臺山EPR核電廠設(shè)備鑒定概述

殷 勇，王 超，朱 賀

（中廣核研究院有限公司，廣東深圳 518124）

臺山EPR核電廠設(shè)備鑒定概述

殷 勇，王 超，朱 賀

（中廣核研究院有限公司，廣東深圳 518124）

臺山EPR核電廠作為三代先進核電機組建立了完善的設(shè)備鑒定體系，制定了適合的鑒定策略，大大縮減了不必要的鑒定工作；建立了完整的鑒定文件體系，并引入了鑒定維持的概念，通過鑒定維持單的形式來保障設(shè)備在運行階段的鑒定合格狀態(tài)；合理確定鑒定工況條件種類及數(shù)量，保障了鑒定執(zhí)行的可行性；首次將設(shè)備鑒定運用到嚴重事故階段，實現(xiàn)了對嚴重事故下設(shè)備可用性的可靠保障。

臺山核電廠；設(shè)備鑒定；EPR機組

臺山核電廠一期工程引進歐洲先進壓水堆（European Pressurized Reactor，簡稱EPR）機組，該機組是能夠滿足新安全法規(guī)要求和更高經(jīng)濟性要求的新一代改進型壓水堆，屬于第三代壓水堆技術(shù)，其充分吸收了法國和德國核電廠的設(shè)計、建造和運行經(jīng)驗［1］，傳承了壓水堆的關(guān)鍵技術(shù)，并采用高可靠性的專用安全設(shè)施，最大限度地降低了風(fēng)險，盡可能將其對環(huán)境的放射性影響降至最低［2］。歐洲先進壓水堆機組增加了安全系統(tǒng)的冗余設(shè)置［3］，并采用了隔離準(zhǔn)則和多樣性原理來確保核電廠 “單一事故準(zhǔn)則”這一重要安全基石［4］。而設(shè)備鑒定是按照冗余性和多樣性設(shè)計的核安全重要設(shè)備不發(fā)生共模故障失效的有力保障［5］。本文通過設(shè)備鑒定范圍［6］、基本鑒定策略、鑒定要求的確定［7］、鑒定的執(zhí)行程序以及臺山核電廠設(shè)備鑒定的特點等幾個方面，闡述了臺山EPR核電廠設(shè)備鑒定的基本概況［8］。

1　設(shè)備鑒定范圍

設(shè)備鑒定的目的是為了驗證核安全相關(guān)設(shè)備在其設(shè)計壽期內(nèi)，在正常工況及事故工況產(chǎn)生的環(huán)境條件下，能夠執(zhí)行其安全功能［9］。而這種驗證是通過對有限數(shù)量的工況驗證來完成的，對于臺山EPR核電廠，設(shè)備鑒定需要驗證的工況條件有以下幾個［10］：

（1）設(shè)計基準(zhǔn)工況：DBC 1-4；

（2）復(fù)雜事故序列：DEC-A；

（3）嚴重事故：DEC-B；

（4）反應(yīng)堆主冷卻劑管道雙端剪切斷裂（2A-LOCA）；

（5）安全殼內(nèi)主蒸汽管道雙端剪切斷裂（2A-MSLB）。

雖然2A-LOCA、2A-MSLB已不再作為臺山EPR核電廠的設(shè)計基準(zhǔn)事故進行考慮，但在設(shè)備鑒定中通常還將其作為主要的工況條件進行考慮。在上述各工況中，執(zhí)行安全功能的系統(tǒng)在運行時所需設(shè)備都需要進行設(shè)備鑒定。為了便于識別需要進行鑒定的設(shè)備，可以通過以下條件進行判斷。當(dāng)同時滿足三個條件時，則該設(shè)備需要進行設(shè)備鑒定。

條件一：核安全相關(guān)設(shè)備 （F1、F2級）；

條件二：能動設(shè)備 （包括能動機械、電氣及儀控設(shè)備）；

條件三：需要在地震工況或事故環(huán)境條件下執(zhí)行功能的設(shè)備。

2　設(shè)備鑒定策略

在臺山EPR核電廠建造開始之前，歐洲已有在建的EPR核電機組，如芬蘭奧爾基洛托3號核電站 （OL3），法國的弗拉蒙威爾3號核電站（FA3）。為了充分利用已有設(shè)備鑒定結(jié)果，避免重復(fù)鑒定，針對臺山EPR核電廠制定了新的鑒定策略。在臺山EPR核電廠的設(shè)備鑒定中，將需要鑒定的設(shè)備劃分為一致、擴展和全新三個類別，針對不同類別的設(shè)備采用不同的鑒定策略。

