1、ICS 2712020F 83 蝠雷中华人民共和国国家标准GBT 71632008代替GBT 7163-1999核电厂安全系统的可靠性分析要求2008-0919发布Requirements of reliability analysis for nuclearpower plant safety systems2009-080 1实施中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局当士中国国家标准化管理委员会友干扫本标准对应于IEEE 577度为非等效。本标准代替GBT 7163要变化如下：刖 罱GBT 716320082004(核电厂安全系统的可靠性分析要求，与IEEE 577：2004一致性程199
2、9(核电厂安全系统的可靠性分析要求，与GBT 7163-1999相比主a) 第3章术语和定义章节仅保留了可用性和可靠性的描述，其他术语取消；b)工作内容中增加“c)评价设备鉴定记录”一项内容；c)422调整r各项工作顺序；d)去掉了45文件相关的内容。本标准是GBT 1 32841 2008(核电厂安全系统第1部分：设计准则的细则标准。本标准由中国核工业集团公司提出。本标准由全国核仪器仪表标准化技术委员会归口。本标准起草单位：中国核电工程有限公司。本标准主要起草人：张玉峰。本标准所代替标准的历次版本发布情况为：GBT 71631987、G13T 71631999。核电厂安全系统的可靠性分析要求
3、GBT 7 1 63-20081范围本标准规定了核电厂安全系统的可靠性分析工作可按受的最低限度的要求。本标准适用于要求可靠性分析的核电厂安全系统。本标准涉及的方法也适用于要求可靠性分析的下述系统或系统的一部分：与安全有关的系统、涉及到与安全有关和非安全有关系统之间相互影响的其他系统。本标准也适用于核电厂系统和部件的设计、制造、试验、维护和维修等各个阶段。分析的时机选择取决于分析的目的。本标准也适用于其他核反应堆安全系统的可靠性分析。2规范性引用文件下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励
4、根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。GBT 52042008核电厂安全系统定期试验与监测GBT 92251999核电厂安全系统可靠性分析一般原则(IEEE Std 352：1987，MOD)3术语和定义F列术语和定义适用于本标准。31可用性(可用率)availability反应某物项或某系统按命令工作的概率。32可靠性reliability在给定状态下和给定时间问隔内某物项的属性(或系统)完成所要求使命的概率。4要求41一般要求411可靠性分析内容可靠性分析的目的在于有助于保证安全系统能以一个可接受的成功概率完成其要求的功能
5、。进行可靠性分析并对分析结果进行评估应包括有以下的一项或多项工作：a)确定可用性可靠性目标；b)评价系统设计；c)评价设备鉴定记录；d)确定满足系统可用性可靠性目标的试验问隔；e)评价已安装设备的运行性能；f)确定一切必要的纠正措施。412定性分析使用需要时，应按照42进行定性分析以评价安全系统与相应的设计准则的一致性。413定量分析使用需要时，应按照43和44进行定量分析以确定安全系统设备的初始定期试验问隔。可用于对运行性能的评价。414标准化设计在对一个以上核电厂的任何部分采用标准化设计的时候，如果确认初始分析是适用的次设计的标准化部分所进行的分析可满足以后建造的核电厂对此标准化部分的要求
6、。42定性分析定量分析也那么对第一定性可靠性分析用于判定一个系统发生故障的可能途径以及确定适当的预防措施(如设计变更、管理规程等)，从而减少故障发生的频率和减轻故障的后果。421审查文档任何时候进行的定性分析应以便于审查的形式形成文件。422文档化准则为满足所用准则(如单一故障准则、独立性、通道完整性等)，定性分析文件至少应包括以下内容：a) 分析边界 包括在工作范围以内以及与分析密切相关的设计；b) 分析层次 对系统进行分析的基本层次。在这一层次，研究所分析范围内的所有部件、组件或装置的失效；c) 系统图 作为进行分析反应系统功能分析和运行模式分析基础的元件逻辑布置(如原理图、流程图等)；d
