NB-T20445.4-2023应用于核电厂的二级概率安全评价 第4部分：外部事件.docx

ICS27.!2O.2OCCSF69NB中华人民共和国能源行业标准NB/T20445.42023应用于核电厂的二级概率安全评价第4部分：外部事件1.eve1.2probabi1.isticsafetyassessmentfornuc1.earpowerp1.antapp1.ications一Part4:Externa1.events2023-11-2旗施2023-05-26发布国家能源局发布目次前I1.I范围32规范性引用文件33术语和定义34技术要求34.1 总W34.2 地段44.3 内部水淹54.4 内部火灾64.5 其他外部事件75现场巡访76同行VH86.1 总则86.2 评估组人员资质要求86.3 评估要求8参考文献IO前言本文件按照GBjT1.12020标准化工作导则第1部分I标准化文件的结构和起草双则的熄定起草。本文件是NB,T20445（应用于核电厂的二纺概率安全评价的第4部分.NBb20445已经发布了以下部分：一一第1部分：总体要求：一一第2部分：功率运行内部事件：一一第3部分：低功率和停堆工况内就事件.请注意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刈这些专利的货任.本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出。本文件由中国核电发展中心日n.本文件起草单位：中国核电工程有限公司、上海核工程研究设计院有限公司、中广核工程有限公司、苏州热工研究院有限公司.本文件主要起隼人：刘宇、赵博、孙金龙、fi斯利、晚玮、扬英豪、王高鹏、卢文魅、肖玲梅、杨建峰、李文静.刘静，王旭、氽编、牛世翔。I1.应用于核电厂的二级概率安全评价第4部分：外部事件1范B1.本文件规定了压水堆核电厂开展外部小件：锁PSA的相关技术要求，包括地凝、内部水淹、内部火灾及其它外部事件的分析要求.本文件适用于汽水堆核电厂外部事件二级PSA的分析工作.其他核电厂可参考使用.2般范性引用文件卜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,不注日期的引用文件，其以新版本(包括所有的修改单)适用于本文件。NB/T20445.1NB.1,T20445.2NBZT20445.3NB,T2(M)37.INBZT20037.3NBT20037.4NB/T20037.5NB/T20037.6守分析NB-T20037.9应用于核电厂的二级概率安全评价第1部分：总体要求应用于核电厂的二级概率安全评价第2部分：功率运行内部事件应用于核电厂的：级慨率安全评价第3部分：低功率和停堆工况内部W件应用干物电厂的一级概率安全钟价第1部分：总体要求应用于核电厂的一拨概率安全评价笫3部分：功率运行内部水淹应用于核电厂的级概率安全评价第1部分：功率运行内部火灾应用干核电厂的一级概率安全评价第5部分：功率运行地展应用于核电厂的一级概率安全评价第6部分：功率运行其他外部事件的筛选和保应用于核电厂的级概率安全评价第9部分；功率运行其他外部灾古3术诏和定义3.1 #WWNB"20037.1和NB"2044SJ中界定的术语和定义适用于本文件”3.2NBrr20037和NB,T20445中界定的以及下列缩略语适用于本文件，EE:其他外部步件；FR:内部火灾；IF:内部水淹：SE:地花WD:现场巡访。4技术要求4.1总则外部那件：级PSA我是在外部步件一级PSA和内部本件：纺PSA川础上开发，除本文件规定的内容外，外部事件二欲PSA其他技术要素应满足NBn2(M451、NB.T20445.2.NBT20445.3、NB，T20037.3、NBrr20037.4.NBI200376、NBT2(X)37.6,NB20037.9的规定.