（1）“一致”類設(shè)備：這類設(shè)備的鑒定已適用，因此該類設(shè)備會直接引用參考核電廠的鑒定結(jié)論；

（2）“擴展”類設(shè)備：這類設(shè)備由于鑒定條件的不完全一致、設(shè)備設(shè)計進行了部分變更等原因，導(dǎo)致其在參考核電廠的鑒定結(jié)果只有部分可以應(yīng)用于臺山EPR核電廠，因此這類設(shè)備在引用參考核電廠鑒定結(jié)果的同時，還需要進行額外的分析論證；

（3）“全新”類設(shè)備：這類設(shè)備由于進行了重大設(shè)計變更或參考核電廠沒有進行過鑒定或參考核電廠的鑒定不能包絡(luò)臺山EPR核電廠要求，因此這類設(shè)備需要進行部分或全部的鑒定。

3　鑒定文件體系

臺山EPR核電廠的鑒定策略將設(shè)備分成了一致類、擴展類和全新類三種，針對不同類別的設(shè)備需要編制的文件也存在一定差別，對于一致類、擴展類設(shè)備會引用參考核電廠的鑒定結(jié)論，需要制定鑒定大綱、鑒定評估報告和鑒定維持單三種文件；對于全新類設(shè)備則需按照RCC-E［11］標(biāo)準(zhǔn)的要求，提供完整的鑒定文件，包括標(biāo)識文件、鑒定大綱、參考文件、試驗規(guī)格書 （若有）、試驗報告 （若有）、鑒定總結(jié)報告以及鑒定維持單。

（1）鑒定大綱 （Qualification Method Note）：該文件給出設(shè)備鑒定的基本要求，并闡述將采用何種鑒定方法進行設(shè)備鑒定；

（2）鑒定評估報告 （Qualification Evaluation Report）：該文件會將分析或試驗結(jié)果與設(shè)備鑒定要求進行對比分析，并確定該設(shè)備的鑒定是否合格；

（3）鑒定維持單 （Preservation Sheet）：該文件匯集了在設(shè)備鑒定過程中的推薦實踐，以便在核電廠運行階段的設(shè)備鑒定狀態(tài)能夠得以維持。

除以上針對設(shè)備的鑒定文件，臺山EPR核電廠鑒定文件體系還包含兩份總體性文件，即設(shè)備分級清單和需鑒定設(shè)備清單。值得注意的是，需鑒定設(shè)備清單不僅明確了設(shè)備鑒定的范圍，還給出了設(shè)備應(yīng)滿足的鑒定要求，本文第5節(jié)對此進行了詳細的介紹。

4　設(shè)備鑒定執(zhí)行標(biāo)準(zhǔn)

臺山EPR核電廠的設(shè)備鑒定主要參照國際標(biāo)準(zhǔn)IEC 60780［12］執(zhí)行，由于下列三個設(shè)備鑒定實踐與此標(biāo)準(zhǔn)一致［13］，也在實際工作中參照執(zhí)行：

（1）基于NF準(zhǔn)則和RCC規(guī)范的法國實踐；

（2）基于KTA準(zhǔn)則的德國實踐；

（3）基于IEEE準(zhǔn)則的美國實踐。

對于特定設(shè)備，其鑒定程序只能是以上實踐中的某一個，并且應(yīng)完成該實踐所規(guī)定的所有步驟。換言之，不同鑒定實踐中的鑒定程序不建議混合使用，除非鑒定實踐參照的具體標(biāo)準(zhǔn)參數(shù)更為嚴格。

