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(guò)程中碰到的難點(diǎn)和解決辦法，并介紹了審查的基本結(jié)論和核電廠擬采取的糾正行動(dòng)。
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(guó)自行設(shè)計(jì)、建造、運(yùn)行和管理的第1座原型堆核電廠，電廠設(shè)計(jì)和建造于上世紀(jì)90年代初，機(jī)組容量為310MWe，額定熱功率為966MWt，1991-12-15首次并網(wǎng)發(fā)電，至今電廠已安全穩(wěn)定運(yùn)行了10多年。按照國(guó)際經(jīng)驗(yàn)，核電廠運(yùn)行10年要做1次全面的安全審查，IAEA稱之為“運(yùn)行核電廠定期安全審查”（PeriodicSafetyReviewofOperationalNuclearPowerPlants，簡(jiǎn)稱PSR）。國(guó)家核安全局于1999年發(fā)文要求秦山核電公司對(duì)核電廠進(jìn)行一次全面的定期安全審查，該公司于1999年9月開始此項(xiàng)工作。2000-07-28，秦山核電廠首次定期安全審查大綱獲得國(guó)家核安全局批準(zhǔn)，審查進(jìn)入實(shí)施階段。2003年9月份，審查工作基本結(jié)束，審查報(bào)告提交國(guó)家核安全局評(píng)審。
按照IAEA的導(dǎo)則“SatetyGuideonPeri-odicSafetyReviewofOperationalNuclearPowerPlants”（SafetySeriesNO.50-SG-012）以及國(guó)家核安全局發(fā)布的核安全導(dǎo)則《運(yùn)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(shí)際狀態(tài)；（2）安全分析；（3）設(shè)備合格鑒定；（4）老化管理；（5）安全性能；（6）其它核電廠的經(jīng)驗(yàn)和研究成果的利用；（7）程序；（8）組織和行政管理；（9）人因；（10）應(yīng)急計(jì)劃；（11）環(huán)境影響。
本文主要對(duì)安全分析因素的審查作一比較詳細(xì)的闡述。
安全分析因素審查的目的是，在考慮了電廠的實(shí)際狀態(tài)、目前的分析方法、安全分析的標(biāo)準(zhǔn)后，對(duì)電廠的安全分析進(jìn)行審查，確定現(xiàn)有安全分析的有效性，發(fā)現(xiàn)弱項(xiàng)并確定必要的修改項(xiàng)目，有計(jì)劃有步驟地予以實(shí)施，確保隨后10年的安全穩(wěn)定運(yùn)行。
1審查采用的標(biāo)準(zhǔn)
秦山核電廠是在20世紀(jì)70年代末、80年代初設(shè)計(jì)的，當(dāng)時(shí)主要是參考美國(guó)的標(biāo)準(zhǔn)。為了使PSR使用的標(biāo)準(zhǔn)與電廠設(shè)計(jì)時(shí)所使用的標(biāo)準(zhǔn)具有連貫性，本次PSR采用的標(biāo)準(zhǔn)主要是現(xiàn)時(shí)國(guó)內(nèi)具有的美國(guó)新標(biāo)準(zhǔn)，同時(shí)也參考我國(guó)核安全法規(guī)和導(dǎo)則的規(guī)定。個(gè)別審查內(nèi)容也參考了法國(guó)和日本的標(biāo)準(zhǔn)，主要使用的法規(guī)、規(guī)范、標(biāo)準(zhǔn)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(shè)計(jì)安全規(guī)定（HAF102）（1991年）；
（3）核電廠運(yùn)行安全規(guī)定（HAF103）（1991年）；
（4）SafetyGuideonPeriodicSafetyReviewsonOperationalNuclearPlants(IAEA50-SG-012)；
（5）StandardReviewPlanfortheReviewofSafetyAnalysisReportsforNuclearPowerPlantsLWREdition（NUREG0800）（簡(jiǎn)稱SRP）（1996年4月）；
（6）安全分析報(bào)告的內(nèi)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(bào)告(FSAR)。
2審查方法
安全分析因素的審查主要包括對(duì)原有事故分析的審查、原有系統(tǒng)設(shè)計(jì)是否符合現(xiàn)時(shí)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則的審查、原先假設(shè)的運(yùn)行參數(shù)是否包括實(shí)際的運(yùn)行參數(shù)的審查和以往安全承諾落實(shí)情況的審查。審查主要按照以下方法進(jìn)行。
根據(jù)PSR安全分析因素審查的原則，確定審查依據(jù)的法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)，報(bào)國(guó)家核安全局審查確認(rèn)。