核电厂外部事件:级PSA分析包含以下四个方面的具体要求：a）地点（SE）;b）内部水淹（IF）;c）内部火灾（FR）：d）其他外部事件（EE）.12地地建二级PSA分析的要求见表1.«1坳二级PSA分析的要求金求SE-I应开展地篇级与WSPSA接口分析.同时还应识别由于地震导致的影响产室事故进程.安全光性低和故射性秣放的电厂物理特征.并在接口分析时考虑北影响.加地震后供电的不可恢乂等因求”.SE-2w识别可能由悒表ftrj的安全光失效机理并说明1（合理性.SE-3应谭估地表对安全先承袋能力的影响.可以通过考虑其影响也新定研讨3安全凭承我便力同时应评估他履导校的安全光打女件失牧等特殊因索，成衣采用与内部事件二汲PSA分析致的安全光承领能力分析结果,“1应说明火合理性.SE-I应甲新审点产甲M故分析所H1.的假设、模型及参敢.评估地表对产乖界故进程分析的影啊.并恰当否也这些址响.如果th于地表9致常耍开展旅外的严默事故进程分析,应采用与内部Jf件:慑1型严重力故进程分析相效的方式开展分析.SE-5对了与内部小件二4KPSA相一致的电厂损伤状态.应考虑地策对产贸事故级解系统的Kj喻.砰估内部事件.SPSA安全光小件树的适用性.如奴必要.应对安全壳来件树进行必要的物也.对所增的电厂执伤状态，应呆用与内部4件二级PSA分析相一效的方式开发相町的安全光力件树模型.SE-6在掠理核电厂地表SSC活小时,应识别出地表二at0所涉及的所有SSC,形成完壑的地表:极PSA的SSC清烟,并在后续的现场is访过程中,对C1.wi现完成的清单进行核实和扑充更新.SE-7应采用与内部事件二85PSA相一致的方式评估二级PsA横里中和SSC清单中系统设备的可学性.同时还应采用与地爆级PSA相致的方式评上述SsC清的中系统，设各及大所在厂房/拘筑物有关的失效松犬.并识别况/构筑物的失效时系统，设箔的影响,评佑关记失效模式的设%易报废，详细的易报度分析方法应遵婚VBZT20037.5地设易损度田估°（SFIO中的相关要求.SE-8应对SSC湎单中涉及的系统备的失效概率进行计力.SE-9应对地点引起的相关性和相肛关系进行分析,审代地庭导致的名设备，名冗余系统同时失效的相关性对电厂的帆,并在他表二iSPSA模型中a所体现.例如在多冗余系统中有一个设备由J堵塞受惯.此时应电虐其余设备共闪受拗的可能性.SE-IO在人G可徵性分析方面,应检理出为暧稣地表对电厂借来杉响所需的人员动作，ftK致的损坏对辅助操作人员决策的显示及控M力面的影响,并应来用、地俄魏内MH致的力式专虐地我对冲剂空内和捽剂室外人员行动的行为形成因f（PSF）的影响.SE-I1.应使M适当的模型和程序计口传放类的顿生，并以洁指的方式好出地凝：级PSR的定Iit化空果.SKT2在拄合和It化分析中,应采R1.与地我PSA相一致的方式与虚各个输人（如地小设缶悬损度、系统分析等方向）对释故类别加率结果的不确定性彩胸.SE-13对地赛:级PSA的分析应按便于PSMa用、升级和同行评估的方式箱制成文件,to：地靛物PSA设;清单.地猥：级PSA定Ht化结果,模型的联设和不决定性来源信总等.“关于地震引起的丧失I,外电.布比“物坏可徒会在开关站部件或核电厂外的电网电塔.而地瘠发生后道路，交通设施等完好的可能性极低.通常唯以在版时间内世速修复,所以在地表PSA的实践中一IR不考虏诙复厂外电,除非在充分合理的论证.“堆表条件下安全先贯穿件箍造可参考内部小件：依1'$MS选准则并结令贯穿件的抗趣改计资料对安全先贯穿件坐新进行循选,用Ifi当的方法处理由地遂除效的安全光货穿件失效而大聚樗放带来的影科因素.“SSC清单的建立可替考如下方法：1）梳理内邮事件二拨PSA模型中所涉及的C;2）依据地燕孙0和电厂的抗破设计,壑理其右施我特定“咫的SSC.如未在内部M件二板PSA模里中考虑但我地建失效金是安全的思的非傥动郃件,如水用等设番，3）楮理上述SSC执行功能所需的支特系统，阳国设拓及广店信思（厂房构筑物，41要限依等）;力现场巡访。«1UURPSA分析的要求（续）编码|要求“地建.