GB/T 44080-2024 核电厂可靠性、可用性、可维修性和安全性管理规范

　　ICS 27. 120.20 CCS F 63

　　中 华 人 民 共 和 国 国 家 标 准

　　GB/T 44080—2024

　　核电厂可靠性、可用性、可维修性和

　　安全性管理规范

　　Managementspecification ofreliability,availability,maintainability and

　　safety(RAMS) fornuclearpowerplants

　　2024-05-28发布 2024-05-28实施

　　国家市场监督管理总局国家标准化管理委员会

　　

　　发

　　

　　布

　　GB/T 44080—2024

　　目 次

　　前言 Ⅲ

　　引言 Ⅳ

　　1 范围 1

　　2 规范性引用文件 1

　　3 术语和定义 1

　　4 缩略语 2

　　5 核电厂 RAMS总体要求 2

　　6 基于生命周期的核电厂 RAMS管理 6

　　7 RAMS生命周期各阶段管理规范 8

　　附录 A (资料性) RAMS规范示例 25

　　附录 B (资料性) RAMS大纲 30

　　附录 C (资料性) 核电厂参数示例 33

　　附录 D (资料性) 核电厂生命周期各阶段的 RAMS任务 35

　　附录 E (资料性) 风险分析与评价 38

　　附录 F (资料性) 若干风险接受准则示例 40

　　参考文献 44

　　Ⅰ

　　GB/T 44080—2024

　　前 言

　　本文件按照 GB/T 1. 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 。

　　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别专利的责任 。

　　本文件由全国核能标准化技术委员会(SAC/TC58)提出并归 口 。

　　本文件起草单位 :清华大学 、上海核工程研究设计院股份有限公司 、中广核工程有限公司 、国核电站运行服务技术有限公司 、中国核电工程有限公司 、北京石油化工学院 、中核能源科技有限公司 、深圳中广核工程设计有限公司 、核电运行研究(上海)有限公司 、核工业标准化研究所 。

　　本文件主要起 草 人 : 李 志 忠 、张 人 友 、胡 军 涛 、段 枫 、钟 志 民 、徐 志 新 、俞 光 卫 、田 秀 峰 、刘 朝 鹏 、童节娟 、刘涛 、赵军 、佘曼榕 、张冰 、孙凤 、王欣 、凌世情 、杜东晓 、邓瑞源 、吴飞飞 、刘尚源 。

　　Ⅲ

　　GB/T 44080—2024

　　引 言

　　本文件将核电厂生命周期划分为以下 5个大阶段和 14个小阶段 。

　　a) 设计 :

　　1) 概念设计(包括选址) ;

　　2) 核电厂定义与应用条件 ;

　　3) 风险分析 ;

　　4) 核电厂需求确定 ;

　　5) 核电厂需求分配 ;

　　6) 详细设计 。

　　b) 建造 :

　　1) 制造 ;

　　2) 建造与安装 。

　　c) 调试 :

　　1) 核电厂确认 ;

　　2) 核电厂验收 。

　　d) 运行和监督管理 :

　　1) 运行与维修 ;

　　2) 效能跟踪 ;

　　3) 改造 。

　　e) 退役 :退役和最终处置 。

　　基于以上阶段划分 ,本文件给出了核电厂生命周期各阶段可靠性、可用性、可维修性和安全性任务的目标、要求、输入、成果和验证任务 ,为核电厂实施全过程系统化管理提供指导 ,但同时也强调核电厂营运单位基于本文件内容对于特定核电厂的适用性 ,并考虑特定核电厂的特殊需求 ,评估如何将其应用到特定核电厂 。另外 ,本文件的要求只涉及可靠性、可用性、可维修性和安全性 ,需要在符合 GB/T 19001 中适用要求的质量管理体系的支持下进行实施 。

　　Ⅳ

　　GB/T 44080—2024

　　核电厂可靠性、可用性、可维修性和

　　安全性管理规范

　　1 范围

　　本文件规定了在核电厂全生命周期中实施可靠性 、可用性 、可维修性和安全性连贯的全过程管理的方法和要求 。

　　本文件适用于核电厂全生命周期各阶段的 RAMS管理 。

　　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 。

　　GB/T 2900. 99 电工术语 可信性

　　HAF103—2022 核动力厂调试和运行安全规定

　　3 术语和定义

　　GB/T 2900. 99界定的以及下列术语和定义适用于本文件 。

　　3. 1

　　审计 audit

　　系统化的 、独立的 、文档化的过程 , 以获得记录 、事实陈述或其他相关信息 ,并进行客观的评估 , 以确定规定的需求在多大程度上得到满足 。

　　[来源 :ISO/IEC TR 29110-1:2016,3. 7] 3.2

　　危害 hazard

　　可能导致伤害或破坏的本质属性或条件 。

　　[来源 :ISO/IEC/IEEE 24765:2017,3. 1787-1] 3.3

　　危害日志 hazard log

　　记录所有安全性管理活动 、识别的危害 、形成的决策以及采取的解决方案的文档 。

　　注 : 危害 日志也称为安全性 日志 。

　　3.4

　　任务概貌 mission profile

　　关于诸如功率 、反应性 、温度 、压力 、流量等参数在核电厂任务过程中的期望范围和变化的描述 。 3.5

　　资源保障 resourcesupport

　　在要求的全生命周期成本和规定的可用性水平下 ,运行和维修产品所安排和组织的全部资源 。

　　1

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　　3.6

　　风险 risk

　　某一事件发生的概率和其后果的组合 。

　　[来源 :ISO/IEC/IEEE 24765:2017,3. 3512-3] 3.7

　　安全性档案 safety case

　　以开发过程中各种相关活动的工作成果作为证据 ,汇编而成的用以确认被考虑对象符合安全性需求的文档证明 。

　　4 缩略语

　　下列缩略语适用于本文件 。

　　ALARP:可合理达到的尽量低(AsLow AsReasonablyPracticable;AsLow AsReasonablyAchievable)

　　CDF:堆芯损伤频率(Core Damage Frequency)

　　FMEA:失效模式和影响分析(Failure Mode and Effects Analysis)

　　FMECA:失效模式 、影响及危害性分析(Failure Mode,Effects and Criticality Analysis)

　　LERF: (放射性物质)大量早期释放频率(Large Early Release Frequency)

　　LRF: (放射性物质)大量释放频率(Large Release Frequency)

　　MC:维修费用(Maintenance Cost)

　　MDT:平均停机时间(Mean DownTime)

　　MTBF:平均失效间隔时间(Mean Time Between Failures)

　　MTBSF:安全系统平均失效间隔时间(Mean Time Between "Safety System Failures")

　　MTBM :平均维修间隔时间(Mean Time Between Maintenances)

　　MTTF:平均失效前时间(Mean Time to Failure)

　　MTTM :平均维修时间(Mean Time to Maintain)

　　MTTR:平均修复时间(Mean Time to Restore)

　　MUT:平均工作时间(Mean Up Time)

　　O&MC:运行维修费用(Operation and Maintenance Cost)

　　PSA:概率安全分析(Probabilistic Safety Analysis)

　　RAM :可靠性 、可用性和可维修性(Reliability,Availability and Maintainability)

　　RAMS:可靠性 、可用性 、可维修性和安全性(Reliability,Availability,Maintainability and Safety)

　　SSC:构筑物 、系统和部件(Structures,Systems and Components)

　　5 核电厂 RAMS总体要求

　　5. 1 核电厂 RAMS与核电厂总体目标

　　5. 1. 1 RAMS是核电厂长期运行过程中表现出来的特征 ,并可通过在核电厂全生命周期中采用适当的工程理念 、方法 、工具和 技 术 使 其 达 到 规 定 的 水 平 。 核 电 厂 的 RAMS可 以 用 定 性 或 定 量 的 指 标 来 表征 , 以表明核电厂或其组成可以按既定的需求安全地工作 。

