摘要：介紹了秦山核電廠首次定期安全審查中安全分析因素的審查方法、范圍，審查過程中碰到的難點和解決辦法，并介紹了審查的基本結論和核電廠擬采取的糾正行動。
秦山核電廠；定期安全審查；安全分析
Abstract:Thisarticleintroducesthefirstperiodicsafetyreview(PSR)ofsafetyanalysisofQinshanNuclearPowerPlant,includingthereviewingmethodologyandscope,thedifficultieswhichweremetandthemethodsonhowtodealwiththesedifficulties.Thebriefconclusionsandthecorrectivemeasureswhichwillbetakenarealsoincluded.
Keywords:QinshanNuclearPowerPlant;PeriodicSafetyReview;Safetyanalysis
秦山核電廠是我國自行設計、建造、運行和管理的第1座原型堆核電廠，電廠設計和建造于上世紀90年代初，機組容量為310MWe，額定熱功率為966MWt，1991-12-15首次并網發(fā)電，至今電廠已安全穩(wěn)定運行了10多年。按照國際經驗，核電廠運行10年要做1次全面的安全審查，IAEA稱之為“運行核電廠定期安全審查”（PeriodicSafetyReviewofOperationalNuclearPowerPlants，簡稱PSR）。國家核安全局于1999年發(fā)文要求秦山核電公司對核電廠進行一次全面的定期安全審查，該公司于1999年9月開始此項工作。2000-07-28，秦山核電廠首次定期安全審查大綱獲得國家核安全局批準，審查進入實施階段。2003年9月份，審查工作基本結束，審查報告提交國家核安全局評審。
按照IAEA的導則“SatetyGuideonPeri-odicSafetyReviewofOperationalNuclearPowerPlants”（SafetySeriesNO.50-SG-012）以及國家核安全局發(fā)布的核安全導則《運行核電廠的定期安全審查（征求意見稿）》（HAF0312）的要求，定期安全審查包括以下因素，即：（1）核電廠的實際狀態(tài)；（2）安全分析；（3）設備合格鑒定；（4）老化管理；（5）安全性能；（6）其它核電廠的經驗和研究成果的利用；（7）程序；（8）組織和行政管理；（9）人因；（10）應急計劃；（11）環(huán)境影響。
本文主要對安全分析因素的審查作一比較詳細的闡述。
安全分析因素審查的目的是，在考慮了電廠的實際狀態(tài)、目前的分析方法、安全分析的標準后，對電廠的安全分析進行審查，確定現有安全分析的有效性，發(fā)現弱項并確定必要的修改項目，有計劃有步驟地予以實施，確保隨后10年的安全穩(wěn)定運行。
1審查采用的標準
秦山核電廠是在20世紀70年代末、80年代初設計的，當時主要是參考美國的標準。為了使PSR使用的標準與電廠設計時所使用的標準具有連貫性，本次PSR采用的標準主要是現時國內具有的美國新標準，同時也參考我國核安全法規(guī)和導則的規(guī)定。個別審查內容也參考了法國和日本的標準，主要使用的法規(guī)、規(guī)范、標準和文件有：
（1）核電廠廠址選擇安全規(guī)定（HAF101）（1991年）；
（2）核電廠設計安全規(guī)定（HAF102）（1991年）；
（3）核電廠運行安全規(guī)定（HAF103）（1991年）；
（4）SafetyGuideonPeriodicSafetyReviewsonOperationalNuclearPlants(IAEA50-SG-012)；
（5）StandardReviewPlanfortheReviewofSafetyAnalysisReportsforNuclearPowerPlantsLWREdition（NUREG0800）（簡稱SRP）（1996年4月）；
（6）安全分析報告的內容和格式的規(guī)定（RG1.70）；
（7）秦山核電廠定期安全審查大綱（PSR-P-001）；
（8）秦山核電廠最終安全分析報告(FSAR)。
2審查方法
安全分析因素的審查主要包括對原有事故分析的審查、原有系統設計是否符合現時設計準則的審查、原先假設的運行參數是否包括實際的運行參數的審查和以往安全承諾落實情況的審查。審查主要按照以下方法進行。
根據PSR安全分析因素審查的原則，確定審查依據的法規(guī)和標準，報國家核安全局審查確認。
3審查范圍
該PSR安全分析因素審查了21個安全相關系統，這21個系統是：（1）反應堆冷卻劑系統；（2）化學和容積控制系統；（3）停堆冷卻系統；（4）安全注射系統；（5）主蒸汽系統；（6）反應堆保護系統；（7）設備冷卻水系統；（8）輔助給水系統；（9）1E級電力系統；（10）輻射監(jiān)測系統；（11）核島通風系統；（12）安全殼噴淋系統；（13）重要廠用水系統（一回路海水系統）；（14）安全殼隔離系統；（15）廢液管理系統；（16）廢氣管理系統；（17）固體廢物管理系統；（18）乏燃料冷卻與凈化系統；（19）應急壓縮空氣系統；（20）安全殼消氫系統；（21）主給水系統。