3審查范圍
該P(yáng)SR安全分析因素審查了21個(gè)安全相關(guān)系統(tǒng)，這21個(gè)系統(tǒng)是：（1）反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)；（2）化學(xué)和容積控制系統(tǒng)；（3）停堆冷卻系統(tǒng)；（4）安全注射系統(tǒng)；（5）主蒸汽系統(tǒng)；（6）反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)；（7）設(shè)備冷卻水系統(tǒng)；（8）輔助給水系統(tǒng)；（9）1E級(jí)電力系統(tǒng)；（10）輻射監(jiān)測(cè)系統(tǒng)；（11）核島通風(fēng)系統(tǒng)；（12）安全殼噴淋系統(tǒng)；（13）重要廠用水系統(tǒng)（一回路海水系統(tǒng)）；（14）安全殼隔離系統(tǒng)；（15）廢液管理系統(tǒng)；（16）廢氣管理系統(tǒng)；（17）固體廢物管理系統(tǒng)；（18）乏燃料冷卻與凈化系統(tǒng)；（19）應(yīng)急壓縮空氣系統(tǒng)；（20）安全殼消氫系統(tǒng)；（21）主給水系統(tǒng)。
該P(yáng)SR審查還進(jìn)行了單一故障準(zhǔn)則一致性評(píng)價(jià)、共模故障的措施評(píng)價(jià)、火災(zāi)危險(xiǎn)性評(píng)價(jià)、外部影響的安全性評(píng)價(jià)、安全殼分析評(píng)價(jià)、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(diǎn)和特點(diǎn)
4.1審查范圍的確定
IAEA和國(guó)家核安全局的相關(guān)導(dǎo)則都規(guī)定了安全分析因素的審查范圍和審查內(nèi)容，但核電廠的實(shí)際情況千差萬(wàn)別，具體的審查范圍要在導(dǎo)則的指導(dǎo)下，根據(jù)電廠的實(shí)際情況來(lái)確定，才能使審查收到實(shí)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(diǎn)和內(nèi)容，與設(shè)計(jì)院進(jìn)行多次研討，幾易其稿才初步確定了審查內(nèi)容。此后又提交國(guó)家核安全局審查，在吸取國(guó)家核安全局評(píng)審意見的基礎(chǔ)上再次做了調(diào)整。在審查過(guò)程中發(fā)現(xiàn)某些不足也進(jìn)行了及時(shí)調(diào)整。秦山核電廠最終確定的審查范圍同時(shí)滿足了核安全導(dǎo)則的要求和秦山核電廠的實(shí)際情況需要。
4.2審查資料的收集
秦山核電廠的設(shè)計(jì)、建造是在上世紀(jì)80年代，調(diào)試和試運(yùn)行階段是在90年代，鑒于當(dāng)時(shí)的歷史情況和條件，設(shè)計(jì)、建造、調(diào)試甚至試運(yùn)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(lái)了一定的難度。雖然在現(xiàn)場(chǎng)重新收集了一些資料，但是，某些審查結(jié)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(nèi)容中增加了對(duì)以往安全評(píng)審（包括最終安全分析報(bào)告的評(píng)審）中提出的審評(píng)問(wèn)題的落實(shí)情況的審查，審查中發(fā)現(xiàn)這些評(píng)審問(wèn)題基本上都已落實(shí)，但有個(gè)別問(wèn)題落實(shí)不完整，將在今后予以落實(shí)。
秦山核電廠PSR安全分析因素審查內(nèi)容比較全面，基本上按照IAEA導(dǎo)則和核安全導(dǎo)則的要求進(jìn)行，整個(gè)審查工作投入了88人/年，共編寫了60份審查報(bào)告，4份管理文件。審查范圍覆蓋了安全相關(guān)系統(tǒng)的符合設(shè)計(jì)準(zhǔn)則情況、事故分析、安全相關(guān)構(gòu)筑物、內(nèi)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(xiàn)的不符合項(xiàng)目及其處理原則
通過(guò)審查發(fā)現(xiàn)了50多項(xiàng)與目前法規(guī)、標(biāo)準(zhǔn)不一致的不符合項(xiàng)目。這些不符合項(xiàng)目基本上可分以下5類。
（1）第1類：由于標(biāo)準(zhǔn)、驗(yàn)收準(zhǔn)則、分析方法更新，尚需分析驗(yàn)證原設(shè)計(jì)是否符合現(xiàn)行標(biāo)準(zhǔn)要求的問(wèn)題。事故分析中的大多數(shù)不符合項(xiàng)目屬于此類問(wèn)題。
（2）第2類：由于標(biāo)準(zhǔn)、驗(yàn)收準(zhǔn)則、分析方法的更新，使一部分符合原來(lái)標(biāo)準(zhǔn)的設(shè)計(jì)不能完全符合現(xiàn)行標(biāo)準(zhǔn)。這類問(wèn)題可以通過(guò)技術(shù)改造得以解決。
