現(xiàn)有法規(guī)在高溫氣冷堆核動力廠安全評價與獨立驗證中的適用性分析

陳志鵬，陳福冰，石 磊，李 富，王海濤

（清華大學 核能與新能源技術研究院，先進核能技術協(xié)同創(chuàng)新中心，先進反應堆工程與安全教育部重點實驗室，北京 100084）

我國正在開展高溫氣冷堆核電站示范工程（HTR-PM）的設計和建造工作，高溫氣冷堆核動力廠（HTGR NPP）法規(guī)、導則及安全審查技術的研究是重大專項的重要組成部分，《高溫氣冷堆核動力廠安全評價與驗證》是擬編制的核安全導則之一。

目前，我國針對輕水堆核動力廠（LWR NPP）已建立了一套與國際水平接軌的核安全法規(guī)體系。而對于LWR NPP 的安全評價及其獨立驗證，國際原子能機構（IAEA）發(fā)布了專門的核安全導則，美國核管理委員會（NRC）則制定了不同層次的法規(guī)文件，歐洲技術安全組織網(wǎng)絡（ETSON）也出版了專門的技術報告。因而，深入分析LWR NPP 安全評價及其獨立驗證方面的文件，對《高溫氣冷堆核動力廠安全評價與驗證》的編制有重要的參考意義，本文即對此進行深入分析。

1 安全評價與獨立驗證的定義及關系

按照IAEA 以及我國核安全法規(guī)的定義，安全評價是核動力廠設計單位在整個設計過程中為滿足所有相關安全要求而進行的全面而綜合的研究工作。安全評價包括但不限于安全分析，后者的目的是借助適當?shù)姆治龉ぞ呓⒉⒋_認安全重要物項的設計基準。在評價核動力廠的安全特性時，通常使用兩種相互平衡和相互補充的安全分析方法，即確定論和概率論，前者亦稱事故分析。

核動力廠的設計工作應依據(jù)質量保證大綱進行，必須制定控制措施從而驗證設計是否恰當。此種設計驗證在設計單位內(nèi)部進行，但必須由未參加原設計的人員或小組進行。而安全評價的獨立驗證是由營運單位完成或在其名義下完成的工作，參與人員必須獨立于原有的設計人員和安全評價人員。簡言之，設計、設計驗證、安全評價均由設計單位本身負責，而安全評價的獨立驗證則由營運單位負責。

核動力廠的設計是一個依據(jù)質量保證大綱不斷深入和完善的迭代過程，安全評價與獨立驗證均是這一迭代過程的組成部分，如圖1所示。在設計過程的一些階段，如建造前或首次裝料前，設計工作將被凍結，在此期間需完成安全分析報告，以描述到此時為止所完成的設計和安全評價。

圖1 我國核安全法規(guī)體系中安全評價與獨立驗證的關系Fig.1 Relationship of safety assessment and independent verification in China's nuclear safety regulations system

2 相關法規(guī)的發(fā)展與現(xiàn)狀

2.1 國際原子能機構

IAEA 一直致力于建立一套國際社會廣泛認可的核安全法規(guī)體系。從1996 年開始，IAEA 開始發(fā)展安全標準叢書（SSS），以全面更新和取代之前出版的安全叢書（SS）。SSS縱向分3個層次，即安全基本法則、安全要求和安全導則［1］。

2000年，IAEA 發(fā)布了安全要求“Safety of Nuclear Power Plants：Design”（NS-R-1）。NS-R-1考慮了核動力廠設計安全要求的各種發(fā)展，提出了許多新的安全要求［2］。一重要的變化是NS-R-1 增加了第3 章“安全管理要求”，內(nèi)容包括管理職責、設計管理、經(jīng)驗證的工程實踐、運行經(jīng)驗和安全研究、安全評價、獨立驗證以及質量保證等方面的要求。