　　5. 1.2 核电厂的总体目标是在给定的时间内安全稳定地输出设定水平的能量 。核电厂 RAMS表达了核电厂能够达到总体目标的信心水平 。RAMS对于核电厂总体目标有着明确的影响 , 而总体目标也受其他功能和效能特性影响 。

　　2

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　　5.2 核电厂 RAMS要素及其相互关系

　　5.2. 1 核电厂 RAMS要素及其相互关系见图 1。核电厂的安全性和可用性是核电厂 RAMS管理工作的最终目标 ,它们是相互关联 、相互作用的 。 只有满足可靠性和可维修性需求 , 同时有效控制维修和运行活动以及核电厂外部环境 ,才能达到核电厂的安全性和可用性 目标 。 为满足 RAM(可靠性 、可用性和可维修性)需求而采取的措施 ,不应以牺牲安全性为代价 。可用性目标的实现 , 既依赖于对可靠性和可维修性的优化 ,也需要维持好安全性水平 。如果对安全性和可用性需求上的冲突管理不当 ,会妨碍核电厂总体目标的实现 。

　　注 : 箭头表示主要的影响关系 。

　　图 1 核电厂 RAMS要素及其相互关系

　　5.2.2 与可用性相关的方面包括以下内容 。

　　a) 可靠性 :

　　— 在规定的应用场景与环境下构筑物 、系统和部件(SSC)所有可能的失效模式 ;

　　— 每一种失效模式的发生可能性 ,或者每一种失效的发生频度 ;

　　— 每一种失效模式对核电厂功能的影响 。

　　b) 可维修性 :

　　— 计划性和非计划性维修的频度和时间 ;

　　— 探测 、识别和定位故障的时间 ;

　　— 从失效中恢复(非计划的维修)的时间 。

　　c) 安全性 :

　　— 核电厂各种危害及其技术防范措施的影响 ;

　　— 安全管理活动的影响 ;

　　— 事故造成的影响 。

　　d) 其他 :

　　— 核电厂全生命周期内所有可能的运行模式和维修活动 ;

　　— 人的因素 、工器具 、设施和程序 。

　　5.2.3 与安全性相关的方面包括以下内容 。

　　a) 在所有运行 、维修以及其他环境下 ,核电厂中存在的危害 。

　　b) 每一种危害的特征 。

　　c) 人的因素对维修和运行的影响 。

　　d) 有效维修和安全运行所需的工器具 、设施和程序 。

　　e) 处理危害并减轻其后果的有效控制措施 。

　　f) 可靠性 :

　　— 所有可能带来危害的 SSC失效模式(安全相关失效模式) ;

　　— 每一种安全相关失效模式的发生可能性或频度 ;

　　— 可能导致事故的事件 、失效 、运行状态 、环境条件等的关联影响 ;

　　3

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　　— 每一种相关事件 、失效 、运行状态 、环境条件的发生可能性或频度 。

　　g) 可维修性 :

　　— 与危害或安全相关的 SSC 的易维修性 ;

　　— 对这些安全相关 SSC进行维修时可能出现的差错 ;

　　— 将核电厂恢复到安全状态所需的时间 。

　　5.2.4 所有的失效都对可靠性有负面影响 , 而只有一些特定的失效会对安全性产生负面影响 ,核电厂外部环境也可能影响核电厂的功能并进而影响安全性(见图 2) 。

　　图 2 核电厂中不同失效对可靠性和安全性的影响

　　5.2. 5 通 过 合 理 考 虑 核 电 厂 中 RAMS 要 素 之 间 的 相 互 作 用 , 并 且 为 核 电 厂 制 定 和 实 施 恰 当 的RAMS规范和大纲 ,可实现核电厂的总体目标 。

　　5.3 核电厂 RAMS的影响因素

　　5.3. 1 总则

　　5.3. 1. 1 核电厂 RAMS受设计 、运行和维修及其他方面因素影响(见图 3) 。

　　5.3. 1.2 为实现核电厂的总体目标 ,需要在核电厂全生命周期内识别可能会影响 RAMS的因素 , 同时评估其后果 ,并对这些后果的诱发原因进行管理 ,通过实施适当和必要的措施 ,来优化核电厂的效能 。

　　5.3.2 影响因素及其识别

　　5.3.2. 1 图 3 给出 了 核 电 厂 RAMS 的 若 干 一 般 性 影 响 因 素 以 及 这 些 因 素 间 的 关 系 。 为 识 别 核 电 厂RAMS的具体影响因素 ,应根据每一个具体核电厂的情况依次考虑每一个一般性影响因素的具体表现形式 。

　　5.3.2.2 应根据核电厂实际情况对 RAMS一般性影响因素(包括图 3 中的因素) 进行审评 。核电厂营运单位应在其申明文件中明确任何不适用的因素 。应对每个适用的一般性影响因素都进行评估 ,并且系统化地推导出具体的影响因素 。作为集成的 RAMS管理过程的核心 ,人的因素问题应在评估中予以强调 。

　　5.3.2.3 核电厂 RAMS 的 影 响 因 素(见 图 3) 的 具 体 识 别 还 包 括 但 不 限 于 下 列 每 一 项 核 电 厂 特 定 因素 ,并根据应用的范围和目的进行适当调整 。

　　4

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　　图 3 核电厂 RAMS的影响因素示例

　　a) 设计因素 。

　　— 必须执行的任务及其技术特点 。

　　— 可维修性 ,如布局等 。

　　— 失效类别 :

　　● 系统性失效(需求错误 、设计和建造问题 、安装问题 、固有缺陷 、软件错误等) ;

　　● 随机性失效(磨损 、老化等) 。

　　— 人的因素 。

　　— 寿命需求 ,包括期望寿命 、服务强度和全生命周期成本 。

　　b) 运行因素 :

　　— 运行任务及其技术特点 ;

　　— 人的因素 ;

　　— 运行规程 ;

　　— 资源保障 ;

　　— 环境条件 ;

　　— 运行中核电厂本身施加的约束 ;

　　— 在调试和运行过程中已有系统和新系统的集成 。

　　c) 维修因素 :

　　— 人的因素 ;

　　— 各类维修的规程 ;

　　— 资源保障 ;

　　— 维修中核电厂本身施加的约束 。

　　5.3.2.4 人的因素可定义为人的特性 、期望和行为对核电厂的影响 。人的因素对 RAMS的影响是因应用而异的 ,而且人被认为拥有正面提升或负面影响核电厂 RAMS的能力 。 为此 ,在核电厂全生命周期中 ,都应对人的因素影响核电厂 RAMS的方式加以识别和管理 。

　　5.3.3 影响因素的管理

　　应在适当的系统层次上对核电厂每一项 RAMS影响因素的潜在影响进行评价 。应注意每项因素在核电厂生命周期每一阶段的影响 ,说明关联影响因素之间的交互作用 ,包括人的因素 。

　　5

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　　5.4 满足核电厂 RAMS需求的方法和 RAMS规范

　　5.4. 1 满足核电厂 RAMS需求的方法

　　5.4. 1. 1 满足核电厂 RAMS需求的方法与那些在核电厂全 生 命 周 期 中 影 响 RAMS 的 因 素 的 控 制 相关 。为预防在核电厂设计 、制造 、建造 、安装 、调试 、运行与维修等过程中引入错误 ,应建立相应的机制和程序对影响因素进行有效控制 ,这种预防需要同时考虑随机性失效和系统性失效 。

　　5.4. 1.2 应采取防范措施以降低因生命周期各阶段的错误造成功能降级的可能性 。 防范措施是以下两方面的组合 :

　　a) 预防 :关注功能降级的可能性 ;

　　b) 保护 :关注功能降级后果的严酷度 。

　　5.4. 1.3 满足核电厂 RAMS需求的策略包括预防和保护方法的使用 ,并应论证其适当性 。

　　5.4.2 RAMS规范

　　5.4.2. 1 确定 RAMS规范是个复杂的过程 。基于本文件给出的过程 , 附录 A 给出了 RAMS规范的示例 。基于本文件的要求 , 附录 B 给出了 RAMS大纲(包括 RAM 大纲和安全性计划)的示例 。