5　設(shè)備鑒定要求

臺山EPR核電廠設(shè)備鑒定要求包含兩部分內(nèi)容，一是設(shè)備鑒定工況條件，二是設(shè)備在此類事故工況條件下需要執(zhí)行的功能。

5.1鑒定工況條件的確定

明確設(shè)備鑒定要求，首先需確定設(shè)備執(zhí)行功能的環(huán)境條件及載荷條件，即確定設(shè)備鑒定的工況條件。在前文已經(jīng)提到，臺山EPR核電廠進行設(shè)備鑒定時需要考慮DBC、DEC-A、DEC-B以及2A-LOCA、2A-MSLB等工況，但這并不意味著所有設(shè)備都要對上述工況進行鑒定，因此需要針對特定設(shè)備確定其鑒定的工況條件。但由于設(shè)備執(zhí)行功能時間不同、安裝區(qū)域不同等因素，會造成各種設(shè)備承受的環(huán)境條件以及載荷都不盡相同，由此導(dǎo)致設(shè)備鑒定工況條件的種類和數(shù)量十分繁多，不利于設(shè)備鑒定的具體執(zhí)行。因此，減少設(shè)備鑒定工況條件的數(shù)量、確定具有一定包絡(luò)性的設(shè)備鑒定工況條件是十分必要的。為此，臺山EPR核電廠針對不同廠房制定了鑒定環(huán)境類別，將繁多的設(shè)備鑒定工況條件劃分為幾個不同的等級，并確定不同等級的包絡(luò)性環(huán)境條件，從而大大減少了環(huán)境條件的數(shù)量，使設(shè)備鑒定更具有可執(zhí)行性。

5.1.1 鑒定環(huán)境類別

鑒定環(huán)境類別是根據(jù)設(shè)備執(zhí)行功能的時間以及環(huán)境惡化程度確定的，可直接用于設(shè)備環(huán)境鑒定的環(huán)境條件。臺山EPR核電廠鑒定環(huán)境類別的確定，是從功能時間和環(huán)境惡化程度兩個維度進行的。下文以反應(yīng)堆廠房和安全廠房為例，說明安全殼內(nèi)外廠房環(huán)境類別確定的基本情況。

（1）反應(yīng)堆廠房的鑒定環(huán)境類別

按照執(zhí)行安全功能的時限，反應(yīng)堆廠房內(nèi)設(shè)備的功能時間劃分為三個等級，即短期、中期和長期。其中，短期和中期界限確定為12小時，中期與長期的界限確定為24小時。

根據(jù)反應(yīng)堆廠房內(nèi)環(huán)境條件惡化程度的不同，將其分為三類，①不經(jīng)歷惡化的壓力、溫度、濕度環(huán)境條件，僅考慮正常工況下輻照要求的工況。②經(jīng)歷惡化的壓力、溫度、濕度環(huán)境條件，但輻照水平?jīng)]有明顯變化的工況。③ 經(jīng)歷惡化的壓力、溫度、濕度環(huán)境條件以及輻照水平有明顯變化的工況。

綜上，根據(jù)設(shè)備執(zhí)行功能的時限，短期、中期和長期以及環(huán)境條件惡化程度①、②、③類，反應(yīng)堆廠房的鑒定環(huán)境條件可以分為6個類別，詳見表1。

（2）安全殼外廠房的鑒定環(huán)境類別

需要進行鑒定環(huán)境類別的確定的安全殼外廠房有安全廠房、燃料廠房、主蒸汽和給水閥間等，其鑒定環(huán)境類別的確定方法與反應(yīng)堆廠房的方法是一致的，但由于不同廠房所考慮的事故工況不同，其設(shè)備功能時間的劃分、環(huán)境條件惡化程度也有所不同，因此安全殼外不同廠房的鑒定環(huán)境類別會有一定差別。表2給出了安全廠房的鑒定環(huán)境類別。

表1　安全殼內(nèi)鑒定環(huán)境類別Table 1 Qualification environment category in the containment

表2　安全廠房的鑒定環(huán)境類別Table 2 Qualification environment category in the safety buildings

5.1.2.地震載荷

臺山EPR核電廠的設(shè)計基準(zhǔn)地震 （Design Basis Earthquake，簡稱DBE）對應(yīng)的最大地面加速度值為0.25 g，檢查地震 （Inspection Earthquake，簡稱IE）為0.05 g。所謂檢查地震，即低于該地震的等級的地震發(fā)生后，不要求對安全重要設(shè)備在連續(xù)正常運行或返修前做特別的確認或檢查。在設(shè)備的抗震鑒定中，常用的地震輸入主要有要求的響應(yīng)譜 （Required Response Spectrum，簡稱 RRS）；［14］和要求的輸入運動；［15］（Required Input Motion，簡稱RIM）。