該PSR審查還進行了單一故障準則一致性評價、共模故障的措施評價、火災危險性評價、外部影響的安全性評價、安全殼分析評價、乏燃料冷卻功能審查、事故分析審查等。
4秦山核電廠PSR安全分析因素審查的難點和特點
4.1審查范圍的確定
IAEA和國家核安全局的相關導則都規(guī)定了安全分析因素的審查范圍和審查內容，但核電廠的實際情況千差萬別，具體的審查范圍要在導則的指導下，根據電廠的實際情況來確定，才能使審查收到實效。
秦山核電廠投入大量的精力確定安全分析因素的審查要點和內容，與設計院進行多次研討，幾易其稿才初步確定了審查內容。此后又提交國家核安全局審查，在吸取國家核安全局評審意見的基礎上再次做了調整。在審查過程中發(fā)現某些不足也進行了及時調整。秦山核電廠最終確定的審查范圍同時滿足了核安全導則的要求和秦山核電廠的實際情況需要。
4.2審查資料的收集
秦山核電廠的設計、建造是在上世紀80年代，調試和試運行階段是在90年代，鑒于當時的歷史情況和條件，設計、建造、調試甚至試運行階段的資料保存都不是十分完整，這給PSR安全分析因素的審查帶來了一定的難度。雖然在現場重新收集了一些資料，但是，某些審查結論由于資料不足而難以得出。
秦山核電廠PSR安全分析因素審查內容中增加了對以往安全評審（包括最終安全分析報告的評審）中提出的審評問題的落實情況的審查，審查中發(fā)現這些評審問題基本上都已落實，但有個別問題落實不完整，將在今后予以落實。
秦山核電廠PSR安全分析因素審查內容比較全面，基本上按照IAEA導則和核安全導則的要求進行，整個審查工作投入了88人/年，共編寫了60份審查報告，4份管理文件。審查范圍覆蓋了安全相關系統的符合設計準則情況、事故分析、安全相關構筑物、內部水淹、防火、防止飛射物等方面，基本上覆蓋了安全分析的全部范圍。
5發(fā)現的不符合項目及其處理原則
通過審查發(fā)現了50多項與目前法規(guī)、標準不一致的不符合項目。這些不符合項目基本上可分以下5類。
（1）第1類：由于標準、驗收準則、分析方法更新，尚需分析驗證原設計是否符合現行標準要求的問題。事故分析中的大多數不符合項目屬于此類問題。
（2）第2類：由于標準、驗收準則、分析方法的更新，使一部分符合原來標準的設計不能完全符合現行標準。這類問題可以通過技術改造得以解決。
（3）第3類：由于當時設計條件和認識的局限性，設計存在缺陷，不管是原來的標準還是現行標準，設計均不符合要求，這類問題需要分析論證或實施技術改造予以解決。
（4）第4類：很難實施糾正措施的不符合項目，可以采取管理措施，如在運行規(guī)程中予以考慮。
（5）第5類：由于設備采購和制造技術條件的限制，部分設備未能滿足設計要求。這類設備應加強在役檢查和定期試驗，監(jiān)督其使用，有計劃地更換為合格產品。
對短期內能進行糾正的不符合項目，填寫狀態(tài)報告，納入到公司的正常管理機制。其余歸類到整個PSR糾正計劃行動中，在尚未進行改進期間，考慮執(zhí)行臨時措施，以監(jiān)控和改善這些有不符合項目的系統和設備的運行狀況。
6安全分析要素審查結論
通過對安全分析因素的全面審查，確認絕大部分審查項目滿足1996年版《安全審查大綱》中所列規(guī)范和標準的要求。
經審查確認，秦山核電廠仍具有以下的安全特性：
（1）反應堆在負反應性溫度系數的條件下運行；
（2）安全相關系統設計具有多重性、多樣性、獨立性，基本滿足單一故障準則和符合核電廠設計安全規(guī)定；
（3）化容系統具有控制反應堆冷卻劑內中子吸收劑硼的濃度，事故時緊急注硼，實現輔助安全停堆的功能；
（4）保護系統、專設安全設施系統、電力系統等使反應堆在設計基準事故條件下能自動停閉和排出堆芯余熱；
（5）主控制室一旦發(fā)生火災等重大事故，操縱人員可以撤退到應急控制室，仍能實現安全停堆，保持在安全停堆狀態(tài)并帶出堆芯余熱；
（6）在發(fā)生未能緊急停堆的預期瞬態(tài)事故時，能自動停止汽輪機和啟動輔助給水系統，以緩解事故；
（7）停堆冷卻系統即使發(fā)生單一故障，仍有能力在停堆后36h內將反應堆冷卻到冷停堆狀態(tài)；
（8）燃料元件、反應堆冷卻劑系統的壓力邊界以及安全殼3道屏障滿足設計功能的要求，可防止放射性物質外逸；
（9）在設計基準事故工況下，專設安全設施，如安注系統、安全殼噴淋系統、安全殼隔離系統、消氫系統、安全殼空氣凈化系統和輔助給水系統等能確保3道屏障的完整性、滿足驗收準則的要求，并將環(huán)境放射性后果限制在允許的限值內；
（10）三廢處理系統要確保三廢排放符合《輻射防護規(guī)定》中的要求和標準，符合ALARA原則。
基于上述特點，秦山核電廠的現狀在正常運行狀態(tài)和設計基準事故工況下仍能確保和維持安全停堆狀態(tài)，并能夠排出堆芯余熱、進入冷停堆狀態(tài)。放射性物質向環(huán)境排放符合《輻射防護規(guī)定》。電廠的運行不會危及公眾的安全和健康，不會給環(huán)境造成不允許的危害。
參考文獻
[1]IAEA.安全導則“SafetyGuideonPeriodicSafetyReviewsofOperationalNuclearPowerPlants(50-SG-012)”
[2]國家核安全局安全導則.核動力廠定期安全審查（送審稿）
[3]秦山核電廠定期安全審查大綱（PSR-P-001）
[4]秦山一期定期安全審查安全分析審查程序