1 范围
本标准对设计和运行中的核电厂安全系统的可靠性分析工作提出统一的、可接受的、合理的最低限度的要求。
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、维护和修理等各个阶段。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 引用标准
下列标准所包含的条文，通过在本标准中引用而构成为本标准的条文。本标准出版时，所示版本均为有效。所有标准都会被修订，使用本标准的各方应探讨使用下列标准最新版本的可能性。
GB／T 5204—1994核电厂安全系统定期试验与监测
GB／T 9225—1999核电厂安全系统可靠性分析一般原则
GB l3284—1998 核电厂安全系统准则
3 定义
本标准采用下列定义。
3．1 可用性avaiability
某物项或某系统按命令工作的概率。可分为稳态可用性和瞬态可用性。
3．2 稳态可用性steady—state availability
某物项(或系统)长期运行时预期满意工作的时间份额(对可修复物项的可用性，可归入长期稳态可用性)。
3．3 瞬态可用性(或瞬时可用性)transient availability (or instantaneous availability)
在某一给定瞬时，某物项(或系统)将正常工作的概率。
3．4 不可用性unavailability
可用性的补数。不可用性可能是由于维修(维修不可用性)、试验(试验不可用性)或由于未检测到的故障(未显现的不可用性)而产生的。
3．5 可靠性reliability
在给定状态下和给定时间间隔内某物项或系统完成所要求使命的概率。
3．6 相互影响interaction
一个装置或系统对另一个装置或系统的直接或间接的影响。
3.7 风险；risk
给定原因下，事件出现的频率和事件造成的后果的乘积，以单位时间内对—个工作人员或一个居民造成的预期损害来度量：
R＝H×S
式中：R——风险(损害／单位时间)；
H——出现频率(事件／单位时间)：
S——单个事件对—个工作人员或一个居民的损害(损害／事件)。
3．8 不可用性裕度unavailability margin
在希望的目标与计算所得的或观察到的不可用性之间的差数。
4 要求
4．1 概述
可靠性分析的目的在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。进行可靠性分析和评价分析结果的工作有：
a)确定可用性或可靠性目标；
b)评价系统设计；
c)确定试验间隔；
d)评价就位设备所显现的运行性能；
e)采取一切必要的校正措施
4．1．1 需要时，应按照4. 2进行定性分析以评价系统与GB 13284设计准则的一致性。
4．1．2 需要时，应按照4. 3和4．4进行定量分折以确定系统设备的初始定期试验间隔。定量分析也可用于评价运行性能。
4．1．3 在对一个以上核电厂的任何部分采用标准化设计的情况下，如果确认初始分析是适用的，那么对第一次设计的标准化部分所进行的分析应满足以后建造的核电厂对此标准化部分的要求。
4．2 定性分析
4．2．1 任何时候进行的定性分析应以便于审查的形式形成文件。
4．2．2 为满足所用准则(如单一故障准则、独立性等)，定性分析文件至少包括以下资料：
a) 分析级——对系统进行分析的基本级。在这一级，研究所分析范围内的所有元部件、组件或装置的值得注意的故障；
b) 故障模式——每—类元件适用的值得注意的所有故障模式；
c) 系统图——作为系统主要功能或运行方式分析基础的元件逻辑布置(如简图、流程图等)；
d )分析范围——在工作范围内，与分析密切有关的那部分设计；
e) 分析结果——一般作为标准报表的一部分(如故障原因、探测方法、故障影响等)。
4．2．3 定性分析应考虑由单一原因引起的多重故障以及级联故障。
4．2．4 定性分析应说明在分析中假定的预期环境和初始条件。
4．2．5 定性分析应考虑设计变更。分析应反映最终设计。可进行部分分析来说明设计重要部分的变化。
4．3 定量分析
4．3．1 应以适于复查的形式编制定量分析文件。分析模型应有可能扩大为更高一级的系统模型。
4．3．2 定量分析的目的是计算核电厂安全系统的预期可用性或可靠性，或者同时计算可用性和可靠性。具体计算哪个目标，要根据所分析的运行方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，应进行详细分析，应分析有关系统的相互影响。
4．3．3 应用定量分析来评价系统设计是否满足安全分析部门确定的目标。系统目标的确定应适当考虑以下因素：
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) 可供选择的风险;
h) 业主要求;
I ) 规章要求。
4．3．3．1 定量分析可采用适当的模型形式，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。
4．3．3．2 已模型化的系统可靠性定量计算方法如下：
a) 布尔代数；
b) 条件概率；
c) 最小割集(应确定适当的界限)；
d) 蒙特卡罗模拟(应估算不确定性)；
e ) 马尔可夫矩阵；
f) “GO”法。
可以通过上述模型形式和计算方法组合进行定量分析；也可以与已进行过详细分析的类似系统的简单比较来补充或取代分析，但应详细分析两系统间的所有差异并论证这样的补充或取代是恰当的。
4．3．4 定量分析应考虑设计变更。分析应反映最终设汁。可进部分分析说明设计主要部分的变化。
4．3．5 用于分析的所有元部件的故障数据的来源和假设条件应有文件证明。
4．3．6 故障数据的来源应可信，当取得标准故障数据的运行环境与应用的运行环境差别很大时，应用适当的系数进行修正。
4．3．7 可以采用建立在判断基础上的故障率，但要在分析中写明判断的依据和证明文件。当用判断确定故障率时，应进行灵敏度分析以估计数据的不确定性的影响。
4．3．8 定量分析要成为核电厂的最低运行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—1994中的第4章、6．5和GB／T 9225—1999第5章的要求。
4．4 评价
4．4．1 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，可以减少冗余度或者放宽对运行条件的限制。
4．4．2 如果实际特性明显地达不到目标，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，可维修问题)的研究，缩短试验间隔时间，更严格地限制运行条件或重新对目标进行评价等。
4．4．3 在改变试验间隔时间或运行限制时，应遵守GB／T 5204—1994的要求。
4．5 文件
4．5．1 在核电厂寿期各阶段所作的定性和定量分析应以合适的格式形成可追溯性文件，以便于其他人员使用和审核。
4．5．2 随着设计和运行中的修改，应作相应的可靠性分析，并更新文件，使文件保持在最新状态。
