2025VVER核电厂一回路管道风险指引型在役检查优化技术导则_第1页
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文档简介

GuidelineofRisk-InformedIn-serviceInspectionOptimizationforVVERNPPPrimaryCircuitPipeline 参考文 NB/T20037.2应用于核电厂的概率安全评价第2部分：低功率和停堆工况内部事件一级PSANB/T20037.11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 risk-informed堆芯损坏条件概率conditionalcoredamage早期大量释放条件概率conditionallargeearlyreleaseprobabilityPSA(ProbabilisticSafetyAssessment/AnalysisCDF(CoreDamageFrequency)堆芯损坏频率LERF(LargeEarlyReleaseFrequency)早期大量放射性释放频率CCDP(ConditionalCoreDamageProbability)堆芯损坏条件概率CLERP(ConditionalLargeEarlyReleaseProbability)早期大量放射性释放条件概率POD(ProbabilityofDetection)检出概率RI-ISI(Risk-InformedInserviceInspection)确定RI-ISI确定RI-ISI（调研收集相关资料（定性评估和定量评估注入系统（JDH）、余热导出系统（JNA）、容积与硼酸控制系统（KBA）JEC连接的压力边界以RI-ISI项目的系统管道依然采用原有常规在役检查的检查要求。PSA评估，将管道失效后果定义为四个重要性级别：“高”、“中”、“低”和“无”。CCDPCLERPCCDPCLERP11CCDP和CLERP 对应的CCDP范围 对应的CLERP范围 3以风险矩阵的形式列出了风险类别。采用风险矩阵从两个维度来考虑安3 类别 类别管道失效 能 类别 类别 类别 类别 类别需考虑的因 支持选 不支持选 备/ 应该与电厂辐射防护的合理可行尽量低原则一 在没有任何确定劣化机理时单元的选择应该集中在高应力或高 倾向于选择那些不需要电厂额外支持容易达到的单RI-ISI后的风险满足风险接受准则要求，则可不执VVERPSA模型，需要开展定性分析或评价。RI-ISI（，或经优化后的管段检查方案。RI-ISIVVER核电厂设计特性、电厂规程、设备性能

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