（3）第3類：由于當(dāng)時(shí)設(shè)計(jì)條件和認(rèn)識(shí)的局限性，設(shè)計(jì)存在缺陷，不管是原來(lái)的標(biāo)準(zhǔn)還是現(xiàn)行標(biāo)準(zhǔn)，設(shè)計(jì)均不符合要求，這類問(wèn)題需要分析論證或?qū)嵤┘夹g(shù)改造予以解決。
（4）第4類：很難實(shí)施糾正措施的不符合項(xiàng)目，可以采取管理措施，如在運(yùn)行規(guī)程中予以考慮。
（5）第5類：由于設(shè)備采購(gòu)和制造技術(shù)條件的限制，部分設(shè)備未能滿足設(shè)計(jì)要求。這類設(shè)備應(yīng)加強(qiáng)在役檢查和定期試驗(yàn)，監(jiān)督其使用，有計(jì)劃地更換為合格產(chǎn)品。
對(duì)短期內(nèi)能進(jìn)行糾正的不符合項(xiàng)目，填寫狀態(tài)報(bào)告，納入到公司的正常管理機(jī)制。其余歸類到整個(gè)PSR糾正計(jì)劃行動(dòng)中，在尚未進(jìn)行改進(jìn)期間，考慮執(zhí)行臨時(shí)措施，以監(jiān)控和改善這些有不符合項(xiàng)目的系統(tǒng)和設(shè)備的運(yùn)行狀況。
6安全分析要素審查結(jié)論
通過(guò)對(duì)安全分析因素的全面審查，確認(rèn)絕大部分審查項(xiàng)目滿足1996年版《安全審查大綱》中所列規(guī)范和標(biāo)準(zhǔn)的要求。
經(jīng)審查確認(rèn)，秦山核電廠仍具有以下的安全特性：
（1）反應(yīng)堆在負(fù)反應(yīng)性溫度系數(shù)的條件下運(yùn)行；
（2）安全相關(guān)系統(tǒng)設(shè)計(jì)具有多重性、多樣性、獨(dú)立性，基本滿足單一故障準(zhǔn)則和符合核電廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定；
（3）化容系統(tǒng)具有控制反應(yīng)堆冷卻劑內(nèi)中子吸收劑硼的濃度，事故時(shí)緊急注硼，實(shí)現(xiàn)輔助安全停堆的功能；
（4）保護(hù)系統(tǒng)、專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)、電力系統(tǒng)等使反應(yīng)堆在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故條件下能自動(dòng)停閉和排出堆芯余熱；
（5）主控制室一旦發(fā)生火災(zāi)等重大事故，操縱人員可以撤退到應(yīng)急控制室，仍能實(shí)現(xiàn)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(yù)期瞬態(tài)事故時(shí)，能自動(dòng)停止汽輪機(jī)和啟動(dòng)輔助給水系統(tǒng)，以緩解事故；
（7）停堆冷卻系統(tǒng)即使發(fā)生單一故障，仍有能力在停堆后36h內(nèi)將反應(yīng)堆冷卻到冷停堆狀態(tài)；
（8）燃料元件、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的壓力邊界以及安全殼3道屏障滿足設(shè)計(jì)功能的要求，可防止放射性物質(zhì)外逸；
（9）在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況下，專設(shè)安全設(shè)施，如安注系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)、安全殼隔離系統(tǒng)、消氫系統(tǒng)、安全殼空氣凈化系統(tǒng)和輔助給水系統(tǒng)等能確保3道屏障的完整性、滿足驗(yàn)收準(zhǔn)則的要求，并將環(huán)境放射性后果限制在允許的限值內(nèi)；
（10）三廢處理系統(tǒng)要確保三廢排放符合《輻射防護(hù)規(guī)定》中的要求和標(biāo)準(zhǔn)，符合ALARA原則。
基于上述特點(diǎn)，秦山核電廠的現(xiàn)狀在正常運(yùn)行狀態(tài)和設(shè)計(jì)基準(zhǔn)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(jìn)入冷停堆狀態(tài)。放射性物質(zhì)向環(huán)境排放符合《輻射防護(hù)規(guī)定》。電廠的運(yùn)行不會(huì)危及公眾的安全和健康，不會(huì)給環(huán)境造成不允許的危害。
參考文獻(xiàn)
[1]IAEA.安全導(dǎo)則“SafetyGuideonPeriodicSafetyReviewsofOperationalNuclearPowerPlants(50-SG-012)”
[2]國(guó)家核安全局安全導(dǎo)則.核動(dòng)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