　　5.4.2.2 表征核 电 厂 RAMS需 求 的 参 数 可 能 因 核 电 厂 而 异 , 附 录 C 给 出了 部 分 示 例 。 所 有 采 用 的RAMS参数宜在核电厂营运单位和相关方之间达成共识 。

　　6 基于生命周期的核电厂 RAMS管理

　　6. 1 通则

　　6. 1. 1 第 6 章基于核电厂的生命周期提供了一个能够对 RAMS要素进行控制的管理过程 。该过程支持 :

　　a) RAMS需求的确定 ;

　　b) RAMS威胁的评估与控制 ;

　　c) RAMS任务的计划与实施 ;

　　d) RAMS需求的实现 ;

　　e) 全生命周期中对 RAMS符合性的持续跟踪 。

　　6. 1.2 第 6章明确了 RAMS管理的任务 。应注意 RAMS只是核电厂关注点之一 ,所以该过程是核电厂各方面综合管理的一部分 。

　　6. 1.3 对于任何一个核电厂营运单位 ,核电厂可容忍的安全性风险取决于国家核安全监管部门设立的安全准则 ,或者由核电厂营运单位与国家核安全监管部门达成的共识 。评估 、控制和最小化风险的主要责任在于核电厂营运单位 。

　　6.2 核电厂生命周期及各阶段 RAMS任务

　　6.2. 1 核电厂生命周期由一系列阶段(每个阶段包含各种任务) 组成 ,覆盖了核电厂从最初的概念设计到退役和最终处置的全生命过程 。

　　6.2.2 本文件基于核电厂实际情况 ,将核电厂生命周期规定为 5个大阶段和 14个小阶段 。 图 4 给出了适合核电厂生命周期的大阶段及其对应的小阶段 。 附录 D建议了生命周期中所有 14个小阶段的主要任务 。

　　6

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　　a 改造后的系统从生命周期的哪一阶段进入取决于被改造的系统和待考虑的具体改造事项 。

　　b 风险分析应在生命周期的多个阶段重复开展 ,灾害与风险分析的内容应根据不同阶段的要求来决定(见 7. 3. 1) 。

　　图 4 核电厂生命周期

　　6.2.3 在执行生命周期每一阶段时 ,需要明确所有任务的职责 ,且需要达成共识 。所有责任人员均应胜任其责 。

　　6.2.4 如果对核电厂进行改造 ,经常会有一个 “混合阶段 ”,核电厂已有系统和新系统混合运行或同时运行 。在这些情况下 ,安全性研究应特别强调核电厂已有系统和新系统之间的交互带来的影响 。

　　6.2.5 本文件认可在核电厂 RAMS效能与核电厂全生命周期成本之间进行权衡 。应分析与核电厂RAMS方面关联的全生命周期成本 。核电厂营运单位有责任基于成本解决 RAMS问题 。

　　6.2.6 第 7章是在核电厂项目总体情景下 , 以一致的格式 , 给出整个生命周期各阶段 RAMS任务的 目标 、输入 、要求 、成果和验证 。这些要求应根据核电厂的具体需求进行评估和调整 。

　　7

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　　7 RAMS生命周期各阶段管理规范

　　7. 1 阶段 1:概念设计

　　7. 1. 1 目标

　　本阶段的目标是对核电厂给出一定深度的解释与说明 , 以便能够确保顺利完成后续 RAMS任务 。

　　7. 1.2 输入

　　本阶段的输入应包括满足本阶段要求所需的所有相关信息和数据 。

　　7. 1.3 要求

　　7. 1.3. 1 本阶段的第 1个要求是在 RAMS效能的框架下获得对以下内容的理解 。

　　a) 核电厂的范围 、背景和目的 。

　　b) 核电厂所处的环境 ,主要包括 :

　　— 地理方面 ;

　　— 与外部系统的接 口 ;

　　— 社会方面 ;

　　— 政治方面 ;

　　— 法律方面 ;

　　— 经济方面 。

　　c) 对 RAMS的考虑 。

　　7. 1.3.2 本阶段的第 2个要求是评估以下内容 :

　　a) 核电厂财务分析中对 RAMS的考虑 ;

　　b) 核电厂可行性研究中对 RAMS的考虑 。

　　7. 1.3.3 本阶段的第 3个要求是识别可能危害核电厂 RAMS效能的来源 ,包括 :

　　a) 与其他系统的交互 ;

　　b) 与人的交互 ;

　　c) 与外部事件的交互 。

　　7. 1.3.4 本阶段的第 4个要求是获得以下信息 :

　　a) 以前的 RAMS需求以及过去类似和(或)相关系统的 RAMS效能 ;

　　b) 识别出来的危害 RAMS效能的因素的来源 ;

　　c) 在役核电厂营运单位的安全性政策和目标 ;

　　d) 相关的安全法规 。

　　7. 1.3.5 本阶段的第 5个要求是明确后续的生命周期中 RAMS任务的管理要求范围 。

　　7. 1.4 成果

　　7. 1.4. 1 本阶段的结论以及在本阶段中所做出的任何假设和论证都应形成文档 。

　　7. 1.4.2 本阶段的成果 应 包 括 足 以 在 生 命 周 期 第 2 阶 段 、第 3 阶 段 、第 4 阶 段 中 实 施 RAMS管 理 的要求 。

　　7. 1.4.3 本阶段的成果应是生命周期后续阶段的关键输入 。

　　7. 1.5 验证

　　本阶段中 ,宜执行以下验证任务 :

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　　GB/T 44080—2024

　　a) 评估本阶段 RAMS任务输入的信息以及(如适用)数据和统计计算结果的充分性 ;

　　b) 评估要求 1(见 7. 1. 3. 1)中明确的核电厂外部环境说明的充分性 ;

　　c) 评估要求 3(见 7. 1. 3. 3)中识别的危害清单的完整性 ;

　　d) 评估本阶段中采用的方法 、工具和技术的充分性 ;

　　e) 评估本阶段中承担任务的所有人员的胜任程度 。

　　7.2 阶段 2:核电厂定义与应用条件

　　7.2. 1 目标

　　本阶段的目标是基于对核电厂潜在 RAMS效能的影响 ,开展以下工作 :

　　a) 确定核电厂的任务概貌 ;

　　b) 确定核电厂的边界 ;

　　c) 确定影响核电厂特性的应用条件(外部约束 、运行和维修条件等) ;

　　d) 确定核电厂危害分析的范围 ;

　　e) 制定核电厂的 RAMS政策 ;

　　f) 制定核电厂的安全性计划 。

　　7.2.2 输入

　　本阶段的输入应包括所有相关信息 、满足本阶段要求所需的数据(如适用)以及阶段 1 的成果 。

　　7.2.3 要求

　　7.2.3. 1 本阶段的第 1个要求是确定以下内容 。

　　a) 核电厂目标和任务概貌 ,包括 :

　　— 效能需求 ;

　　—RAMS 目标 ;

　　— 长期运行策略和条件 ;

　　— 长期维修策略和条件 ;

　　— 核电厂寿命的考虑 ,包括全生命周期成本问题 ;

　　— 资源保障方面的考虑 。

　　b) 核电厂的边界 ,包括 :

　　— 与物理环境的接 口 ;

　　— 与其他技术系统的接 口 ;

　　— 与人的接 口 ;

　　— 与其他核电营运单位和监管机构的接 口 。

　　c) 影响核电厂的应用条件范围 ,包括 :

　　— 现有基础设施带来的约束 ;

　　— 核电厂的运行条件 ;

　　— 核电厂的维修条件 ;

　　— 资源保障的考虑 ;

　　— 对类似核电厂历史经验数据的审查 。

　　d) 核电厂危害分析的范围 ,包括对以下方面的识别 :

　　— 待控制过程中的固有危害 ;

