NB/T 20442.5-2017 标准解读

一、核心基础术语释义

• 定期安全审查（Periodic Safety Review, PSR）：核电厂在运行寿期内，按既定周期（通常为10年）系统性开展的全面安全评价活动，旨在确认电厂当前状态与现行安全要求的一致性，并识别需实施的安全改进措施。
• 概率安全分析（Probabilistic Safety Assessment, PSA）：一种基于概率论与统计学方法，对核电厂事故序列发生频率、后果严重度及不确定性进行量化建模与分析的技术体系，涵盖内部事件PSA、外部事件PSA及火灾PSA等子类。
• 安全重要物项（Safety Significant Item）：其失效或误动作可能导致堆芯损坏频率（CDF）或大释放频率（LRF）显著增加的结构、系统或部件，包括执行安全功能的设备及其支持系统。
• 始发事件（Initiating Event）：可能触发一系列事件并最终导致堆芯损坏或放射性物质不可控释放的初始异常工况，如丧失厂外电源、主泵断轴、蒸汽发生器传热管破裂等，须依据电厂设计基准与运行经验予以识别和分类。
• 共因失效（Common Cause Failure, CCF）：由单一原因（如设计缺陷、制造误差、环境应力、人员失误或外部灾害）同时导致两个或多个冗余通道失效的现象，在PSA建模中须采用经验证的CCF模型（如Beta因子法、Alpha因子法）予以定量处理。

二、专项技术术语解析

• 堆芯损坏频率（Core Damage Frequency, CDF）：单位堆年（reactor-year）内发生至少一次堆芯熔毁或严重损坏事件的平均概率，是PSA一级分析的核心输出指标，用于表征电厂预防严重事故的整体能力。
• 大释放频率（Large Release Frequency, LRF）：单位堆年内发生放射性核素向环境释放量超过规定阈值（通常对应于早期应急干预水平）事件的平均概率，为PSA二级分析的关键输出，反映安全壳缓解功能的有效性。
• 重要度测度（Importance Measure）：量化单个基本事件或系统对顶层风险指标（如CDF或LRF）贡献程度的数值指标，包括Fussell-Vesely重要度、Risk Achievement Worth、Risk Reduction Worth等，用于确定PSA模型敏感性及优化改进优先级。
• 不确定性分析（Uncertainty Analysis）：对PSA输入参数（如设备失效率、人因失效概率、故障树逻辑结构）的随机不确定性与认知不确定性进行表征、传播与量化的过程，须采用蒙特卡洛抽样等方法生成CDF/LRF的概率分布，并报告95%分位值等特征量。
• PSA更新（PSA Update）：依据电厂实际配置变更、运行经验反馈、设备可靠性数据积累及分析方法演进，对PSA模型进行的系统性修订，须满足本标准第5.3条规定的完整性、可追溯性与验证要求。

三、易混淆术语区分

四、术语应用规范

1. 所有正式文件（含PSA报告、PSR报告、安全分析补充说明）中，术语使用须严格对应NB/T 20442.5-2017第3章定义，不得擅自缩写、改写或添加修饰词；“PSA”首次出现时须标注全称。
2. 在事件树与故障树图示中，“始发事件”须以统一图标（实心圆点）标识于事件树根节点；“基本事件”须采用IEC 61508标准符号，禁止使用自定义图形。
3. 风险指标表述须完整标注单位与时间基准，例如“CDF = 1.2 × 10⁻⁵/堆年”，禁止省略“/堆年”或使用“每年”等不严谨表述。
4. 不确定性分析结果须以概率密度函数或累积分布函数形式呈现，95%分位值须与点估计值并列报告，且注明所用抽样次数（≥1000次）及随机数种子管理方式。
5. PSA更新记录须在配置管理数据库中单独建档，包含版本号、更新日期、变更依据（如TLD编号、运行事件报告号）、影响范围说明及验证/确认结论，确保全程可追溯。