资料介绍
ICS 27 . 120 . 20 CCS F 65
中 华 人 民 共 和 国 国 家 标 准
GB/T 7163—2021代替 GB/T7163—2008
核电厂安全系统可靠性分析要求
Requirementsofreliabilityanalysisfornuclearpowerplantsafetysystems
2021-08-20 发布 2022-03-01 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 7163—202 1
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。
本文件代替 GB/T 7163—2008《核电厂安全系统可靠性分析要求》,与 GB/T 7163—2008 相比主要技术变化如下:
— 将安全有关系统修改为安全系统(见第 1 章,2008 版的第 1 章);
— 修改了可用性和可靠性的术语定义(见 3 . 1 和 3 . 2 , 2008 年版的 3 . 1 和 3 . 2) ;
— 修改了设计变更的内容(见 4 . 1 . 5 , 2008 年版的 4 . 2 . 5) ;
— 增加对级联故障的说明(见 4 . 2 . 3) ;
— 修改了定量分析所需的计算和分析目标内容(见 4. 3 . 2 和 4. 3 . 3,2008 年版的 4. 3 . 2 和 4. 3 . 3) ;
— 将过于保守的目标和非保守的目标进行整合(见 4 . 4 , 2008 年版的 4 . 4) 。
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。
本文件由全国核仪器仪表标准化技术委员会(SAC/TC 30)提出并归口 。
本文件起草单位:中国核电工程有限公司。
本文件主要起草人:邢继、张玉峰、姜明月、崔明路。
本文件及其所代替文件的历次版本发布情况为:
— 1987 年 1 月 首次发布为 GB/T 7163—1987 , 1999 年 4 月第一次修订,2008 年 9 月第二次修订,本次为第三次修订。
GB/T 7163—202 1
核电厂安全系统可靠性分析要求
1 范围
本文件规定了核电厂安全系统可靠性分析工作的可接受的最低限度的要求。
本文件适用于进行可靠性分析的核电厂安全电气仪控系统。 其他系统可参考使用。
本文件涉及的方法也适用于要求可靠性分析的与安全系统有关联影响的非安全系统或系统的 一部分。
本文件适用于系统和部件的设计、制造、试验和维护等各个阶段。 分析进行的时机选择取决于分析的 目的。
本文件也适用于其他核设施安全系统的可靠性分析。
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 5204 核电厂安全系统定期试验与监测
GB/T 9225 核电厂安全系统可靠性分析一般原则
3 术语和定义
下列术语和定义适用于本文件。
3.1
可用性 availability
在获得所需的外部资源的前提下,某物项或系统在规定条件下在给定时刻或给定时段内执行其规定功能的能力。
3.2
可靠性 reliability
在给定状态下和给定时间间隔(使命时间)内某物项完成要求功能的概率。
4 要求
4 . 1 总要求
4 . 1 . 1 可靠性分析内容
可靠性分析的目的旨在确保核电厂安全系统能以一个可接受的成功概率完成要求的功能。 进行可靠性分析并对分析结果进行评估应包括以下的一项或多项工作:
a) 确定可用性和(或)可靠性目标;
b ) 评价系统设计;
GB/T 7163—202 1
c) 评价设备鉴定记录;
d) 确定满足系统可用性或可靠性目标的试验间隔;
e) 评价已安装设备的运行性能;
f) 确认任何必要的纠正措施。
4 . 1 . 2 定性分析使用
需要时,应按照 4 . 2 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。
4 . 1 . 3 定量分析使用
需要时,应按照 4 . 3 和 4 . 4 进行定量分析以确定安全系统设备的初始定期试验间隔。 定量分析也可用于对运行性能的评价。
4 . 1 . 4 标准化设计
在对若干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,则对第一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。
4 . 1 . 5 设计变更
可靠性分析应充分考虑设计变更。 作为最低限度的要求,可靠性分析应能够反映最终的设计。 可以针对设计的关键部分的变更进行局部分析。 局部分析还应考虑由设计变更引起的各系统间的相互影响因素。(相对硬件修改,软件的修改更容易引起未知的交互影响。)
4 . 2 定性分析
4 . 2 . 1 文档要求
进行定性分析时,应以便于审查的形式形成文件。
4 . 2 . 2 文档准则
为满足适用准则(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—作为进行分析系统主要功能和运行模式基础的元件逻辑排列(如原理图、流程图等);
d) 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、检测方法、故障影响等)。
4 . 2 . 3 复杂故障
可靠性分析应考虑由单一原因引起的多重故障以及级联故障(故障以类似链式方式发生)。具体的分析方法应遵守 GB/T 9225 中的相关规定。
4 . 2 . 4 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。
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4 . 3 定量分析
4 . 3 . 1 文档要求
定量分析所采用的方法宜采用 GB/T 9225 中所描述的方法。 定量分析应以便于审查的形式形成文件。 所选用的分析模型应能够如 GB/T 9225 中建议的,扩展为更高层次的系统模型。
4 . 3 . 2 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间隔时间,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。 GB/T 9225 中给出了一种可接受的分析方法。
定量分析采用的可接受的模型形式包括:
— 故障树;
— 可靠性框图;
— 真值表(或其他适用的表格模型)。
对于采用上述模型的可靠性或可用性(或两者)进行量化的计算方法主要包括:
a) 布尔代数;
b ) 概率论;
c) 条件概率;
d) 最小割集(应指定适当的边界);
e) 蒙特卡罗仿真(应估算计算的不确定性);
f) 马尔可夫矩阵。
与已经进行过详细分析的类似系统的简单比较,可以用来补充或替代上述模型形式和计算方法组合进行的定量分析。 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。
4 . 3 . 3 分析目标
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。 安全系统目标的确定应考虑以下因素:
a) 整个设施的目标;
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。
4 . 3 . 4 故障数据文件
应将分析中采用的所有部件的故障数据源和假设条件形成文件。 尽可能使用实际电厂特定的故障数据。
GB/T 7163—202 1
4 . 3 . 5 故障数据应来自可信数据源
故障数据应有可信的来源,当取得标准故障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故障数据进行修正。
4 . 3 . 6 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敏感度分析近似求出不确定性。
4 . 3 . 7 定量分析的应用
定量分析要成为确定核电厂运行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 GB/T 5204 中的相关要求。
4 . 4 评价
4 . 4 . 1 一般要求
按照 GB/T 5204 的要求制订定期试验大纲以确保安全系统功能具有高可用性。 以下要求是对GB/T 5204 的扩展和补充:
a) 如果运行数据表明达到目标后还有很大的裕度,则可以延长试验间隔,或减少冗余度,或放宽对运行条件的限制。
b ) 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,可维护性问题)的研究,缩短试验间隔,更严格地限制运行条件或重新对目标进行评价等。
4 . 4 . 2 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,应满足 GB/T 5204 的要求,并按 GB/T 9225 的方法进行修正。
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