　　— 环境的危害 ;

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　　GB/T 44080—2024

　　— 外部事件的影响 ;

　　— 待分析核电厂的边界 ;

　　— 现有基础设施约束对 RAMS的影响 。

　　7.2.3.2 本阶段的第 2个要求是应开展以下内容 。

　　a) 初步 RAM分析 。

　　b) 初步危害识别 ,包括 :

　　— 鉴别与已知危害类型相关联的系统 ;

　　— 识别需要考虑的事故始发事件类型 ,包括零部件失效 、程序性错误 、人的失误以及有相依关系的失效机制 ;

　　— 确定初始的风险容忍度准则 。

　　7.2.3.3 本阶段的第 3个要求是为核电厂制定 RAMS政策 ,包括用于解决任何 “可用性 ”和 “安全性 ”之间冲突的政策 。

　　7.2.3.4 本阶段的第 4个要求是为核电厂制定安全性计划 。安全性计划应得到核电厂营运单位和分包商与供应商的认可 ,并且应在核电厂生命周期中得到实施 、审评和维护 。安全性计划宜包括以下内容 。

　　a) 为达到安全性而制定的政策和策略 。

　　b) 计划的范围 。

　　c) 对核电厂的描述 。

　　d) 生命周期中承担任务实体的角色 、职责 、胜任程度和相互关系的详细信息 。

　　e) 生命周期中需开展的安全性任务的描述以及相依性 。

　　f) 生命周期中将被应用的安全性分析 、工程和评估过程 ,包括 :

　　— 确保适当程度的 、与核电厂风险相称的作业人员独立性 ;

　　— 危害识别与分析 ;

　　— 风险评估和持续风险管理 ;

　　— 风险容忍度准则 ;

　　— 安全性需求充分性的持续审评 ;

　　— 核电厂设计 ;

　　— 验证和确认 ;

　　— 用以确保核电厂需求与实现之间符合性的安全性评估 ;

　　— 安全性审计 ,用以确保管理过程符合安全性计划 ;

　　— 用以确保子系统与整体系统安全性分析符合性的安全性评估 。

　　g) 生命周期中所有安全相关成果的详细信息 ,包括 :

　　— 文档 ;

　　— 硬件 ;

　　— 软件 。

　　h) 准备核电厂安全性档案的步骤 、过程和要求 。

　　i) 核电厂安全性审批的步骤 、过程和要求 。

　　j) 核电厂改造的安全性审批的步骤 、过程和要求 。

　　k) 为确保所实现的安全性与核电厂需求的符合性而开展的运行效能和维修效能分析的步骤 、过程和要求 。

　　l) 维护包括危害日志在内的安全性相关文档的步骤 、过程和要求 。

　　m) 与其他相关大纲和计划的接 口 。

　　n) 约束和计划中做出的假设 。

　　o) 分包商管理 。

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　　GB/T 44080—2024

　　p) 贯穿生命周期且符合被考虑核电厂安全相关性的定期安全性审计与审评的要求 ,包括任何人员独立性要求 。

　　7.2.4 成果

　　7.2.4. 1 本阶段的结果以及本阶段中所做出的任何假设和论证都应形成文档 。

　　7.2.4.2 本阶段的成果应包括核电厂的 RAMS政策和安全性计划 。

　　7.2.4.3 来自本阶段的成果是后续生命周期阶段的关键输入 。

　　7.2.5 验证

　　7.2.5. 1 本阶段中 ,宜执行以下验证任务 :

　　a) 评估用作本阶段任务输入的信息以及(如适用)数据和统计计算结果的充分性 ;

　　b) 根据阶段 1成果验证阶段 2成果中的 RAMS方面内容 ,特别地 ,评估 RAMS政策与阶段 1 中确定的核电厂需求的符合性 ;

　　c) 评估 RAM分析和危害识别过程的完整性 ;

　　d) 评估安全性计划的充分性 ,包括审评安全性计划中包含的任何数据源的充分性 ;

　　e) 评估本阶段中采用的方法 、工具和技术的充分性 ;

　　f) 评估本阶段中承担任务的所有人员的胜任程度 。

　　7.2.5.2 任何错误或缺陷都可能要求重新执行一个或多个前序生命周期阶段中的部分或全部的活动 。 7.3 阶段 3:风险分析

　　7.3. 1 目标

　　本阶段的目标是 :

　　a) 识别与核电厂关联的危害 ;

　　b) 识别引起这些危害的事件 ;

　　c) 确定与危害关联的风险 ;

　　d) 建立持续开展风险评价与管理的过程 。

　　7.3.2 输入

　　本阶段的输入应包括所有相关的信息 、满足本阶段要求所需的数据(如适用) 以及阶段 2 和其他相关阶段产生的成果 。

　　7.3.3 要求

　　7.3.3. 1 本阶段的第 1个要求是开展以下风险识别与评估工作 。

　　a) 对与核电厂相关联的 、可合理预见的危害进行识别并排序 ,危害识别宜考虑(但不限于)以下各种工况和各个方面 :

　　— 核电厂正常运行 ;

　　— 核电厂故障工况 ;

　　— 核电厂应急运行 ;

　　— 核电厂使用不当 ;

　　— 核电厂接 口 ;

　　— 核电厂功能性 ;

　　— 核电厂运行 、维修和保障问题 ;

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　　GB/T 44080—2024

　　— 核电厂退役 ;

　　— 人的因素 ;

　　— 职业健康问题 ;

　　— 机械环境 ;

　　— 电气环境 ;

　　— 自然环境 ,包括降雪 、洪水 、风暴 、降雨 、滑坡等 。

　　b) 确定带来危害的事件的顺序 。

　　c) 评估每一种危害的发生可能性(见附录 E 的表 E. 1) 。

　　d) 评估每一种危害后果的严酷度(见表 E. 2) 。

　　e) 评估每一种危害对电厂带来的风险 。

　　7.3.3.2 本阶段的第 2个要求是确定并识别每种危害的风险可接受度 , 同时要考虑与核电厂可用性和全生命周期成本需求之间的任何冲突 。

　　7.3.3.3 本阶段的第 3个要求是建立危害日志 ,作为持续开展风险管理的基础 。在整个生命周期中 ,一旦发现任何已识别危害发生变化 ,或识别出新的危害 ,都应升版危害 日志 。危害日志宜包括以下内容 :

　　a) 危害日志的目标和目的 ;

　　b) 每个危害事件及其关联设备和零部件 ;

　　c) 与每种危害关联的可能后果和事件序列的发生可能性 ;

　　d) 每种危害的风险 ;

　　e) 风险容忍度准则 ;

　　f) 将风险降低至可接受水平或消除每个有害事件的风险所采取的措施 ;

　　g) 风险容忍度审评过程 ;

　　h) 风险降低措施有效性审评过程 ;

　　i) 风险和事故持续报告的过程 ;

　　j) 危害日志管理的过程 ;

　　k) 所进行的任何分析的局限性 ;

　　l) 在分析过程中做出的任何假设 ;

　　m) 分析中所使用数据的置信界限 ;

　　n) 所采用的方法 、工具和技术 ;

　　o) 参与人员及其胜任程度 。

　　7.3.4 成果

　　7.3.4. 1 本阶段的所有结果以及在本阶段中所做出的任何假设和论证都应形成文档 。

　　7.3.4.2 风险分析的结果应记录到危害 日志中 。

　　7.3.4.3 本阶段的成果是后续生命周期阶段的关键输入 。

　　7.3.5 验证

　　7.3.5. 1 本阶段中 ,宜执行以下验证任务 :

　　a) 评估用作本阶段任务输入的信息以及(如适用)数据和统计计算结果的充分性 ;

　　b) 根据阶段 2 的成果验证阶段 3 的成果 ;

　　c) 评估风险分析的完整性 ;

　　d) 评估风险可接受度的分级 ;

　　e) 评估核电厂危害日志编制过程的适用性 ;

　　f) 评估本阶段中采用的方法 、工具和技术的充分性 ;