媛PSA模黑中SSe的失效模式应包括由地斐引起的失效（包括结构失效和功俵失效）、柞地设杼强的失牧.同时.地真会引起的继电器触点哀动会导致触点开/合状态改交，进而可能野外发出错误信号,导致设备拒动或希误动,从而影响核电厂安全，称为继电渊袁颖（详见参考文献14）.除才匕:外.应采用适当的方法考虑多机尔间的影响及相关性,包括可健受地簸影响的恢复资源分配等因素.“在SSC地震与惯度计犯过程中.应葩于特定电厂数据.并扑充必要的地提经验数据、易机吱试验数如、通用顷址将定试数据等,并应说明所使川数据的合理性。坛统分析中识别出的、在二级PSA模里中模化的（包括所有二级PsA相关的事件树、故环树中的SSC）K1.fSSC播要进行地表易粕度评估.JI中地设：级P3A应好收评估用于严Ift事故缓解的S3C.3地震引起的相关性和相互关系分析可参考如卜力法:在下列条件何时满足的僭况卜认为IaM1.关.其余情况均认为0相关：同一厂房、同楼U标高、同类或冗余i殳备、锚固安装情况松司也说后人员晌应失谈植率板仃可能高J内部”件引发的序列中相似的人G响应失i吴概率,这是由于考虑利地:我可能在短时间内对人i的心理和行为产生极为不利的影响.安全功健的恢Iin1.健被几科I类型的原因阻碍,这些原国包括设备的损坏或失效、可达性同居.暖K恢史功能的r作人员Hi跳等.关于设备的可达件向电.应在现场巡访过算中安排取姿设各的路径走访，如果识别出了设符的可达性向80（如：路径中存在剂国敦大区域.路径不通等）,则需修改路径或很新讽祭系统模型。4.3 内低水湾内部水淹：级PSA分析要求见表2.«23时QaINA分限竦编码要求IR1.应开展内部水淹,J:级PSA接口分忻,同时还应识别由于内部水虢导致的影响严直事故遥程'安全光怪健和放射线释放的电J物理特征.并在接口分析时考虑其影响.IF-2府臣领事在产业M故分析所用的假设、校型及参攻.评估内部水淹对产用W收进程分析的影峋.并恰当考虑这些影响，加果由于内部水淹导致需要开展额外的严玳W故进程分析，应采用与内钝事件被PSA声HiM故进和分析相故的力式开展分析.IF-S时于与内部事件IiRPSAff1.嗽的电厂桢伤状态,内考应不同水淹情景的影响，评估内部-H件二8JPS,安全光小件料的运用性.如果必要，应对安全无事件树送行必要的修改,对于新增的电厂换怩状态，应录用与内航事件：汲PSA分析相钦的方式开发相应的安全光十件帜模型.IR4应通过识别水的渔延路役,位理出受内部水淹影响的皱PSA特有的sscim.并应在石续的分析或现场巡访过程中.不断史狱此消取.IR5府里内部水淹：级PsA分析的需求采M与内酢水淹物PSA分析相一致的方式分析应考虑的水淹海.漫延路径及水而俯炭”.IR6桎采用与内部*件:级I1.XA招我的方式评估内加水渣.级PSA模型中系统/设备的可学性二PJ时还应采川。内部水淹被P8相政的方式评估内钝水淹对系统，设备可旅性的影响.IR7在人口可性分析方面,应Wf理出为班琳内部水淹西电厂情来形喻所芾的人员动作，市食内部水淹导致的损坏射辅助操作人员彼策的显示及控制方面的影画.并应栗用与内部水淹级PSA相致的方式号虑内部水淹对控制空内卬控制室外人员行动的行为形成闪子（PSF）的影响，IR8应使用适当的模型和程序计W择放类的然率.并应以清晰的方式蛤山内部水淹：以PsA的定垃化结果。IF-9在.犯东W“；.化分析中.吨喋胪讷部小件：级PSA和致的方式及8各个输入（如水淹情景分析等方面对铎放类别知率结果的不碉定性影啊.IK-IO时内部水通.国PSA的分析应按便尸PSA应用，升线和同行评估的方式笫制成攵件.«11.内部水4：级PSAiai济的.内SJ水渣.以PSA定ht化给泵、模型的腰设和不痫定性来淞信息等，"：.-：部水淹不起的设备相关性和（Sft）眠性进行分析.使郴SC的任何脩逸搏恰当地号虐这些相关性.分析过程中考虑内都木湾导致的多个失效之间的相关性（如空间相关性）足十分日要的.“随机失效的刿断与内部4件二级IISA中设备的失效类型保拈饮，水淹失效则应根据水淹隔度和议备的标高及水海缓解特征（如地*；.