安全评价的状态控制类似，可按照NB/T20037.1—2017RK中的方法要求执行。7同行评估针对地震开发的核电厂地震一级概率安全评价与应用于核电厂的一级概率安全评价的同行评估方法流程类似，可按照NB/T20037.1—2017RK中的要求执行。同行评估组的组成和人员资质除应满足应用于核电厂的概率安全评价的同行评估的一般要求外，同行评估小组成员还应具有系统工程、地震危险性、地震工程学和地震PSA或抗震裕度方法学方面的综合经验。关注地震易损度工作的评估人员应具备抗震评估方面的资质(如参考文献[40])或同等资历，或具有在地震巡访中的同等经验。7.2地震危险性同行评估小组应评估PSA中使用的地震危险性研究是否适合特定厂址，以及是否满足本文件的相关要求。7.3地震次生灾害同行评估小组应评估PSA中的地震次生灾害研究是否适合特定厂址，以及是否满足本文件的相关要7.4地震导致的始发事件同行评估小组应评估是否合理识别了地震导致的始发事件，是否合理模化了SSC,以及是否合理量化了事故序列。评估小组应确保地震设备清单对于核电厂的反应堆型、设计年代和具体设计是合理的。7.5地震响应分析同行评估小组应评估用于开发地震易损度的地震响应分析是否满足本文件的相关要求。具体而言，评估应侧重输入地震动(即频谱或时程)及结构模型，包括土壤-结构相互作用效应、结构响应参数(如结构阻尼和土壤阻尼)和计算的地震响应的合理性。7.6地震核电厂巡访同行评估小组应审查地震核电厂巡访，确保地震评估小组对于筛选、地震空间相互作用和识别关键失效模式的评估结果的有效性。7.7地震易损度分析同行评估小组应评估用于SSC的易损度分析方法和数据是否足以达成目的。评估小组应对选取的部件样本(包括不同类别和对堆芯损坏频率有不同贡献的部件)进行独立的易损度计算。7.8地震定量化同行评估小组应评估用于地震PSA的地震定量化方法是否合理，是否提供了风险指引型决策所需的所有结果和见解。评估应重点关注堆芯损坏频率的估计值、不确定性范围及重要风险贡献项。ProbabilisticRiskAssessmentforNuclearPowerPlantApplications,AddendatoASME/ANSRA-[3]ANSI/ANS-2.29AmericanNuclearSociety,“ProbabilisticSeismicHazardsAnalysis”[5]R.J.Budnitz,P.J.Amico,C.A.Cornell,W.JandM.Shinozuka,“AnApproachtotheQuantificationofSeismicMPlants,”ReportNUREG/CR-4334,LawrenceLivermoreNationalLaboratRegulatoryCommissio[6]N.W.NewmarkandW.NuclearPowerPlants,”ReportNUREG/CR-0098,U.S.NuclearRegulato[7]J.HickmanetProbabilisticRiskAssessmentsforNuclearPowerPlants,”ReportNNuclearSociety,InstituteofElectricalandElectronicRegulatoryCommissio[8]“ProceduralandSubmittalGuidanceforExternalEvents(IPEEE)forSevereAccidentNuclearRegulatoryCommission(1991)[9]“IndividualPlantExaminationforVulnerabilities—10CFR50.54(f),”GenericLetterNo.88-20,RegulatoryCommissio[10]M.McCann,J.Reed,C.Ruger,K.Shiu,T.Teichmann,A.Unione,andR.You“ProbabilisticSafetyAnalysisProceduresGuide,”ReportNUREG/CR-2815,Vol.2,BrookhavenNationalLaboratoryandU.S.NuclearRegulatoryCommission(1985)[11]J.W.ReedandR.P.Kennedy,“MethodologyforDevelopingSeis[12]“PerspectivesGainedFromtheIndividualExaminatProgram,”ReportNUREG-1742,intwovolumes,U.S.NuclearRegulatoryCoamissio[13]R.P.Kennedy,“OvRecentInnovations,”ProceedingsoftheOrganizationfoDevelopment/NuclearEnergyAgencyWor[14]R.J.Budnitz,D.L.Moore,andJ.A.Julius,“EnhanMarginReviewMethodologiestoAnalyzetheImportanceofNon-SeismicFailures,HumanE0pportunitiesforRecovery,andLargeRadiologicalReleases,”ReportNUREG/CR-5679,FutureResourcesAssociates,Inc.,andU.S.NuclearRegul[15]G.S.Hardyand[16]Standard4-98:AmericanSocietyofCivilEngineers,“SeismicAnalysisofSa[17]G.E.Cummings,“SummaryReportontheSeismicReportNUREG/CR-4431,LawrenceLivermoreNationalLaboratoryandU.S.NuclearRegulatoryFrequencyAnalysesforNUREG-1150,”ReportNUREG/CR-4840,SAND88-3102,SandiaNationalLaboratoriesandU.S.NuclearRegulatoryCommission(1988)[19]R.J.Budnitz,“CurrentStatusofMethodolo[20]P.D.Smithetal.,“SeismicReport,”ReportNUREG/CR-2015,intenvolumes,LawrenceLivermorU.S.NuclearRegulatory[21]L.C.Shieh,J.J.Johnson,J.E.Wells,J.C.Chen,andP.D.Smith,“SimplifiedLawrenceLivermoreNationalLaboratoryandU.S.NuclearRegulat[22]ProceedingsoftheOrganizati[23]R.J.Budnitz,D.M.Boore,G.Apostolakis,L.SA.Cornell,andP.A.Morris,“RecommendationsforProbabilisticGuidanceonUncertaintyandUseofExperts,”ReportNUREG/CR-6372,U.S.NuclearRegulatory[24]L.Reiter,EarthquakeHazardAnalysis:IssuesandInsights,ColumbiaUniPress,NewYork(1990).EastoftheRockyMountains,”ReportNUREG-1488,U.S.NuclearRegulatoryCommission(1993)andEasternUnitedStates:ResolutionoftheCharle[27]“FinalReportoftheDiaElectricCompany;availablefromtheU.S.NuclearatYuccaMountain,Nevada,”U.S.DepartmentofEnergy,DE-AC04-94AL85000,inthreevolumes,preparedfortheU.S.GeologicalSurvey(1998)[29]“IdentificationandCharacterizationofSeismicSou[30]“EngineeringCharacterizationofSmall-MagnitudeProceedings,ElectricPowerResearchInstitute(1986)[31]“StandardReviewP0800,U.S.NuclearRegulatoryCommission(2[32]R.K.McGuireetal.,“TechnicalBDesignGroundMotions:Hazard-andRisk-ConsistentGroundMotionSpectraGuidReportNUREG/CR-6728,U.S.NuclearRegulatory[33]D.L.Bernreuter,J.B.Savy,R.W.Mensing,andCharacterizationof69NuclearPlantSitesEastoftheRockyMountains,”ReportNUREG/CR-5250,LawrenceLivermoreNationalLaboratoryandU.S.[34]R.K.McGuire,“ProbabilisticSeismicHazardClosingtheLoop,”BulletinofSeismologicalSocietyofAmerica,Vol.[35]R.J.Budnitz,H.E.Lambert,andE.E.Hill,“4910,FutureResourcesAssociates,Inc.,andU.S.NuclearRegulatoryCommissioEPRI-NP-7148,