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　　GB/T 44080—2024

　　g) 评估本阶段中执行任务的所有人员的胜任程度 。

　　7.3.5.2 任何错误或缺陷都可能要求重新执行一个或多个前序生命周期阶段中的部分或全部的活动 。 7.4 阶段 4:核电厂需求确定

　　7.4. 1 目标

　　本阶段的目标是 :

　　a) 明确核电厂 RAMS总体需求 ;

　　b) 明确核电厂 RAMS总体验收准则 ;

　　c) 建立 RAMS大纲 , 以控制后续生命周期阶段的 RAMS任务 。

　　7.4.2 输入

　　本阶段的输入应包括所有相关的信息 、满足本阶段要求所需的数据(如适用) , 以及阶段 2、阶段 3的成果 。

　　7.4.3 要求

　　7.4.3. 1 本阶段的第 1个要求是明确核电厂 RAMS总体需求(基于 7. 2. 3. 1) 。核电厂 RAMS总体需求宜包括 :

　　a) 核电厂及其边界的定义 ;

　　b) 任务概貌 ;

　　c) 功能需求和支持效能需求 ;

　　d) 资源保障需求 ;

　　e) 接 口 ;

　　f) 应用环境 ;

　　g) 已识别风险的可容忍水平 ;

　　h) 满足需求所需的外部措施 ;

　　i) 核电厂支持需求 ;

　　j) 分析中限制因素的详细信息 ;

　　k) 所作任何假设的详细信息 。

　　7.4.3.2 本阶段的第 2个要求是明确达到核电厂 RAMS总体需求的总体要求 ,包括以下内容 。

　　a) 核电厂 RAMS总体需求的验收准则 。

　　b) 由核电厂 RAMS确认计划所推动的核电厂 RAMS总体需求的论证与验收过程 ,宜包括 :

　　— 对核电厂的描述 ;

　　— 将被应用于核电厂的 RAMS确认原则 ;

　　— 为进行确认而需执行的 RAMS测试和分析 ,包括所需环境 、工具和设施等的详细信息 ;

　　— 包括人员独立性要求的确认工作管理框架 ;

　　— 确认大纲的详细信息(顺序和日程安排) ;

　　— 不符合项的处理程序 。

　　7.4.3.3 本阶段的第 3个要求是为后续的生命周期任务建立详细的 RAM 大纲 。RAM 大纲应包括核电厂满足 RAMS需求 最 有 效 的 任 务 。 RAM 大 纲 应 得 到 核 电 厂 营 运 单 位 及 对 应 核 电 厂 供 应 商 的 认可 ,并应在核电厂的整个生命周期内得到实施 。在 RAM 大纲中 ,宜至少考虑以下任务 。

　　a) 管理 ,包括 :

　　— 为满足 RAM需求而制定的政策和策略 ;

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　　— 大纲范围 ;

　　— 核电厂描述 ;

　　— 核电厂生命周期以及在生命周期内需要开展的 RAM任务和过程 ;

　　— 在生命周期内承担任务的组织机构的角色 、责任 、胜任程度和关系 ;

　　— 建立适用于核电厂的失效分析与纠正行动的方法和机制(合适的话 , 由核电厂营运单位和核电厂供应商从阶段 7 开始使用) ;

　　— 确保各 RAM要素相互协调 ;

　　— 生命周期中所有 RAM有关的成果的详细信息 ;

　　—RAM验收任务的详细信息 ;

　　— 与其他相关大纲和计划的接 口 ;

　　—RAM大纲的约束和假设 ;

　　— 分包商管理 。

　　b) 可靠性 ,包括 :

　　— 可靠性分析与预测 ;

　　— 可靠性计划 ;

　　— 可靠性测试 ;

　　— 可靠性数据采集和评估 ;

　　— 以提高可靠性为目的的数据分析 。

　　c) 可维修性 ,包括 :

　　— 可维修性分析与预测 ;

　　— 可维修性计划 ;

　　— 资源保障评估 ;

　　— 可维修性数据采集和评估 ;

　　— 以提高可维修性为目的的数据分析 。

　　d) 可用性 ,包括 :

　　— 可用性分析 ;

　　— 敏感度分析和权衡研究 ;

　　— 早期运行期间的可用性论证 ;

　　— 可用性数据采集和评估 ;

　　— 以提高和预测可用性为目的的数据分析 。

　　7.4.3.4 本阶段的第 4 个 要 求 是 修 订 安 全 性 计 划 , 以 确 保 所 有 未 来 计 划 的 任 务 都 符 合 核 电 厂 RAMS需求 。

　　7.4.4 成果

　　7.4.4. 1 本阶段的所有结果以及本阶段中所做出的假设和论证都应形成文档 。

　　7.4.4.2 本阶段应对安全性计划和验收计划进行升版 。

　　7.4.4.3 本阶段的成果是后续生命周期阶段的输入 。

　　7.4.5 验证

　　7.4.5. 1 本阶段中 ,宜执行以下验证任务 :

　　a) 评估用作本阶段任务输入的信息以及(如适用)数据和统计计算结果的充分性 ;

　　b) 根据阶段 2 和阶段 3产生的成果验证核电厂需求 ,包括全生命周期成本 ;

　　c) 根据核电厂营运单位的 RAM 目标和 RAM政策验证核电厂 RAM 总体需求 ;

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　　GB/T 44080—2024

　　d) 根据核电厂营运单位的安全性目标和安全政策验证核电厂安全性总体需求 ;

　　e) 评估验收计划和确认计划的充分性和完整性 ;

　　f) 评估 RAM 大纲的充分性 ,包括审评所采用的数据源的充分性 ;

　　g) 评估本阶段中采用的方法 、工具和技术的充分性 ;

　　h) 评估本阶段中承担任务的人员胜任程度 。

　　7.4.5.2 任何错误或缺陷都可能要求重新执行一个或多个前序生命周期阶段的部分或全部的活动 。 7.5 阶段 5:核电厂需求分配

　　7.5. 1 目标

　　本阶段的目标是 :

　　a) 将核电厂 RAMS总体需求分配给指定的 SSC和外部设施 ;

　　b) 明确指定 SSC和外部设施的 RAMS验收准则 。

　　7.5.2 输入

　　本阶段的输入应包括所有相关的信息 、满足本阶段要求所需的数据(如适用) 以及阶段 4 产 生 的成果 。

　　7.5.3 要求

　　7.5.3. 1 本阶段的第 1个要求是 :

　　a) 将核电厂 RAMS总体需求分配给指定的 SSC和外部设施 ;

　　b) 明确用于确保完整的核电厂 RAMS总体需求的指定 SSC 和外部设施 , 宜考虑共因失效和多重失效的影响 ;

　　c) 审查 RAM 大纲(见 7. 4. 3. 3) 。

　　7.5.3.2 本阶段的第 2个要求是制定满足 SSC和外部设施需求的验收准则 、过程和程序 。

　　7.5.3.3 本阶段的第 3个要求是审评并升版安全性计划及其确认计划 , 以确保计划拟定的任务与核电厂 RAMS需求匹配 。

　　7.5.4 成果

　　7.5.4. 1 本阶段的所有结果以及本阶段中所做出的假设和论证都应形成文档 。

　　7.5.4.2 本阶段应对安全性计划进行升版 。

　　7.5.4.3 本阶段形成的文档应明确指定的 SSC和外部设施的 RAMS需求 。

　　7.5.4.4 本阶段的成果是后续生命周期阶段的关键输入 。

　　7.5.5 验证

　　7.5.5. 1 本阶段中 ,宜执行以下验证任务 :

　　a) 评估用作本阶段任务输入的信息以及(如适用)数据和统计计算结果的充分性 ;

　　b) 根据阶段 4 中的成果验证 SSC和外部设施的需求 ,并包括根据核电厂全生命周期成本评估这些需求 ;

　　c) 验证指定 SSC和外部设施的总体组合架构 , 以确保其符合核电厂 RAMS总体需求 ;

　　d) 验证 SSC和外部设施的 RAMS需求 , 以确保它们可以追溯到核电厂 RAMS总体需求 ;

　　e) 验证 SSC和外部设施的 RAMS需求 , 以确保功能间的完整性和一致性 ;

　　f) 验证升版的安全性计划和确认计划 , 以确保其持续适用性 ;