防水岩板等）来判断.本文件应*%考虑在内陋水淹您PSA中未模化但可能会影响到：圾1$A系统/设备的漫延跖径和水淹情式.4.4 内部火灾内部火灾二级PSA分析要求见表3.我3内郁火灾二级PSA分析的要求码要求TO-I应开展内部火灾啜与：级P”报U分析,同时还应识别由于内部火灾耳致的影响严藏事故遥程'安仝光性征和放射性糅放的电I物理特征.并在接口分析时号忠其影响.ra-2向识别可能由内SJ火灾，效的新的安全党失效机理并说明其合理性，ra-3应评估内部火灾而安全光承收能力的影响，可以通过考IM其影响，IUf定Irtif估安至光承饮能力,同时应评砧内部火灾8效安金光眄，篇闷失效的可能性”等特殊因点.或乔栗川与内部事件二级PSA分析致的安全光求收能力分析结卷,但应说明其合理性.M4而用狱市长产，KMift分析所用的假设.恢型及妗攻.评估内部火灾对产叱MA攵进程分析的影响.并恰当有虑这些影响如果由于内部火灾导致芾要开展Ifi外的严-R小故进程分析，应采用叮内钝事件二级PSA*：4iM故进科分析相致的方式开版分析.ra-5对丁与内部驿件：拨PSA相一致的电厂榻伤状态.应考时不同火灾情景的影评估内SJ琳件:纵PSA安全光事件树的适用性.如果必要，应对安全光小忤树边行必要的修改,对于狭地的电厂损伤状6,应枭用与内SJ事件级PsA分析相致的方式开发相应的安全为液件机梭型.在核电厂内然火灾SSciO的校理时“，应识别出内部火灾：热咽分析中所涉及的MHg解产，衣本故的系统/设缶,形成完修的内部火灾SSC清单.并在后续的现场巡访过程中,不断更新此清单.ra-7应识别时SSC清加中校各执行安全功徙行不科比响的电境及加线因火灾热栩路（电线内和电痂之间）造成失效的电路（共热出路会内为误动作对所建设缶有不利影啊），补充电观的电厂定便分布信息，以支拈内却火灾二极1'$A或其它应用.具体察求可誓见NB42（IO37.I中的电段选样和定位（CS）要森的描述.-a应识别：级PSA所用过Jfr的失效模式，尤共是火灾引起的设符的特殊失效模忒,如火灾导致的电逑接地扭路或热短路*光纤、付丹洪和仪&芬谀名的不可用或降级等，并O加设符的总机失效桢式形成完犯的失效模式表.KT应评估“标位SI上内部火灾战江的忸况、火灾探测和灭火行动等因点对二线PSA模型的影峋.由于火灾的发生可能导致人心报自主投宗，因此应论证严赋邓故暧崎拓族中时主曲室之外掇仆员行动的依赖.包括运距离和（或）备用停堆接作.御编的火灾情景相关的分析可参考MVT20037.4中火灾情景选抖芍分析（FSS）的用层次要求.FR-IO在:人员可第性分析方向.应椅理出为皴解内部火灾对电厂带来影响所at的人员动作,考虑内SI火灾导致的损坏对辅助揉作人员决策的显示及控制方面的影响，井心梁用与内部火灾SiPSA相致的方式考虑内部火灾时控制空内卬控制空外人员行功的行为形成闪f（PSF）的影响，FR-U应使用合适的模M和程序H算择放奘的加平,井庖以清Iff的方式给出内部火灾：级PSA的定信化结果.FR-12在整合和Ut化分析中.应采用与内部事件二级PSMU-救的方式与8各个粕入（如电窥分析.火灾情段分析等方面）对朴敢类别频率结泵的不嫦定性影响，FRT3对内部火灾：级PS的分析应按便于PSA应用、升级和同行评估的方式制成文件,如1.内部火灾.PSA设符济中、内制火灾;以PSA定Ift化给果、模型的腰设和不痫定性来淞信恩等，.可参考内郤小件二处理由内陆火灾导内箫火灾二线PSAii触发等）会对内SJ4（包括板动作.谯响的设名.“电线的失依可能会f运作：误卡踪其在电厂的空间然而,实乐情况日他殁的保守假设足即假定该电缆在火SR-CS-A1.O.SR-C和电境的柞布等因奏PSA崎选准则并结余贯穿件防火相关的设计资料对安全光货穿件童Sf静琏,并用他当的方法致的安全壳明4件失效对大最放射性修收带来的影峋七各的选齐作为识别相应电娓的革础，设符包括但不18于以下r1）其失效（包括误动作、以匕灾二汲1.