為 給NS-R-1 提 供 技 術 支 撐，IAEA 于2001年發(fā)布了安全導則“Safety Assessment and Verification for Nuclear Power Plants”（NS-G-1.2），就如何滿足安全評價和獨立驗證的要求提供了指導性意見。NS-G-1.2明確并統(tǒng)一了安全評價、安全分析和獨立驗證等術語的定義，概述了設計過程中這些活動之間的關系，并給出了針對以下方面的關鍵建議：對安全重要的工程技術方面進行安全評價；對核動力廠進行安全分析；對核動力廠的安全評價進行獨立驗證。

2006年，IAEA 頒布了新的安全基本法則“Fundamental Safety Principles”（SF-1）。這一安全標準的重要發(fā)展促使IAEA 于2008年發(fā)布了安全標準的長期結構［3］，如圖2所示。目前，IAEA 的安全標準正在向這一長期結構過渡。

SF-1的安全原則3——對安全的領導和管理指出：必須根據(jù)分級方案對所有設施和活動的安全進行評價。為此，IAEA 于2009年發(fā)布了一般安全要求“Safety Assessment for Facilities and Activities”（GSR Part 4），從內(nèi)容上取代了原來的導則NS-G-1.2。該文件將安全評價的范圍擴展到所有設施和活動，并規(guī)定了安全評價的過程和要素以及安全分析必須滿足的要求。除安全評價外，GSR Part 4 也明確規(guī)定：營運單位必須在對安全評價進行獨立驗證后再利用這些安全評價或將其提交給監(jiān)管機構。

在核動力廠的設計方面，IAEA 于2012年發(fā)布了新的安全要求“Safety of Nuclear Power Plants：Design”（SSR-2／1），取代了之前的NSR-1。SSR-2／1將設計安全上升為安全原則之一，關于安全評價的規(guī)定成為了核動力廠設計必須滿足的主要技術要求之一。和NS-R-1不同的是，SSR-2／1并未提及營運單位對安全評價進行獨立驗證的要求，原因可能是這一要求已在普遍適用的GSR Part 4中作了規(guī)定。

2.2 中國

國家核安全局負責我國民用核設施的安全監(jiān)督管理，并建立了一套與國際水平接軌的核安全法規(guī)體系［4］，如圖3所示。

圖2 IAEA 安全標準的長期結構Fig.2 Long-term structure of IAEA safety standards

圖3 我國的核安全法規(guī)體系Fig.3 Nuclear safety regulations system of China

國家核安全局于1991 年發(fā)布了HAF102《核電廠設計安全規(guī)定》；2002年，又發(fā)布了《新建核電廠設計中幾個重要安全問題的技術政策》，作為HAF102（1991）在某些方面的一些原則性延伸［5］，該文件在其設計管理一節(jié)中首次提出了有關安全評價和獨立驗證方面的要求。2004年，核安全局修訂了HAF102（1991），并發(fā)布了HAF102《核動力廠設計安全規(guī)定》［6］。HAF102（2004）在其第3章安全管理要求中明確提出：必須進行全面的安全評價；營運單位必須保證由未參與相關設計的個人或團體對安全評價進行獨立驗證。關于獨立驗證，核安全局在2007年發(fā)布的《第二代改進型核電項目核安全審評原則》中又作了進一步的陳述。

為完善HAF102（2004）的下層導則，核安全局于2006年出版了HAD102／17《核動力廠安全評價與驗證》，為設計單位在初始設計和設計修改過程中對核動力廠進行安全評價提出了建議，并為營運單位對上述安全評價進行獨立驗證提出了建議。

2.3 美國

根據(jù)1974年的能源重組法，NRC 負責美國民用核能安全的監(jiān)管。美國的核安全法規(guī)也呈金字塔結構：頂層法案中，最重要的是1954年的原子能法；第2層是美國聯(lián)邦法規(guī)（CFR），核安全法規(guī)體系匯編于CFR 第10篇；第3層包含了不同系列的文件，如管理導則（RG）、檢查手冊（IM）等。