設(shè)備鑒定所用的反應(yīng)譜也可分為兩種，一種是樓層反應(yīng)譜，適用于直接安裝在土建結(jié)構(gòu)上的設(shè)備；另一種是包絡(luò)反應(yīng)譜，多用于不與土建結(jié)構(gòu)直接相連的傳感器、閥門、設(shè)備部件等設(shè)備的鑒定，包絡(luò)譜具有裕度大、適用性強的特點，圖1為臺山核電廠使用的典型的包絡(luò)譜線。其中，S1代表運行基準(zhǔn)地震，S2代表安全停堆地震。

要求的輸入運動作為設(shè)備鑒定的輸入主要出現(xiàn)在閥門和驅(qū)動機構(gòu)的抗震鑒定中，臺山EPR核電廠閥門的抗震鑒定采用的加速度值為4g，RIM輸入曲線如圖2所示。

圖1　部件抗震反應(yīng)譜Fig.1 Seismic spectrum of the component

圖2　抗震鑒定要求的輸入運動Fig.2 RIM for seismic qualification

5.2設(shè)備功能的確定

設(shè)備鑒定要求不僅需要確定鑒定的環(huán)境條件、功能時間，還需要確定設(shè)備的具體安全功能。這些功能是設(shè)備所在系統(tǒng)在應(yīng)對事件而需要執(zhí)行的安全功能的要求。典型的設(shè)備功能要求有保持壓力邊界完整性、打開、關(guān)閉、提供信號及指示、提供過濾、提供冷卻等。

對同一設(shè)備，根據(jù)它應(yīng)保證系統(tǒng)的實際安全功能，可能存在多種功能要求。例如：對電動或氣動隔離閥，安全功能要求有：

要求一：操作功能，即關(guān)閉或開啟；

要求二：密封功能，即保持關(guān)閉；

要求三：信號功能，即保證限位開關(guān)功能正常。

另外，設(shè)備功能還應(yīng)明確設(shè)備在地震工況期間或之后所具備的能力。在臺山EPR核電廠，地震工況下設(shè)備具備的功能主要有以下四種：

（1）穩(wěn)定性 （S）：指設(shè)備不應(yīng)產(chǎn)生不可接受的傾斜、下沉、滑移或可能導(dǎo)致一些部件的損壞。設(shè)備的穩(wěn)定性依賴于其支撐的穩(wěn)定性和承載力；

（2）完整性 （I）：指設(shè)備的承壓部件抵御設(shè)計荷載的能力；

（3）功能性 （F）：指設(shè)備的承壓部件在經(jīng)受設(shè)計荷載時，可保持在限定的變形內(nèi)，其功能不因流量減小而受到削弱；

（4）可運行性 （O）：指設(shè)備及其配件 （包括支撐、電源）執(zhí)行功能和滿足安全目標(biāo)的能力。

以上四種功能中，可運行性對設(shè)備的要求最高，如果設(shè)備有在地震工況下有可運行性的要求，就意味著穩(wěn)定性、完整性、功能性也必須要滿足。

在臺山EPR核電廠，完整的設(shè)備鑒定要求已在設(shè)備鑒定清單中給出，其具體內(nèi)容見表3。

6　設(shè)備鑒定的實施

（1）設(shè)備鑒定程序

在臺山EPR核電廠，設(shè)備鑒定按照IEC60780執(zhí)行，在實際工作中可以遵循法國實踐、德國實踐或美國實踐中的任意一種執(zhí)行，但現(xiàn)有的鑒定多為按照NF、RCC標(biāo)準(zhǔn)規(guī)范鑒定的法國實踐進行，電儀設(shè)備也多為按照RCC-E鑒定程序進行的。鑒定程序的具體內(nèi)容見表4。

（2）泵閥鑒定程序

臺山EPR核電廠泵、閥的鑒定也沿用了法國鑒定實踐的基本要求，基本鑒定內(nèi)容見表5。值得注意的是泵、閥所采用的鑒定方法，在臺山EPR核廠電中，一部分泵、閥采用了類比法鑒定，而這一方法在國內(nèi)泵、閥的鑒定中比較少用，其主要原因在于國內(nèi)大量的泵、閥還處于首次研發(fā)的階段，并沒有可以類比的參考設(shè)備。在法國，泵、閥的類比法鑒定應(yīng)用已久，并且有一套成熟的類比鑒定規(guī)則可供執(zhí)行。臺山EPR核電廠泵、閥的類比鑒定，是基于法國類比鑒定規(guī)則和國外參考設(shè)備試驗結(jié)果完成的，符合法國實踐的要求，具有較高的可信度。

