GuidelineonRisk-InformedOnlineMaintenanceofSafetySystemsforVVER NB/T20037.2應用于核電廠的概率安全評價第2部分：低功率和停堆工況內部事件一級PSANB/T20037.3應用于核電廠的概率安全評價第3部分：水淹NB/T20037.11應用于核電廠的一級概率安全評價第11部分：功率運行內部事件NB/T20445.1應用于核電廠的二級概率安全評價第1部分：總體要求NB/T20445.2應用于核電廠的二級概率安全評價第2部分：功率運行內部事件HAF103核動力廠調試和運行安全規定ProbabilisticSafety Risk-Informed條件堆芯損壞概率增量IncrementalConditionalCoreDamage條件早期大量釋放概率增量IncrementalConditionalLargeEarlyReleasePSA(ProbabilisticSafetyAssessmentCDF(CoreDamageFrequency)堆芯損壞頻率LERF(LargeEarlyReleaseFrequencyICDP(IncrementalConditionalCoreDamageProbability)ILERP(IncrementalConditionalLargeEarlyReleaseProbability)條件早期大量放射性釋TSTechnicalSpecificationsSTI(SurveillanceTestIntervalsAOT(AllowedOutageTime)后撤時間VVE一個系列按照單一故障準則考慮，一個系列允許進行維修、定期試驗等，不會對安全造成影響；如果如果出現三個系列不可用，則不能滿足設計基準的事故分析，需要立即后撤到對此系統沒有要求的運VVE1所示。圖1VVER根據VVE核電廠T盡管此時機組的安全系統配置完全可以緩解事故，但仍必須立即后撤，并在31小時內后撤至冷態，使得安全系統的在線維修可能導致機組的意外停堆，影響機組的穩定性。因此，可采用風險指引型方法對AOT和STI調整后，將VVER核電廠停堆期間安全系統的維修活動調整到功率運行期間實施，避免影響機組的穩定性，提高VVE核電廠運行的靈活性、降低大修工作的壓力，提高安全系統維修質量和設備STISTIAOTSTI和目AOTSTIAOTSTI、AOT將需求失效又分為與試驗周期相關的備用失效（q1）（q2q1按時間線性增加。假定試驗周期為T，當λT1時，與試驗周期相關的設備不可用度按照公式

q1

（2：q2T

（3：qq

q2q1

SAqq來考慮。因此，當試驗周期延長時，在確定設備的啟動失效概率時，認為q2也與試驗周期相關，與q1同步增加。即認為（3）式中的2也增加為q2。因此，試驗周期延長為T*后，啟動失效概率q可表示（4：

q

T(q1q2)q

應根據預期AOT實施后的監督和維修活動修改SA模型中試驗和維修不可用度以反映AOT變更VVER核電廠安全系統設計為四列冗余，A、B、C、D設備分別代表系統4個系列上的關鍵設備（例圖3Q4三三共因失效+剩余1列設CABC*DIQ3Q3Q1兩兩共因失效+剩余1列設CBC*CCD*Q2Q2兩兩共因失效+剩余2列設CAB*CICAC*BI*DICAD*BIQ2Q1Q2Q1Q1Q1Q1Q1（7： 1——表示定期試驗頻率調整后的風險值；△CDF和△LERF需要考慮所有事件的累計風險影響。△CDF和△LERF需要同時滿足AOT變更引起的風險變化的風險接受準則以△CDF、△LEF、ICP和ILEP來表征。△CDF和△LERF具體計算過程可表示為公式（6）和公式（7），ICDP和ILEP具體計算過程可表示為公式（8）和公式

ICDP=(CDF1′- CDF0′——CDF1′——AOT變更的設備處于不可用（退出工作）CDF；LERF0′——LERF；LERF1′——AOT變更的設備處于不可用（退出工作）LERF。6ICDPILERPTI、AOT變更的風險指引分析會受到SA模型建立和應用中所做各種假設有關的不確定性的影響，應對其中的重要假設進行敏感性分析。當基礎模型更新時，應對輸入數據進行敏感性和不確定性分析。在定量評價定期試驗周期變更對機組風險的影響過程中，對安全相關設備的可靠性參