7、)故障模式 每一类部件、组件或装置所有重要的故障模式；e) 分析结果 分析的输出，一般作为标准报表的一部分输出(如故障原因、探测方法、故障影响等)。423复杂故障可靠性分析应考虑山单一原因引起的多重故障以及级联故障。具体的分析方法应按照GBT 9225 1999的54的有关内容。424预期条件和初始条件定性分析应说明在分析中所假定的初始条件以及预期的正常和异常环境条件。425设计变更定性分析时应充分考虑设计变更。至少应有一个反映了最终设计的分析所进行的分析至少应反应了最终设计上进行。可进行局部分析来说明设计关键部分的变化，局部分析也应考虑由于设计变更引起的相关系统之间的相互影响(程序变更对由于
8、系统间未知的相互影响造成的变化比由于硬件变更所引起的变化更加敏感)。43定量分析431文件要求定量分析所采用的方法可以是GBT 9225 1999中第6章和附录A中所描述的任何方法。定量分析应以适于审查的形式编制定量分析文件。所选用的分析模型应能够如GBT 9225 1999中附录A中建议的那样扩大为更高层次的系统模型。432所需的计算定量分析的目的是计算核电厂安全系统的预期可用性和或可靠性。可用性和或可靠性计算模型的使用要根据所分析的运行模式中的系统功能来选择。为了确定与系统目标一致的试验问隔时间，所进行的分析应足够详细，同时充分考虑有关系统的相互影响。具体方法应按照GBT 9225 199
9、9附录A中的相关描述进行实施。433分析目标4331应用定量分析来评价安全系统设计是否满足对安全系统所规定的设计目标。安全系统目标ZGBT 7 1 63-2008的确定应考虑以下因素：a)整个核电厂的目标；b)系统的性能要求；c)要求系统动作的频率；d) 系统设计的复杂性；e) 系统故障的后果；f)试验限制；g)风险要求；h)业主方要求；i)监管要求。4332定量分析可采用的可接受模型形式，例如：a)故障树；b)可靠性方块图；c) 真值表或其他适用的表格模型。4333对于采用上述模型的a)、c)的可靠度和或可用性进行量化的计算方法主要包括：a)布尔代数；b)概率理论；c)条件概率；d)最小割集
10、；e) 蒙特卡罗模拟(应估算计算的不确定性)；f)马尔可夫转移矩阵。上述模型形式和计算方法组合进行的定量分析可以用已进行过详细分析的类似系统的简单比较进行补充或取代，应确定类似系统间的所有差异并对每个差异进行分析(包括系统间的影响分析)以证明已有的详细分析是合适的。434设计变更定量分析时应充分考虑设计变更。至少应有一个反映了最终设计的分析所进行的分析至少应反应了最终设计E进行。可进行局部分析来说明设计关键部分的变化，局部分析也应考虑由于设计变更引起的相关系统之间的相互影响(程序变更对由于系统间未知的相互影响造成的变化比由于硬件变更所引起的变化更加敏感)。435文件化的失效数据分析中的所有部件
11、的失效数据源和假设条件应形成文件。应尽可能使用实际电厂特定的失效数据。436失效数据应来自于可信的数据源失效数据应有可信的来源，当取得标准失效数据的运行环境与实际应用的运行环境差别很大时，应使用适当的调整因子对标准失效数据进行修正。437不确定性的处理可以使用基于判断得出的失效率，但要在分析中描述判断的依据并形成文件。通过分析说明不确定性的传播或用灵敏度分析近似求出不确定性。438定量分析的应用定量分析要成为确定核电厂技术规格书最低监督要求和运行限制条件的依据之一。试验间隔的确定应满足GBT 5204 2008中第4章及65的有关要求。44评价GBT 5204中要求制定定期试验程序以确保安全系
12、统和安全级电力系统功能的高度可靠性。相3GBT 71632008关要求应按照GBT 5204 2008的44的有关内容执行。441过于保守的目标如果运行数据表明达到目标后还有很大的裕度，则可以延长试验问隔，可以减少冗余度或者放宽对运行条件的限制。442非保守的目标如果实际性能明显地达不到目标，则应采取措施保证目标能达到。这些措施包括对系统性原因(如设计缺陷、可维修性问题)的研究，缩短试验问隔，更严格地限制运行条件或重新对目标进行评价等。443试验间隔或运行限制的变更在改变试验间隔或运行限制时，应遵守GBT 5204 2008的相关要求并按GBT 9225 1999的方法进行实施。参考文献11 GBT 132841核电厂安全系统第1部分：设计准则21 GBT 13626单一故障准则应用于核电厂安全系统3GBT 12788核电厂安全级电力系统的准则GBT 71632008