表3　設(shè)備鑒定內(nèi)容清單Table 3 The qualification list of equipments

表4　設(shè)備鑒定程序Table 4 The qualification procedure of the equipment

（3）嚴重事故鑒定程序

嚴重事故下設(shè)備鑒定程序一般包括三個階段，即標(biāo)準(zhǔn)鑒定、設(shè)計基準(zhǔn)事故鑒定和嚴重事故鑒定。其中標(biāo)準(zhǔn)鑒定、設(shè)計基準(zhǔn)事故鑒定是常規(guī)設(shè)備鑒定內(nèi)容，第三階段為嚴重事故鑒定程序所特有。需進行嚴重事故鑒定的設(shè)備有兩類，一類是已通過設(shè)計基準(zhǔn)事故鑒定的設(shè)備，另一類是全新的需要進行嚴重事故鑒定的設(shè)備。對已通過設(shè)計基準(zhǔn)事故鑒定的設(shè)備，需要進行嚴重事故條件下的補充鑒定。在這種情況下，可以通過一定的分析，簡化鑒定的過程。例如，當(dāng)根據(jù)設(shè)計基準(zhǔn)事故鑒定的結(jié)果分析，設(shè)備的老化對地震性能沒有直接相關(guān)性時，就可以省去在嚴重事故鑒定程序中的抗震鑒定。另外，可以分析設(shè)計基準(zhǔn)事故鑒定時輻照劑量和溫度-壓力曲線是否包絡(luò)嚴重事故的鑒定要求，如果包絡(luò)，則認為滿足嚴重事故鑒定要求，如果部分條件滿足要求，可以進行補充試驗和分析計算論證。對新研發(fā)的設(shè)備，則需要嚴格按照嚴重事故鑒定的三個階段進行。

7　設(shè)備鑒定的維持

設(shè)備鑒定實施后，設(shè)備建立了初始的合格狀態(tài)，但這不是設(shè)備鑒定的結(jié)束，還需維持設(shè)備鑒定合格狀態(tài)直至其退役，這一階段稱之為設(shè)備鑒定的維持。

與一般性的設(shè)備失效表現(xiàn)不同，在正常運行工況下，設(shè)備鑒定合格狀態(tài)即使遭到破壞，一般不會對其運行產(chǎn)生影響；設(shè)備在鑒定方面的缺陷，一般也不能通過再鑒定試驗予以發(fā)現(xiàn)。只有在事故工況下，設(shè)備鑒定方面的缺陷才會得以表現(xiàn)。因此，為了保證設(shè)備鑒定合格狀態(tài)的維持，臺山EPR核電廠針對需要鑒定的設(shè)備建立了鑒定維持單。鑒定維持單規(guī)定了源于設(shè)備在鑒定實施中所產(chǎn)生的特殊要求和建議，通過對這些要求和建議的執(zhí)行，來維持設(shè)備在安裝、運行階段的鑒定合格狀態(tài)，避免其受到維修、零部件更換、改造等因素的影響。

8　總結(jié)

臺山EPR核電廠的設(shè)備鑒定以法國鑒定體系為主，考慮了第三代核電要求的設(shè)備鑒定，是符合我國法規(guī)要求的。其主要有以下幾個特點：

（1）考慮嚴重事故下的設(shè)備鑒定

臺山EPR核電廠作為三代核電技術(shù)，在設(shè)計階段就對嚴重事故預(yù)防和緩解進行了考慮。對于在嚴重事故下需要執(zhí)行緩解功能的設(shè)備，其功能的驗證采用了設(shè)備鑒定的方式，可以有效地保障設(shè)備在嚴重事故條件下的功能。EPR機組也是首個將設(shè)備鑒定應(yīng)用到嚴重事故階段的堆型。

（2）鑒定文件體系完整

臺山EPR核電廠建立了完整的鑒定文件體系，對于一致類、擴展類設(shè)備制定了鑒定大綱、鑒定評估報告和鑒定維持單三種文件，對于全新類設(shè)備則按照RCC-E標(biāo)準(zhǔn)的要求，提供完整的鑒定文件，包括標(biāo)識文件、鑒定大綱、參考文件、試驗規(guī)格書 （若有）、試驗報告 （若有）、鑒定總結(jié)報告。

（3）提出設(shè)備鑒定維持階段的要求

為了保證設(shè)備鑒定合格狀態(tài)的維持，臺山EPR核電廠明確了設(shè)備在安裝、運行階段對設(shè)備鑒定維持的要求，并以鑒定維持單的形式固化。

（4）類比鑒定的使用

在泵、閥鑒定中使用了類比的鑒定方法，基于成熟的法國鑒定實踐和試驗結(jié)果，具有較高可信度。該方法的應(yīng)用可以縮短鑒定周期，減少不必要的試驗費用、降低設(shè)備成本。

［1］耿文行，趙月?lián)P.法國CP1-CP2系列核電機組安全重要設(shè)備分級的經(jīng)驗反饋［J］.核安全.2007（01）：46-52.

