中国核电厂始发事件数据报告
（CNEA2025）
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
目录
始发事件频率 3
数据来源 7
运行事件报告筛选与审查 9
数据处理原则 10
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
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。
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2
α
?
高能管道破口
给水管道破裂
0
505
2.92E-04
1.11E-03
1.27E-03
2.82E-03
2.5
1.96E+03
2.5
M
安全壳内蒸汽管道破裂
0
505
1.00E-06
1.16E-04
2.55E-04
9.80E-04
0.5
1.96E+03
8.4
M
安全壳外蒸汽管道破裂
0
505
2.96E-03
5.19E-03
5.35E-03
8.33E-03
10.5
1.96E+03
1.6
M
SGTR
蒸汽发生器传热管破裂
0
505
5.53E-04
1.62E-03
1.78E-03
3.59E-03
3.5
1.96E+03
2.2
M
冷却剂丧失
大LOCA
0
505
6.28E-10
1.43E-06
5.87E-06
2.69E-05
0.3
5.11E+04
18.8
M
中LOCA
0
505
1.40E-08
3.18E-05
1.31E-04
5.97E-04
0.3
2.30E+03
18.8
M
小LOCA
0
505
3.19E-07
1.12E-04
3.09E-04
1.28E-03
0.4
1.30E+03
11.5
M
极小LOCA
1
505
7.84E-05
5.27E-04
6.68E-04
1.74E-03
1.5
2.25E+03
4.7
B
界面系统LOCA
0
505
1.00E-06
1.16E-04
2.55E-04
9.80E-04
0.5
1.96E+03
8.4
M
反应堆压力容器破裂4
0
505
/
/
1.00E-08
/
/
/
10
M
瞬态
通用瞬态
154
505
2.67E-01
3.05E-01
3.06E-01
3.48E-01
154.5
5.05E+02
1.1
D
凝汽器失真空
14
505
1.75E-02
2.81E-02
2.87E-02
4.21E-02
14.5
5.05E+02
1.6
D
丧失全部主给水
6
505
5.83E-03
1.22E-02
1.29E-02
2.21E-02
6.5
5.05E+02
2.0
D
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2
α
?
丧失支持系统
丧失全部厂用水
0
505
5.96E-05
4.01E-04
5.08E-04
1.32E-03
1.5
2.95E+03
3.3
M
丧失全部设备冷却水
0
505
5.96E-05
4.01E-04
5.08E-04
1.32E-03
1.5
2.95E+03
3.3
M
丧失仪控压缩空气
0
505
4.00E-03
7.01E-03
7.23E-03
1.13E-02
10.5
1.45E+03
1.6
M
丧失厂
外电3
丧失厂外电（功率）