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　　GB/T 44080—2024

　　g) 评估本阶段所采用方法 、工具和技术的充分性 ;

　　h) 评估本阶段中承担任务的人员胜任程度 。

　　7.5.5.2 任何错误或缺陷都可能要求重新执行一个或多个前序生命周期阶段的部分或全部活动 。 7.6 阶段 6:详细设计

　　7.6. 1 目标

　　本阶段的目标是 :

　　a) 设计符合 RAMS需求的 SSC;

　　b) 论证 SSC符合 RAMS需求 ;

　　c) 为生命周期后续阶段中的 RAMS任务制定计划 。

　　7.6.2 输入

　　本阶段的输入应包括所有相关的信息 、满足本阶段要求所需的数据(如适用) 以及阶段 4 和阶段 5产生的成果 。

　　7.6.3 要求

　　7.6.3. 1 本阶段的第 1个要求是设计满足 RAMS需求的 SSC。

　　7.6.3.2 本阶段的第 2个要求是在 RAMS的背景下为生命周期后续阶段的任务制定计划 ,宜包括 :

　　a) 安装 ;

　　b) 调试 ;

　　c) 运行与维修 ,包括运行与维修程序的确定 ;

　　d) 运行期间的数据采集和评估 。

　　7.6.3.3 本阶段的第 3 个要求是确定 、验证和建立能够符合 RAMS需求的 SSC 的制造过程方案 ,考虑使用 :

　　a) 环境压力筛选 ;

　　b) RAM 改进试验 ;

　　c) RAMS相关的失效模式的检测和测试 ;

　　d) 安全性计划(见 7. 2. 3. 4)的实施 。

　　7.6.3.4 本阶段的第 4个要求是为设计的核电厂准备安全性档案 ,论证该核电厂满足安全性需求 。安全性档案应经核电厂营运单位批准 ,并宜包括 :

　　a) 对核电厂的概述 ;

　　b) 对安全性需求的总结 ;

　　c) 对生命周期内采用的质量与安全管理控制的总结 ;

　　d) 对安全性评估和审计任务的总结 ;

　　e) 对安全性分析任务的总结 ;

　　f) 对核电厂中采用的安全工程技术的概述 ;

　　g) 对制造过程的验证 ;

　　h) 安全性需求的符合程度 ;

　　i) 对应用于核电厂的任何限制和约束的总结 ;

　　j) 任何由合同强加和论证的特殊豁免(或特殊性) 。

　　7.6.4 成果

　　7.6.4. 1 本阶段的所有结果以及本阶段中所做出的假设和论证都应形成文档 。

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　　7.6.4.2 应保留对本阶段内进行的所有 RAMS确认任务的记录 。

　　7.6.4.3 制定在 RAMS背景下未来生命周期任务的详细计划 。

　　7.6.4.4 本阶段应产生运行和维修程序 ,包括提供备品备件(尤其是安全相关备品备件)的相关信息 。

　　7.6.4.5 本阶段应产生一个安全性档案 。

　　7.6.4.6 本阶段的成果是后续生命周期阶段的关键输入 。

　　7.6.5 验证

　　7.6.5. 1 本阶段中 ,宜执行以下验证任务 :

　　a) 评估用作本阶段任务输入的信息以及(如适用)数据和统计计算结果的充分性 ;

　　b) 通过分析和测试 ,验证 SSC 的设计是否符合其 RAMS需求 ;

　　c) 通过分析和测试 ,验证 SSC 的实现是符合设计的 ;

　　d) 对 SSC 的实现进行确认 , 以确保其符合 RAMS验收准则和生命周期需求 ;

　　e) 通过分析和测试 ,验证生产的系统和部件得到 RAMS确认 ;

　　f) 验证未来的生命周期活动计划符合核电厂 RAMS需求 ,并与成本控制需求一致 ;

　　g) 评估安全性档案的充分性和完整性 ;

　　h) 评估本阶段中采用的方法 、工具和技术的充分性 ;

　　i) 评估本阶段中任务执行人员的胜任程度 ;

　　j) 确保 RAMS确认计划的持续适用性 。

　　7.6.5.2 任何错误或缺陷都可能要求重新执行一个或多个前序生命周期阶段的部分或全部活动 。 7.7 阶段 7: 制造

　　7.7. 1 目标

　　本阶段的目标是 :

　　a) 制造经过 RAMS确认的 SSC;

　　b) 建立以 RAMS为中心的过程保障方案 ;

　　c) 建立 SSC 的 RAMS支持方案 。

　　7.7.2 输入

　　本阶段的输入应包括所有相关的信息 、满足本阶段要求所需的数据(如适用) 以及阶段 6 产 生 的成果 。

　　7.7.3 要求

　　7.7.3. 1 本阶段的第 1个要求是制造过程的验证和实施 。

　　7.7.3.2 本阶段的第 2个要求是建立 SSC 的支持方案 ,包括 :

　　a) 准备 、验证和确认 SSC 的 RAMS支持文档 ;

　　b) 在 RAMS框架下准备 、验证和确认运行与维修程序 ;

　　c) 在 RAMS框架下准备 、验证和确认 SSC 的培训材料 。

　　上述文档 、程序和培训材料应在后续的所有阶段中进行审评 。

　　7.7.3.3 如果需要 ,本阶段的第 3个要求是 :

　　a) 应基于 RAMS需求 ,确定合适的制造计划 ;

　　b) 制造过程中应满足 RAMS需求 ;

　　c) 执行 RAMS过程管理与控制 , 以避免潜在的与 RAMS相关的失效模式 。

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　　7.7.4 成果

　　7.7.4. 1 本阶段的所有结果以及所做出的假设和论证都应形成文档 。

　　7.7.4.2 应保留本阶段进行的所有 RAMS确认任务的记录 。

　　7.7.4.3 本阶段的成果是后续生命周期阶段的关键输入 。

　　7.7.5 验证

　　7.7.5. 1 本阶段中 ,宜执行以下验证任务 :

　　a) 评估用作本阶段任务输入的信息以及(如适用)数据和统计计算结果的充分性 ;

　　b) 验证 RAMS支持文档是否正确 、充分并与全生命周期成本需求和 RAMS需求一致 ;

　　c) 通过评估确保生产的产品符合其需求 ;

　　d) 评估本阶段中采用的方法 、工具和技术的充分性 ;

　　e) 评估本阶段中承担任务的人员胜任程度 。

　　7.7.5.2 任何错误或缺陷都可能要求重新执行一个或多个前序生命周期阶段的部分或全部的活动 。 7. 8 阶段 8:建造与安装

　　7. 8. 1 目标

　　本阶段的目标是 :

　　a) 组装并安装 SSC,从而构成核电厂总体组合 ;

　　b) 启动保障计划 。

　　7. 8.2 输入

　　本阶段的输入应包括所有相关的信息 、满足本阶段要求所需的数据(如适用) 、阶段 6 准备的安装计划(见 7. 6. 3. 2) 、阶段 7执行过程中制造的 SSC 以及阶段 7 准备的 RAMS支持文档 。

　　7. 8.3 要求

　　7. 8.3. 1 本阶段的第 1个要求是根据安装计划 ,组装并安装构成核电厂所需的 SSC。

　　7. 8.3.2 本阶段的第 2个要求是记录安装过程 ,包括 :

　　a) 审核设计阶段的第 3个要求(见 7. 6. 3. 2)对应的计划 ;

　　b) 安装任务 ;

　　c) 为解决失效和不兼容问题而采取的行动 。

　　7. 8.3.3 本阶段的第 3个要求是在安装完成后审评和升版安全性计划 , 以确保对整体系统或程序的任何改变已被记录 ,并在未来生命周期任务中能获得有效管理 。

