核電廠延壽審查對象范圍的探討

周博　陳佳卉

摘要 《<核電廠運行許可證>有效期限延續(xù)的技術(shù)政策（試行）》規(guī)定了界定延壽審查范圍的基本原則，電廠需依據(jù)該原則的要求，結(jié)合電廠的實際情況，制定具體的審查范圍界定方法。本文通過對技術(shù)政策的消化理解，結(jié)合國際核電廠許可證延續(xù)的實踐經(jīng)驗，提出了通用的核電廠延壽審查范圍界定方法，可供國內(nèi)核電廠延壽審查參考。

關(guān)鍵詞 核電廠延壽審查范圍

核電廠延壽在國際上已有很多成功實施的經(jīng)驗，且已經(jīng)建立了較為完善的技術(shù)支撐體系以及與之相適應(yīng)的法規(guī)標準體系。截至2016年底，美國核管會已批準了82座核電機組的延壽申請，正在審查18座機組的延壽申請，預(yù)計未來還會有8座核電機組提出延壽申請；其它核電發(fā)達國家，如西班牙、韓國、日本和匈牙利等國已批準了若干核電機組的延壽申請。我國的秦山核電一期和大亞灣核電機組即將正面臨延壽問題。

一、技術(shù)政策的要求

2015年底國家核安全局頒布了《<核電廠運行許可證>有效期限延續(xù)的技術(shù)政策（試行）》，用以指導(dǎo)國內(nèi)核電廠的延壽工作。根據(jù)《技術(shù)政策》的規(guī)定，界定延壽審查的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件范圍的原則如下：

原則1：《核電廠最終安全分析報告》中所描述的執(zhí)行控制反應(yīng)性、排出堆芯熱量，以及包容放射性物質(zhì)和控制運行排放，限制事故釋放幾項基本安全功能的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件；

原則2：其故障可能影響上述構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件執(zhí)行功能的核電廠其他構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件；

原則3：《核電廠最終安全分析報告》中所描述的防火設(shè)計、火災(zāi)探測和滅火系統(tǒng)；

原則4：《核電廠最終安全分析報告》中所描述的超設(shè)計基準事故的預(yù)防或緩解設(shè)施；

原則5：未納入《核電廠最終安全分析報告》，但經(jīng)國家核安全局批準或國家核安全局所要求的改進項中涉及上述范圍的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件。

二、延壽審查范圍界定方法

根據(jù)《技術(shù)政策》提供的原則，結(jié)合國際核電廠的實踐經(jīng)驗，延壽審查的范圍界定解讀如下：

（一）原則1

原則1中的幾項基本安全功能與HAFl02規(guī)定的核電廠設(shè)計中總的安全要求是一致的。按照HADl02/03的規(guī)定，具有上述基本安全功能的設(shè)備為核安全級設(shè)備。電廠已按照HADl02/03的規(guī)定，對所有設(shè)備按其對安全的重要程度進行了分級。其中，機械設(shè)備分為核安全1級、核安全2級、核安全3級和非核安全級，電儀設(shè)備分為1E級和非1E級，構(gòu)筑物分為核安全級和非核安全級。其中核安全級的設(shè)備和構(gòu)筑物屬于延壽審查的范圍。

（二）原則2

原則2包含的設(shè)備為支持核安全級設(shè)備執(zhí)行其預(yù)期功能或其失效會影響安全級設(shè)備執(zhí)行其預(yù)期功能的非核安全級設(shè)備，NEl95-10附錄F給出了開展此項原則范圍篩選的指導(dǎo)方法，滿足原則2要求的非核安全級設(shè)備可采用3種篩選方法：

核電廠最終安全分析報告分析的事件中涉及非核安全級的設(shè)備；

直接連接到核安全級設(shè)備的非核安全級設(shè)備；

未直接連接到核安全級設(shè)備的非核安全級設(shè)備。

1.核電廠最終安全分析報告分析的事件中涉及非核安全級的設(shè)備。各核電廠最終安全分析報告中包含的事件類別有所不同，但是通常包含以下類別：

（1）飛射物撞擊。盡管電廠的設(shè)計中通常采用了很多措施來防止飛射物的產(chǎn)生，但出于保守考慮，還是會假設(shè)了若干飛射物進行分析。典型的假想的飛射物源包括：內(nèi)部飛射物（安全殼內(nèi)和安全殼外）、汽輪機飛射物等。典型的飛射物防護措施有隔室設(shè)計、屏障設(shè)計、空間隔離設(shè)計等，相應(yīng)的防飛射物屏障有屋頂、鋼平臺、蓋板、混凝土隔墻等，這些防護措施屬于延壽審查的范圍。

（2）重物墜落。核電廠利用吊車來支持運行和維修，當(dāng)搬運重物從核安全級設(shè)備上方通過、搬運乏燃料或堆芯燃料時，如果吊車或負載墜落，引起乏燃料損壞釋放出的放射性物質(zhì)可能導(dǎo)致廠外劑量超過法規(guī)限制，或重物墜落可能損壞與安全停堆相關(guān)的設(shè)備，因此這些吊車應(yīng)納入審查范圍。