［2］劉棟，王宏印，張甬.核電廠設(shè)備鑒定的過程控制與管理［J］.核安全.2013（02）：73-77.

［3］李亮，范瑾，唐立學(xué)，等.核電廠安全級設(shè)備鑒定及技術(shù)發(fā)展的探討［J］.核安全.2015（02）：61-64.

［4］郎愛國.核電廠和緩環(huán)境、顯著老化機理與設(shè)備鑒定［J］.核安全.2006（03）：15-20.

［5］毛海耘.法國核電站設(shè)備鑒定工作的開展［J］.電力設(shè)備. 1990（05）：22-23.

［6］顧申杰.核電廠1E級電氣設(shè)備環(huán)境鑒定［J］.核安全.2005（02）：35-44.

［7］孟廣國，鄒華明，郭銀輝，等.我國核電站安全級數(shù)字化儀控系統(tǒng)設(shè)備鑒定適用標(biāo)準(zhǔn)研究［J］.自動化博覽.2015（06）：80-84.

［8］郭滿華，趙月?lián)P，黃文有.核電站核級設(shè)備鑒定過程［J］.電力設(shè)備.2008（07）：133-134.

［9］楊忠勤.核電設(shè)備嚴重事故鑒定標(biāo)準(zhǔn)建設(shè)［J］.核標(biāo)準(zhǔn)計量與質(zhì)量.2011（04）：25-27.

［10］王根生.核電廠安全重要設(shè)備環(huán)境鑒定實施方法［J］.核標(biāo)準(zhǔn)計量與質(zhì)量.2011（02）：4-7.

［11］French Society for Design and Construction Rules for Nuclear Island Components.RCC-E-2005 Construction Rules for ElectricalComponentsofNuclearislands［S］.Pairs：AFCEN，2005.

［12］International Electrotechnical Commission.IEC 60780-1998 Nuclear Power Plants Electrical Equipment of the Safety System Qualification［S］.Britain：IEC，1998.

［13］邱建文，張麗芹，王健.歐美核電廠安全級電氣設(shè)備鑒定標(biāo)準(zhǔn)比較［J］.儀器儀表用戶.2013（06）：67-69.

［14］IEEE Power Engineering Society.IEEE 344-2004 Recommended Practice for Seismic Qualification of Class 1E Equipment for Nuclear Power Generating Stations［S］.Washington DC：IEEE Power Engineering Society，2004.

［15］IEEE Power Engineering Society.IEEE 382-2006 IEEE Standard for Qualification of Safety-Related Actuators for Nuclear Power Generating Stations［S］.Washington DC：IEEE Power Engineering Society，2004.

The Overview of Equipment Qualification in TaiShan EPR Plant

YIN Yong，WANG Chao，ZHU He
（China Nuclear Power Technology Research Institute，Shenzhen 518124，China）

As generation III of nuclear power unit，Tai Shan EPR nuclear power plant has a good qualification practice and established a suitable qualification strategy to reduce some unnecessary qualification activity.The plant has alsoestablished complete qualification documentation.The concept of qualification preservation and qualification preservation sheet have been induced to keep the qualification statues ongoing.The rational quantity and category of qualification condition have been determined to guarantee the feasibility of equipment qualification.Equipment qualification under severe accident has been implemented for the first time，it will guarantee the available of equipment under severe accident condition.

TaiShan nuclear power plant；equipment qualification；EPR unit

TL48

A

1672-5360（2016）03-0014-07

2016-07-12

2016-08-22

國家能源應(yīng)用技術(shù)研究及工程示范項目，項目編號 NY20140203

殷勇 （1970—），男，漢族，四川，高級工程師，現(xiàn)主要從事核電廠設(shè)備研發(fā)與設(shè)備鑒定工作