　　7. 8.3.4 本阶段的第 4个要求是 :

　　a) 启动维修人员培训 ;

　　b) 建立支持程序 ;

　　c) 建立备品备件供应管理 ;

　　d) 建立工器具供应管理 。

　　7. 8.4 成果

　　7. 8.4. 1 本阶段的所有结果以及所做出的假设和论证都应形成文档 。

　　7. 8.4.2 应保留本阶段进行的所有 RAMS确认任务(包括安装活动)的记录 。

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　　GB/T 44080—2024

　　7. 8.4.3 本阶段应对安全性计划进行升版 。

　　7. 8.4.4 本阶段的成果是后续生命周期阶段的关键输入 。

　　7. 8.5 验证

　　7. 8.5. 1 本阶段中 ,宜执行以下验证任务 :

　　a) 评估用作本阶段任务输入的信息以及(如适用)数据和统计计算结果的充分性 ;

　　b) 验证安装活动是否按照安装计划执行 ;

　　c) 通过分析和测试 ,验证被安装系统是否满足其 RAMS需求 ;

　　d) 评估安全性计划 , 以确保其持续的适用性 ;

　　e) 评估供应安排的充分性和有效性 ;

　　f) 评估本阶段中采用的方法 、工具和技术的充分性 ;

　　g) 评估本阶段中承担任务的人员胜任程度 。

　　7. 8.5.2 任何错误或缺陷都可能要求重新执行一个或多个前序生命周期阶段的部分或全部的活动 。 7.9 阶段 9:核电厂确认

　　7.9. 1 目标

　　本阶段的目标是 :

　　a) 确认 SSC和外部设施的总体组合符合核电厂 RAMS总体需求 ;

　　b) 调试 SSC和外部设施的总体组合 ;

　　c) 准备核电厂安全性档案 ;

　　d) 评估采集的数据 。

　　7.9.2 输入

　　本阶段的输入应包括所有相关的信息 、满足本阶段要求所需的数据(如适用) 以及阶段 4 产生的核电厂 RAMS总体需求 、阶段 4 产 生 的 验 证 与 确 认 计 划 、阶 段 6 产 生 的 调 试 计 划 和 阶 段 7 准 备 的 培 训材料 。

　　7.9.3 要求

　　7.9.3. 1 本阶段的第 1个要求是根据确认计划对 SSC和外部设施的总体组合进行确认 ,并记录确认过程 ,包括 :

　　a) 根据验收准则审评 RAMS确认任务的详细信息 ,包括 RAM论证和安全性分析 ;

　　b) 根据验收准则审评在确认任务中采用的流程 、使用的工具和设备的详细信息 ;

　　c) 所有验收准则的确认结果 ;

　　d) 应用于核电厂的任何限制和约束 ;

　　e) 为解决失效和不兼容问题而采取的行动 。

　　7.9.3.2 本阶段的第 2个要求是开展以下调试和试运行工作 。

　　a) 根据调试计划对 SSC和外部设施的总体组合进行调试 ,并记录调试过程 ,包括 :

　　— 调试任务 ;

　　— 失效报告与评估任务 ;

　　— 为解决失效和不兼容问题而采取的行动 ;

　　— 在使用方面的任何限制和约束的详细信息 。

　　b) 在需要的情况下执行试运行 , 以解决核电厂的运行问题 。如果采用试运行期 ,作为核电厂验收

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　　GB/T 44080—2024

　　的一部分 ,应在核电厂投入商业运行之前论证其安全性 。

　　7.9.3.3 本阶段的第 3个要求是建立并实施一个过程 ,用于获取 、评估并保存运行数据 ,作为核电厂持续改进的输入 。

　　7.9.4 成果

　　7.9.4. 1 本阶段的所有结果以及本阶段中所做出的假设和论证都应形成文档 。

　　7.9.4.2 应保留本阶段内进行的所有 RAMS确认任务(包括调试活动)的记录 。

　　7.9.4.3 本阶段中应为核电厂生成应用于特定场景的安全性档案 。

　　7.9.4.4 应保留在本阶段内所有验收任务的记录 。

　　7.9.4.5 本阶段的成果是后续生命周期阶段的关键输入 。

　　7.9.5 验证

　　7.9.5. 1 本阶段中 ,宜执行以下验证任务 :

　　a) 评估本阶段任务输入的信息以及(如适用)数据和统计计算结果的充分性 ;

　　b) 通过分析和测试 ,验证并确认核电厂满足其 RAMS总体需求 ;

　　c) 验证调试活动按照调试计划执行 ;

　　d) 评估运行数据采集系统的充分性和有效性 ;

　　e) 评估本阶段中采用的方法 、工具和技术的充分性 ;

　　f) 评估本阶段中承担任务的人员胜任程度 。

　　7.9.5.2 任何错误或缺陷都可能要求重新执行一个或多个前序生命周期阶段的部分或全部的活动 。 7. 10 阶段 10:核电厂验收

　　7. 10. 1 目标

　　本阶段的目标是 :

　　a) 评估 SSC 的总体组合与核电厂 RAMS总体需求的符合性 ;

　　b) 验收核电厂 , 以便正式投运 。

　　7. 10.2 输入

　　本阶段的输入应包括所有相关的信息 、满足本阶段要求所需的数据(如适用) 以及阶段 4 准备的核电厂 RAMS总体需求 、阶段 4 准备的验证与确认计划和验收计划 、阶段 9 准备的验证与确认任务记录 。

　　7. 10.3 要求

　　7. 10.3. 1 本阶段的第 1个要求是根据核电厂验收计划评估所有的验证与确认任务 ,尤其是 RAM 的验证与确认和安全性档案的验证与确认 。

　　7. 10.3.2 本阶段的第 2个要求是适当情况下正式验收核电厂 , 以便在合适的情况下投运 。

　　7. 10.3.3 本阶段的第 3个要求是审评和升版危害日志 , 以记录在核电厂验证或验收中识别的任何遗留危害 ,并确保来自这些危害的风险得到有效的管理 。

　　7. 10.3.4 所有的验收工作需获得营运单位的认可 。

　　7. 10.4 成果

　　7. 10.4. 1 本阶段的所有结果以及本阶段中所做出的假设和论证都应形成文档 。

　　7. 10.4.2 应保留本阶段内进行的所有验收任务的记录 。

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　　GB/T 44080—2024

　　7. 10.4.3 本阶段应升版危害 日志 。

　　7. 10.4.4 本阶段的成果是后续生命周期阶段的关键输入 。

　　7. 10.5 验证

　　7. 10.5. 1 本阶段中 ,宜执行以下验证任务 :

　　a) 评估用作本阶段任务输入的信息以及(如适用)数据和统计计算结果的充分性 ;

　　b) 通过分析和测试 ,验收核电厂是否满足其 RAMS总体需求 ;

　　c) 验证核电厂验收活动是按照验收计划执行的 ;

　　d) 评估修订的安全性计划的持续适用性 ;

　　e) 评估确保任何有害残留和放射性废物得到了有效的管理 ;

　　f) 评估安全性档案的充分性和完整性 ;

　　g) 评估本阶段中采用的方法 、工具和技术的充分性 ;

　　h) 评估本阶段中承担任务的人员胜任程度 。

　　7. 10.5.2 任何错误或缺陷都可能要求重新执行一个或多个前序生命周期阶段的部分或全部的活动 。 7. 11 阶段 11:运行与维修

　　7. 11. 1 目标

　　本阶段的目标是对核电厂进行运行 、维修和保障支持 , 以保持其始终符合核电厂 RAMS总体需求 。

　　7. 11.2 输入

　　本阶段的输入应包括所有相关的信息 、满足本阶段要求所需的数据(如适用) 以及阶段 6 准备的运行与维修程序 。

　　7. 11.3 要求

　　7. 11.3. 1 本阶段的第 1个要求是跟踪核电厂的运行情况并实施运行与维修程序 。

　　7. 11.3.2 本阶段的第 2个要求是在整个阶段中通过以下措施确保符合核电厂 RAMS总体需求 ,包括 :