（3）防水淹。電廠防水淹包括防外部水淹和防內(nèi)部水淹。外部水淹主要指的是海潮、降雨等外部因素引起的水淹事件，內(nèi)部水淹指的是假想的管道破裂、容器或部件損壞、安全殼噴淋、消防系統(tǒng)噴灑、操作錯誤或系統(tǒng)誤導(dǎo)動作等內(nèi)部因素造成流體異常流入廠房和積聚而引起的水淹事件。

（4）高能管道破裂（HELB）。高能管線破裂屏障指的是保護核安全級設(shè)備免受HELB影響的物理屏障，識別HELB屏障的關(guān)鍵在于明確高能管線的清單和分布及其防護措施。HELB防護措施有三類：采用足夠的距離隔離或用構(gòu)筑物隔離，口采用房間/隔室進行包容，口以及在前兩種防護措施無法實施的情況下安裝管道防甩擊裝置。相應(yīng)的典型HELB屏障有隔墻、地板、管道防甩器等。

2.直接連接到核安全級設(shè)備的非核安全級設(shè)備。對于與核安全級設(shè)備直接相連的非核安全級設(shè)備（通常是管道系統(tǒng)），從核安全級SSC開始，經(jīng)過安全，非安全交界面直到第一道抗震或等效錨固件的非核安全管道系統(tǒng)及其支撐，應(yīng)納入審查范圍。

抗震錨固件是指確保將力和力矩限制在三個正交方向的裝置或構(gòu)筑物。等效錨固可能是大型設(shè)備（例如，熱交換器）或一系列的支撐，這些支撐作為電廠管道系統(tǒng)設(shè)計分析的一部分，以確保將力和力矩限制在三個正交方向。

未直接連接到核安全級設(shè)備的非核安全級設(shè)備。對于與核安全級設(shè)備不直接相連或第一道等效錨固點之外的非核安全級設(shè)備，如果其故障會阻礙核安全級設(shè)備實現(xiàn)預(yù)期功能，則屬于審查范圍。

這種情況下，設(shè)備之間構(gòu)成威脅的形式主要有：管道甩擊、破口射流、噴淋、抗震失效、水淹、飛射物、重物墜落等。對于這些設(shè)備，按照最終安全分析報告的典型事件分析原則已識別出了部分設(shè)備，為保證將所有的非核安全級但失效會影響安全功能的設(shè)備都納入審查范圍，本部分通過現(xiàn)場踏勘的方式對篩選結(jié)果進行補充。通過現(xiàn)場踏勘確定的空間位置關(guān)系，分析潛在的危害類別，將防護措施或危害物來源納入延壽審查范圍。

（三）原則3

防火設(shè)計、火災(zāi)探測和滅火系統(tǒng)中需納入范圍篩選結(jié)果的設(shè)備包括以下3類：防火屏障（防火墻、天花板、地板）、防火門、防火封堵和消防水池等；安全重要設(shè)備所在區(qū)域的火災(zāi)探測系統(tǒng)；消防供水管線及安全重要設(shè)備所在區(qū)域的滅火系統(tǒng)。

如果上述這些設(shè)備失效不影響安全重要設(shè)備實現(xiàn)預(yù)期功能，且不會造成放射性物質(zhì)外泄，那么這些設(shè)備不屬于審查范圍。

（四）原則4

最終安全分析報告中包含的超設(shè)計基準事故各電廠有所不同，但通常包含未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)和全廠斷電。

未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)（ATWS）是一種假想的低概率運行瞬態(tài)。在發(fā)生預(yù)計瞬態(tài)過程中需要反應(yīng)堆緊急停堆時而不能實現(xiàn)反應(yīng)堆緊急停堆。根據(jù)預(yù)期功能分析，用于降低ATWS發(fā)生概率和限制ATWS事故后果的設(shè)備應(yīng)納入審查范圍。

全廠斷電意味著核電站失去所有廠內(nèi)和廠外交流電源，即失去全部廠外電源同時發(fā)生汽機脫扣和廠內(nèi)應(yīng)急電力系統(tǒng)（指應(yīng)急柴油發(fā)電機全部失效）不可用。NUREG-1800要求在全廠斷電事件中，“應(yīng)對”和“恢復(fù)”階段需執(zhí)行預(yù)期功能的設(shè)備，以及將電廠與廠外電源連接的電力系統(tǒng)都屬于審查范圍。

（五）原則5

國家核安全局批準或要求的改進項主要為核安全的改進項，在當(dāng)前的最終安全分析報告通常已將核安全局要求的改進項納入其中，只有電廠正在實施且還未完成的改進項尚未納入最終安全分析報告，在延壽審查時，需要將這些改進項納入審查范圍。

三、結(jié)語

本文基于《<核電廠運行許可證>有效期限延續(xù)的技術(shù)政策》的原則要求，消化吸收國外核電廠延壽審查范圍界定的實踐經(jīng)驗，制定了依據(jù)《技術(shù)政策》實施延壽審查范圍界定的方法，對國內(nèi)核電廠界定延壽審查范圍具有借鑒意義。endprint