>S所需要的电厂设计部分的可用性和（或）功能性皆不利影响的设备：2）具失效强发等）会对。内部火灾.统PSA所需要的电厂设计部分相关的操作m行动的可林性行不利影Ii电厂设备无法完成其吨有的功能或i动作或产生误值号,误动作串件包括上述设备的不期R号仪然的精道指示.闪此对F在火灾FSpSA峋应模里中识别出的所石设备.识别相关电级和用的5位贸对风险评估的精痈度彳fH推证河内部火灾二级PSR分析中应尽I1.t关料电段揖布信息，能会双剖电没指布信息的完整性，如果没有形成完壑的电接推布信息,通过环除法以及对电拉可以接受的.方法如下：D揖除法.即假设校排除的电揽花火灾中不会失败：2）保守假设.灾中一定会失败.采M排除法或保守假设的原则和依据参见NB/T20037.4中的支持性要求S-A1.1.,这就变对些无法得到H体抖布信思的噌观进行分类.此时应题虑包括电厂设箔的设计素.4.6 其儡外部件其他外第十件二汲PSA分析要求见表4.«4其他外“件二锻PsA分析的要求编码察求EET麻达"碘定制开展以PSA分析的我它外部KE-2针对希选行窗要分析的外部巾件.的定此炎外部事件被PSA分析中所需的级PSA输入.FE-3应根据不同外部根件的特点来开件外部'IMt:级PSA分析和定M化等工作.EE7对于盯"J能"接分致安全光结构失效的外部事件,可通过谕杆会找.效值依拟、枚荷计”成伍W和专家为断警方法徇到支金克结构失效®（率.以此来让口此外部事件导致的秣放类别疑率结果.EET花祭含和M化分析中,应考虑外个输入时存放类别频率结Jft的不决定性,EEWHK他外SJ事件：徵PSA的分析内按便IPSA应川'开欲租同行评估的方式编制成文件.嘛选分析夜珏埃线PSA的分析方法.例加.若某外钝事件导致的堆芯粉伤顿率过小.则可料共筋除.不进行该外部事件的二tRPSA分析.5理期K访外施驿件现场巡访是外俄事件.：级PSA中的更要活动，通过现场巡访可以瑜认厂房布过、设备空间等信息.并能够核实来源于电厂设计佰息的准确性，因此，核电厂现场巡访是外部事件二级PSA分析中不可映少的一郃分.现场巡访要求见我5.«5现场爆访娶求埼码笠求*1)7对于运行核电厂以及儿;遛访条件的在建核电厂，应在外艇事件：级PSA畸允过程中按需求送行至少次的现场遥访.*0-2血记求:现场遇访过程，以使后软的分析（包括i殳备消朝强选、电厂牧划分或SSC易损慢评估等）具存可温性，*0-3对外部事件二级PSA分析边界内的各场所进行现场域访.验证所梁用的电厂区域划分要素桶况和特性是否符合实际.MD-I现场选访的鱼国。深度风与外部件:极PSA分析中实体分析单元的风的出空性或IE比，同时也应与外加V件分析的精维化程境成正比，W-5确认从核电厂偈电资需!际中获得的工理图纸或相关设计估息的F确性.用核实的俏总包括但不限于：一一设;的空向信息：一外建事件二级PSA分析中SSc清单的准确性和关®性,如地表内郃火灾等I-以冽外部件过程中（尤其是地表）或外部事件后UI码设备运行的SSC的相应失效模式”；外部事件的负解特征，如I排水沟.护堤.相关的抗震设计”、防火i计等I识别核电厂应对外部事件的“薄蓟点如：系统的空间相互作用、点火源、消防系统的S技性，核会设备的锚冏件等方面：电厂设计特征等.W-6通过现场巡访发现电厂谀计'.楣工、运行中的网弱环”确保外部4件的易描度分析是现实口符合特定电厂情况的。V!)-7检有外保”件对SsCifi成加害的可能性.并评佑胤阳现场操作员安全包达所需设备或控M装巴从向不徙完成在.汲PSAfiJ皇中当虎的愉作员行为的可徙性.血-8通过现场巡访对每一个外部事件（如内越水淹、内部火灾等）的情量进行验证，以确保水淹源、点火源等佶己恰力地反映在外都事件忸毁中.«5现场遑访量求（续）编码对于可能引发次生灾害的外觊事件（如地点）.在造访过程中,应关注外as事件导致的潜在供W1.）-9I次生灾占如海啸.水淹和火灾乐“地尊当册收评估应包含详细现场巡访的调奄结果,4点在锚固.横向坑嗫支承,以及潜在的原统间相互作用.