　　a) RAMS大纲应满足技术与管理两个方面的要求 ;

　　b) 定期审评和升版运行与维修程序 ;

　　c) 建立合理的方式和路径 ,对任何可能出现和已出现的偏离运行限值和条件的情况进行上报 ;

　　d) 定期审评核电厂培训文档 ;

　　e) 定期审评和升版危害日志和安全性档案 ;

　　f) 有效的资源保障 ,包括备品备件 、工器具 、校准 、胜任的人员 、以 RAMS为重点的维修 ;

　　g) 对于需要进行非常规运行的情况 ,需要实施 RAMS审查 ,编制应急预案 ,并充分讨论 ;

　　h) 严格按照相关法规标准处理放射性废物 ;

　　i) 保持与政府相关部门的沟通并对相关文档进行备案 ;

　　j) 确定设备分级并定期审评 、升版分级结果 ,建立失效报告与纠正行动管理系统 。

　　7. 11.4 成果

　　7. 11.4. 1 本阶段的所有结果以及本阶段中所做出的假设和论证都应形成文档 。

　　7. 11.4.2 核电厂文档应在本阶段适当升版 。

　　7. 11.4.3 本阶段的成果是后续生命周期阶段的关键输入 。

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　　GB/T 44080—2024

　　7. 11.5 验证

　　本阶段中 ,宜执行以下验证任务 :

　　a) 评估用作本阶段任务输入的信息以及(如适用)数据和统计计算结果的充分性 ;

　　b) 验证任何变更与核电厂 RAMS总体需求和全生命周期成本需求一致 ;

　　c) 评估本阶段中采用的方法 、工具和技术的充分性 ;

　　d) 评估本阶段中承担任务的人员胜任程度 。

　　7. 12 阶段 12:效能跟踪

　　7. 12. 1 目标

　　本阶段的目标是保持对核电厂 RAMS效能的了解 , 以便及时采取措施 ,确保 RAMS效能持续符合需求 。

　　7. 12.2 输入

　　本阶段的输入应包括所有相关的信息 、满足本阶段要求所需的数据(如适用)以及核电厂 RAMS需求和供应数据 。

　　7. 12.3 要求

　　7. 12.3. 1 本阶段的第 1个要求是建立一个管理过程以便实施和审评以下内容 :

　　a) 采集运行效能和 RAMS统计数据 ;

　　b) 获取 、分析和评估效能和 RAMS数据 ;

　　c) 审查现有的安全性档案的有效性 。

　　7. 12.3.2 本阶段的第 2个要求是分析效能和 RAMS统计数据 , 以评估 :

　　a) 新的运行与维修程序 ;

　　b) 核电厂资源保障的变更 。

　　7. 12.4 成果

　　7. 12.4. 1 本阶段中执行的所有效能跟踪任务以及本阶段中所做出的假设和论证都应形成文档 。

　　7. 12.4.2 本阶段中可能要升版的支持文档 。

　　7. 12.4.3 本阶段的成果是后续生命周期阶段的关键输入 。

　　7. 12.5 验证

　　本阶段中 ,宜执行以下验证任务 :

　　a) 评估用作本阶段任务输入的信息以及(如适用)数据和统计计算结果的充分性 ;

　　b) 验证任何变更与核电厂 RAMS需求和全生命周期成本需求一致 ;

　　c) 评估本阶段中采用的方法 、工具和技术的充分性 ;

　　d) 评估本阶段中承担任务的人员的胜任程度 。

　　7. 13 阶段 13:改造

　　7. 13. 1 目标

　　本阶段的目标是控制核电厂的改造任务 , 以维持核电厂 RAMS总体需求的符合性 ;

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　　7. 13.2 输入

　　本阶段的输入应包括所有相关的信息和满足本阶段要求所需的数据(如适用) 。

　　7. 13.3 要求

　　7. 13.3. 1 本阶段的第 1个要求是建立安全性改造计划 。该计划应包括 :

　　a) 制定管理程序 , 以保证适当地设计 、审查 、控制和实施所有永久性和临时性改造 ;

　　b) 考虑核电厂实际管理制度 ,合理制定改造试验和改造实施计划 ;

　　c) 改造应遵照 HAF103上报相关部门审批 。

　　7. 13.3.2 本阶段的第 2个要求是在 RAMS的背景下建立 、实施并定期审评改造的过程 ,包括 :

　　a) 通过强制使用适当的生命周期模型来控制所有的改造任务 ;

　　b) 建立一套用于验证 、确认和验收改造后的核电厂 RAMS效能的程序 ;

　　c) 分析变更的原因 ;

　　d) 开展对于核电厂改造后的 RAMS影响分析 ,包括对全生命周期成本需求的影响 ;

　　e) 重新评估核电厂改造后人员的胜任程度 ;

　　f) 针对变更制定和实施后续验收的计划 ;

　　g) 记录改造任务 ;

　　h) 升版所有受影响的核电厂文档 。

　　7. 13.4 成果

　　7. 13.4. 1 本阶段的关键成果是一个经确认的改造 。

　　7. 13.4.2 本阶段的所有结果以及本阶段中所做出的假设和论证都应形成文档 。

　　7. 13.4.3 应保留本阶段内进行的所有验证 、确认和验收任务的记录 。

　　7. 13.4.4 本阶段应升版危害 日志 。

　　7. 13.4.5 本阶段应对安全性档案进行升版 。

　　7. 13.4.6 必要时审评和升版所有 RAM相关文档 。

　　7. 13.4.7 本阶段的成果是后续生命周期阶段的关键输入 。

　　7. 13.5 验证

　　本阶段中 ,宜执行以下验证任务 :

　　a) 评估用作本阶段任务输入的信息以及(如适用)数据和统计计算结果的充分性 ;

　　b) 验证和确认对 核 电 厂 的 任 何 变 更 或 改 造 与 核 电 厂 RAMS总 体 需 求 和 全 生 命 周 期 成 本 需 求一致 ;

　　c) 评估该阶段中形成的文档的充分性和完整性 ,尤其是核电厂安全性档案 ;

　　d) 评估本阶段中采用的方法 、工具和技术的充分性 ;

　　e) 评估本阶段中承担任务的人员胜任程度 。

　　7. 14 阶段 14:退役和最终处置

　　7. 14. 1 目标

　　本阶段的目标是控制核电厂的退役和最终处置任务 。

　　7. 14.2 输入

　　本阶段的输入应包括所有相关的信息和满足本阶段要求所需的数据(如适用)和文档 。

　　23

　　GB/T 44080—2024

　　7. 14.3 要求

　　7. 14.3. 1 本阶段的第 1个要求包括以下内容 。

　　a) 确定退役和最终处置任务对任何与退役核电厂相关的系统或外部设施的影响 。

　　b) 制定退役计划 ,包括建立以下方面的程序 :

　　— 核电厂和任何关联的外部设施的安全停用相关程序 ;

　　— 核电厂与任何关联的外部设施的安全拆除相关程序 ;

　　— 核电厂内任何残留放射性废弃物和其他废弃物的安全管理与处置相关程序 ;

　　— 持续保证任何与退役核电厂关联的系统或外部设施符合其 RAMS需求的相关程序 。

　　7. 14.3.2 本阶段的第 2个要求是为未来核电厂提供 RAMS全生命周期效能分析 ,包括全生命周期成本的计算 。

　　7. 14.4 成果

　　7. 14.4. 1 本阶段的所有结果以及本阶段中所做出的假设和论证都应形成文档 。

　　7. 14.4.2 应保留对本阶段内进行的退役和最终处置任务的记录 。

　　7. 14.4.3 本阶段应升版危害 日志 。

　　7. 14.4.4 宜制定针对退役和