根據(jù)10CFR 50“Domestic Licensing of Production and Utilization Facilities”的規(guī)定，NRC 早期對核動力廠的許可證實行二步法管理程序，“建造許可證（CP）”申請者和“運行許可證（OL）”申請者分別應提交初步安全分析報告（PSAR）和 最 終 安 全 分 析 報 告（FSAR）。10CFR 50.34對安全分析報告的內(nèi)容和技術信息提出了最低限度的要求，其中包括對整個核設施的安全評價。而10CFR 50的附錄B“Quality Assurance Criteria for Nuclear Power Plants and Fuel Reprocessing Plants”則規(guī)定了核動力廠的質保標準，其要求建立設計控制措施，這實際上是提出了設計驗證的要求和方法?；?0CFR 50的要求，NRC于1978年發(fā)布了管理導則RG 1.70“Standard Format and Content of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants”，對安全分析報告的格式和內(nèi)容作了詳細規(guī)定，其第17章指出，PSAR 應對用來驗證設計充分性的措施進行描述，比如設計審查、使用其他計算方法、開展鑒定試驗?？煽吹?，這與10CFR 50附錄B的精神是一致的。

1981年，NRC 要求當時新近取得運行許可證的核電廠通過對設計的技術審查來保證他們的設計符合NRC的監(jiān)管要求以及FSAR 中的設計承諾。這些技術審查被稱之為獨立設計驗證計劃（IDVP），它是對許可證持有者原有質保大綱的補充。NRC 一開始要求技術審查由完全獨立于許可證持有者及其設計承包商的單位來實施，后來亦允許許可證持有者選擇獨立于原設計的內(nèi)部人員來開展。除IDVP 外，NRC也對設計的技術充分性開展一定數(shù)量的、獨立的直接檢查，這些活動稱為綜合設計檢查（IDIs），其內(nèi)容和IDVP 有相似之處。NRC 對IDVP和IDIs的規(guī)定集中于檢查手冊和檢查程序（IP）等文件，如IMC 2530（1985）、IMC 2535（1989）和IP 93814（2010）。

2.4 歐洲

在國際社會日益關注核安全和核安保的背景下，歐洲主要有核國家的技術安全組織（TSOs），即各國核安全監(jiān)管當局的技術支持組織，于2006 年共同成立了ETSON，目前有8個成員。

2013年，ETSON 發(fā)布了其關于安全評價的指南“Safety Assessment Guide（SAG）”，該安全評價指南的目標是，制定用于ETSON 成員組織的協(xié)調一致的安全評價方法論，以保證安全評價具有共同的質量，并使得安全評價具有更高的可信度。SAG 陳述了安全評價的目的；提出了安全評價的要求，如承擔評價任務的專家、組織的獨立性和可勝任性，評價過程的透明性和可追朔性，開展評價的方法；描述了安全評價的一般過程，其中包括對安全評價的獨立驗證。

SAG 的下層是一系列特定的技術安全評價指南（TSAG），用于對安全重要的特定技術領域，如運行經(jīng)驗的反饋、人因的評估、嚴重事故的預防等。

3 現(xiàn)有法規(guī)的適用性分析

通過對IAEA、我國、NRC 和ETSON 有關輕水堆核動力廠安全評價與獨立驗證的法規(guī)的調研，確定了適用于《高溫氣冷堆核動力廠安全評價與驗證》的或可為其提供參考的法規(guī)，形成了以下看法和建議。

1）HAF102（2004）中有關安全評價和獨立驗證的安全要求，所涉及的大多是管理和程序方面的工作，因而適用于各種類型的核動力廠。因此，作為HAF102（2004）的下層導則，HAD102／17（2006）為《高溫氣冷堆核動力廠安全評價與驗證》從格式和內(nèi)容上提供了范本。IAEA 安全標準叢書中，雖然NS-G-1.2已經(jīng)由GSR Part 4所取代，但它是HAD102／17（2006）的藍本。HAD102／17（2006）和NS-G-1.2中的大部分建議都是通用的，并適用于所有類型的反應堆。但導則中也有一部分特殊建議和范例主要用于水冷反應堆。另外，有關安全評價的具體方面、安全分析的具體方法、獨立驗證采用的方式，高溫氣冷堆核動力廠可能因其自身特點而有所變化。所以，參考時需要仔細研究、區(qū)分具體建議的適用對象，并結合高溫氣冷堆自身的特點來修正、替換具體的建議。