血在遂访过程中采用适"i的筛选依据进行循选，如设;何力岛成，限足和泱失谖东检设备的影响,如果仃部件在巡访期何或巡访之后被徐除，应记录豌除眼因，对于地羲,成控告所有构豌物为关的失效模式（例如：沿移、做同、膈曲以及过度辨标）,与设备有关的失效模式（例如：锚国失效.1.j相邻设备或构筑物的磁撞'支承失效以及功健失效）,并评估关键失效模式的失效概率-在地提.级KA分析中,现场巡访应包括对SSC抗震设计的核实,其中要注意的是季抗震物顼可能会里落或垮塌并损坏抗震的安全设分的情况.以及衽阮费能力聊fi落或传塌崩环商抗:食能力物I贞的情况.在这种情况下.码抗度能力物项的易投度可能由低抗熊能力物项制约，巡访过程中,检查潜在的相互作用来源（机柜间的疏撤、砌块墙、可燃物和点火源、水淹、喷淋）以及相互作对系统模M中设任的影响，对于内部火灾.巡访的H的还包括丽认将影响火势博长和破坏行为的特征.以保证这些特征在火势增长和扭坏分析中（即火灾突述工作）得到恰当的考虑.6BItWS6.1 MM核电厂外部事件二级PSA的同行评估方法、流程与核电厂内部事件二级PSA类似,可参照NB1.23145.2中的方法与要求执行。应评估外部”件：级PSA分析中的微设、模型及结果，以确定它们对于特定电厂设计和运行情况的合理性.根据所换得结果,可能要评估其它附加材料,此时M评估组成员来确定评估的具体范围和深度”6.2 评估蛆人员费要求外部事件：级PSA同行评估组的组成和人员资质应满足NBjT20445.1中同行评估的一般要求外，同行评估组成员还应对相应外部事件的危险性评估及外部事件对核电厂SSC的影响行深入的了解.并具行一定的外部事件二级PSA模型开发或川关的工程经验.外部事件二级PSA同行评估现成员应至少其%以卜相关专业知识：外部事件及相关危险性分析；核电厂系统,设备；SSC易损度分析方法：PSA相关工作经脸：一一外部事件（如地震、内部水淹、内部火灾等）现场巡访经脸。6.3 评估要求外部事件二被PSA评估组应对外部事件二PSA分析的技术要求进行评估，以便确定对各外部事件二圾PSA分析的方法论和方法论的实施是否满足本文件要求，并利用过估者的判断决定对外部事件二PSA审核的具体深度。应评估全部的外部案件二级PSA结果，确定它们在给定的电厂设计和运行下的合理性（例如对割集的研究或序列组合合理性的研究）.审查评估至少包括如下内容：一一电厂SSC清单/分区 对于地族，应审查SsC清单及其内容是否完整、全面： 对于内部水淹，应审杳SSC清单及其内容是否完整、全面,水淹分区划分是否合理： 对于内部火灾，应审Sf电厂区域划分是否合埋、设备/电缆筛选清单内容是否完整，电厂区域划分的评估应与相关多隔间火灾情景分析配合开展。一一现场巡访应审查外部事件现场巡访过程.以确保评估组对于设备的筛选与空间信息（地微导致的设备空间相互作用,如设备在施爱情况卜的相互碰撞等人识别不同外部十件卜关键失效模式等评审结果的忏效性.一一设备易损度分析（主要是地蔻）应审查用于SSC易投度分析的方法、数据和计匏结果是否准确.一一分析模型准解性应审杳外部”件带来的不利影响是否己在外篇事件二级PSA模梨中得到考虑，如对于内部火灾.应证实所选电缆和（或）电路失效带来的不利影喇已在模型中得到考虑.一一根型定附化应审查用于外部事件二级PSA的定量化力法是否合理，评估和审杳应用也关注葬放类别毁率的点估计依、不同分位值和不附定性范围以及型要的风险贡献项.一一分析假设和模型中的不确定性应审立假设及不确定性考虑的合理性.