中国核电厂始发事件数据报告（CNEA2025）-中国核能行业协会

中国核电厂始发事件数据报告（CNEA2025）中国核能行业协会二〇二五年五月— 1 —前言始发事件数据是核电厂安全分析工作的重要基础，其适当性将直接影响相关工作的质量。随着国内核电规模不断扩大，运行机组数量不断增加，已具备开展我国核电厂特定始发事件数据采集分析的基础，中国核能行业协会核动力厂事故风险管理委员会组织开展国内核电厂始发事件数据采集及处理工作，并编制中国核电厂始发事件数据报告。本文件基于国家核安全局监管信息平台中核电厂上报的运行事件，统计了截至 2024 年底国内 57 台运行核电机组累计 605.62 堆年的运行经验数据，经过分析和数据处理，形成了《中国核电厂始发事件数据报告》。研究表明，我国核电厂始发事件频率与国际通用数据结果总体相当。由于国内核电厂运行稳定，大多数数据略优于国际通用数据，特别是丧失厂外电始发事件发生频率比国际通用数据更低，客观反映了国内大电网的稳定性。本文件可供国内各有关单位在开展确定论安全分析、概率安全分析以及可靠性分析相关工作中参考使用。中国核能行业协会2025 年 5 月— 2 —目 录1.始发事件频率 .....................................................................32.数据来源........................................................................... 73.运行事件报告筛选与审查....................................................94.数据处理原则 ...................................................................105.使用说明..........................................................................10附件 1：始发事件定义与分析............................................... 12附件 2：与 NUREG/CR-6928 通用数据对比分析........................22附件 3：编制说明................................................................23— 3 —1.始发事件频率表 1 给出了适用于压水堆的始发事件分类以及我国压水堆核电厂始发事件频率，包括始发事件发生次数、发生频率及其不确定性分布。丧失厂外电始发事件频率按照功率工况和停堆工况分别给出，其他始发事件频率为功率工况下的分析结果。— 4 —表 1 我国压水堆核电厂始发事件频率类别始发事件数据频率（1/临界年）1次数临界年5%中值均值95%GAMMA 分布参数误差因子数据来源 2αß高能管道破口给水管道破裂05052.92E-041.11E-031.27E-032.82E-032.51.96E+032.5M安全壳内蒸汽管道破裂05051.00E-061.16E-042.55E-049.80E-040.51.96E+038.4M安全壳外蒸汽管道破裂05052.96E-035.19E-035.35E-038.33E-0310.51.96E+031.6MSGTR蒸汽发生器传热管破裂05055.53E-041.62E-031.78E-033.59E-033.51.96E+032.2M冷却剂丧失大 LOCA05056.28E-101.43E-065.87E-062.69E-050.35.11E+0418.8M中 LOCA05051.40E-083.18E-051.31E-045.97E-040.32.30E+0318.8M小 LOCA05053.19E-071.12E-043.09E-041.28E-030.41.30E+0311.5M极小 LOCA15057.84E-055.27E-046.68E-041.74E-031.52.25E+034.7B界面系统 LOCA05051.00E-061.16E-042.55E-049.80E-040.51.96E+038.4M反应堆压力容器破裂 40505//1.00E-08///10M瞬态通用瞬态1545052.67E-013.05E-013.06E-013.48E-01154.55.05E+021.1D凝汽器失真空145051.75E-022.81E-022.87E-024.21E-0214.55.05E+021.6D丧失全部主给水65055.83E-031.22E-021.29E-022.21E-026.55.05E+022.0D— 5 —类别始发事件数据频率（1/临界年）1次数临界年5%中值均值95%GAMMA 分布参数误差因子数据来源 2αß丧失支持系统丧失全部厂用水05055.96E-054.01E-045.08E-041.32E-031.52.95E+033.3M丧失全部设备冷却水05055.96E-054.01E-045.08E-041.32E-031.52.95E+033.3M丧失仪控压缩空气05054.00E-037.01E-037.23E-031.13E-0210.51.45E+031.6M丧失厂外电 3丧失厂外电（功率）45453.61E-038.31E-038.87E-031.60E-025.35.98E+022.1B丧失厂外电（停堆）760.65.99E-021.18E-011.24E-012.06E-017.56.06E+011.9D丧失电源丧失一列重要交流母线05053.95E-036.12E-036.26E-038.98E-0316.52.64E+031.5M丧失一列重要直流母线35056.62E-041.50E-031.59E-032.85E-035.53.46E+032.1B注：1 根据 2019~2024 年国内核电厂机组能力因子统计情况，本文件取总堆年的 90%作为临界堆年。国内所有压水堆核电机组自商运以来共 561.08 堆年。2 表中数据来源：“B”表示用美国 NUREG/CR-6928 数据和电厂统计数据经贝叶斯处理后的后验数据，“D”表示根据电厂统计数据使用 Jeffreys 无信息先验分布贝叶斯方法计算得到的数据，“M”表示美国 NUREG/CR-6928 数据。其中，NUREG/CR-6928 为 2021 年11 月发布的 INL/EXT-21-65055，“Industry-Average Performance for Components and Initiating Events at U.S. Commercial Nuclear PowerPlants: 2020 Update”。3 由于外电网可靠性与机组类型无关，因此，本文件统计了国内所有核电机组商运以来 605.62 堆年发生的丧失厂外电事件。— 6 —4 NUREG/CR-6928 中未给出压力容器破裂始发事件频率，国内 M310 堆型参考法国数据取 1.0E-