2）ETSON 的安全評價指南SAG，其邏輯、內(nèi)容與NS-G-1.2以及HAD102／17（2006）非常相似，SAG 關于安全評價的要求、開展評價的方法、安全評價的一般過程以及安全評價的獨立驗證的論述可為《高溫氣冷堆核動力廠安全評價與驗證》提供頂層認知和指導。

3）NRC 的法規(guī)是以法律觀點編撰而成，不同于我們熟悉的工程邏輯，有關安全評價與獨立驗證的內(nèi)容散布于不同層次的文件。NRC 并不要求營運單位開展安全評價的獨立驗證工作，法規(guī)中有關獨立驗證的內(nèi)容更多指質保體系下設計單位開展的設計驗證，因而與本文討論的安全評價的獨立驗證并不相同。當然，有關設計驗證的具體內(nèi)容和方法仍可為安全評價的獨立驗證提供一些參考。

結合上述適用性分析，初步確定了《高溫氣冷堆核動力廠安全評價與驗證》的章節(jié)安排和主要內(nèi)容，并列于表1。

表1 《高溫氣冷堆核動力廠安全評價與驗證》的章節(jié)和內(nèi)容Table 1 Chapter and content of“Safety Assessment and Verification for NPPs with HTGRs”

4 結論

基于IAEA、我國、NRC、ETSON 有關核動力廠安全評價及其獨立驗證的法規(guī)，總結了《高溫氣冷堆核動力廠安全評價與驗證》可參考的文件，據(jù)此初步確定了導則的章節(jié)安排和主要內(nèi)容。

需指出，《高溫氣冷堆核動力廠安全評價與驗證》所涉及的安全重要的工程技術方面，即應進行安全評價的方面，還應結合導則上層的安全要求，即擬編制的《高溫氣冷堆核動力廠安全規(guī)定》來最終確定。

［1］ International Atomic Energy Agency.IAEA safety standards［S／OL］.［2014-11-03］.http：∥www-ns.iaea.org／standards.

［2］ 濮繼龍，任俊生，劉寶亭.IAEA 核動力廠設計新標準：理解與執(zhí)行中的若干問題［J］.核電，2004（6）：1-10.PU Jilong，REN Junsheng，LIU Baoting.Some understanding and implementing issues on IAEA new design standard of NPP［J］.Nulear Power，2004（6）：1-10（in Chinese）.

［3］ 陳妍，左嘉旭.國際原子能機構安全標準的長期結構與現(xiàn)狀［J］.國外核新聞，2011（8）：22-33.CHEN Yan，ZUO Jiaxu.Long-term structure and current status of IAEA safety standards［J］.Foreign Nuclear News，2011（8）：22-33（in Chinese）.

［4］ 司國建.核安全與輻射防護法規(guī)體系的現(xiàn)狀與發(fā)展［J］.核安全，2005（3）：29-33.SI Guojian.The actuality and development on the regulations in nuclear safety and radiation protection［J］.Nuclear Safety，2005（3）：29-33（in Chinese）.

［5］ 周士榮，司國建.中國核電廠設計安全法規(guī)的發(fā)展［J］.核安全，2004（2）：39-44.ZHOU Shirong，SI Guojian.The development of the code on the safety of nuclear power plant design in China［J］.Nuclear Safety，2004（2）：39-44（in Chinese）.

［6］ 湯博.新一代核電廠設計的安全要求：學習新版HAF102《核動力廠設計安全規(guī)定》的一些認識和體會［J］.核安全，2004（2）：1-8.TANG Bo.Design safety requirements about new generation nuclear power plants［J］.Nuclear Safety，2004（2）：1-8（in Chinese）.