考文1ASME/ANSRA-S-1.2-2014SevereAccidentProgressionandRadio1.ogica1.Re1.ease(1.eve1.2)PRAStandardforNuc1.earPowerP1.ant/Xpp1.icationsfor1.ightWaterReactors(1.WRS).AmericanSoCieIyofMechanica1.RngincerAmericanNuc1.earS<icty(2OI4)(2IAEASafetyStandardNo.SSG-4Deve1.opmentandApp1.icationof1.eve1.2Probabi1.isticSafeiyAssessmentforNuc1.earPowerP1.aiHjniemationaIAtomicEnergyAgency(2010)3NUREG/CR5260Individua1.P1.antExaminationsforExterna1.EventsiReviewP1.anandEva1.uationCrieria,U.S.Nuc1.earRegu1.ator'Comnission(1989)(4NUREG,CR-6595AnApproachforEstimatingtheFrequenciesofVariousContain11ntFai1.ureModesandBypassEven(s,U.S.NucIearRegu1.atoryCommissi<>n(20(M)5NUREGCR-685OFirePRMethodo1.ogyforNuc1.earPowerFaci1.itiesVo1.umeISummary&Overview,U.S.Nuc1.earRegu1.atoryCo11mission(2(X)5)(6NUREG,'CR6850FirePRAMethodo1.ogyforNuc1.earPowerFaci1.itiesVohmw2:DC1.ai1.CdMcthodoIogytU.S.Nuc1.earRegu1.atorJ*Commission(2005)7NUREG-1150SevereAccidentRiskszAnAssessmentforfiveU.S.Nuc1.earPowerP1.ants.USNuc1.carRegu1.ator),CcnImiSSiOn(1990)8HAD102/17,核动力厂安全评价与睑证,国家核安全局，20069NUREG-2122G1.ossaryOfRisk-ReIatedTermsinSUPPOrtOfRisk-InfonnedDecisionmaking,U.S.Nuc1.earRegu1.a(or>COmmiSSiOn(2013)1()NUREG-1742PerspectivesGainedF11)ntheIndividua1.P1.antExaminationofExterna1.Events(1.PEEE)1.Yogram.U.S.Nuc1.earRegu1.ator-COmmiSSion(2002)11NUREG-1407Proceduni1.andSubmiKaIGuidancefortheIndividua1.P1.antExaminationofExterna1.Events(IPEEE)forSevereAccidentVuInerabi1.itieseU-S.NucIearRegu1.atoryComnission(1991)12NUREGCR-333()Vu1.nerabi1.ityofNuc1.earPowerP1.ainStructuresto1.argeExterna1.Fires.U.S.Nuc1.earRegu1.akxyCommission(1983)(13NUREGCR4551Eva1.uationofSevereccidentRisks:Methodo1.ogyfortheContainment.SourceTcrm.Conscqucncc.andRiskIntegrationAna1.yscs,U.S.Nuc1.carRcg1.atorCommission11993)141NUREG/CR-4910Re1.ayChatterandOperatorResponseAftera1.argeEarthquakerAnImprovedPRAMeihodobgyvihCaseSiudies,U.S.Nuc1.earRegu1.ator)1Commission(I987)