秦山核电厂安全分析因素的定期安全审查
The Periodic Safety Review of Safety Analysis of Qinshan Nuclear Power Plant
徐士明 吴美景
（秦山
核电公司，浙江 海盐 314300）
介绍了秦山核电厂首次定期安全审查中安全分析因素的审查方法、范围，审查过程中碰到的难点和解决办法，并介绍了审查的基本结论和核电厂拟采取的纠正行动。
秦山核电厂；定期安全审查；安全分析
Abstract: This article introduces the first periodic safety review (PSR) of safety analysis of Qinshan Nuclear Power Plant, including the reviewing methodology and scope, the difficulties which were met and the methods on how to deal with these difficulties. The brief conclusions and the corrective measures which will be taken are also included.
Key words: Qinshan Nuclear Power Plant; Periodic Safety Review; Safety analysis
秦山核电厂是我国自行设计、建造、运行和管理的第1座原型堆核电厂，电厂设计和建造于上世纪90年代初，机组容量为310MWe，额定热功率为966MWt，1991-12-15首次并网发电，至今电厂已安全稳定运行了10多年。按照国际经验，核电厂运行10年要做1次全面的安全审查，IAEA称之为“运行核电厂定期安全审查”（Periodic Safety Review of Operational Nuclear Power Plants，简称PSR）。国家
核安全局于1999年发文要求秦山核电公司对核电厂进行一次全面的定期安全审查，该公司于1999年9月开始此项工作。2000-07-28，秦山核电厂首次定期安全审查大纲获得国家核安全局批准，审查进入实施阶段。2003年9月份，审查工作基本结束，审查报告提交国家核安全局评审。
按照IAEA的导则“Satety Guide on Peri-odic Safety Review of Operational Nuclear Power Plants”（Safety Series NO.50-SG-012） 以及国家核安全局发布的核安全导则《运行核电厂的定期安全审查（征求意见稿）》（HAF0312）的要求，定期安全审查包括以下因素，即：（1）核电厂的实际状态；（2）安全分析；（3）设备合格鉴定；（4）老化管理；（5）安全性能；（6）其它核电厂的经验和研究成果的利用；（7）程序；（8）组织和行政管理；（9）人因；（10）应急计划；（11）环境影响。
本文主要对安全分析因素的审查作一比较详细的阐述。
安全分析因素审查的目的是，在考虑了电厂的实际状态、目前的分析方法、安全分析的标准后，对电厂的安全分析进行审查，确定现有安全分析的有效性，发现弱项并确定必要的修改
项目，有计划有步骤地予以实施，确保随后10年的安全稳定运行。
1 审查采用的标准
秦山核电厂是在20世纪70年代末、80年代初设计的，当时主要是参考美国的标准。为了使PSR使用的标准与电厂设计时所使用的标准具有连贯性，本次PSR采用的标准主要是现时国内具有的美国新标准，同时也参考我
国核安全法规和导则的规定。个别审查内容也参考了法国和日本的标准，主要使用的法规、规范、标准和文件有：
（1）核电厂厂址选择安全规定（HAF 101）（1991年）；
（2）核电厂设计安全规定（HAF 102）（1991年）；
（3）核电厂运行安全规定（HAF 103）（1991年）；
（4）Safety Guide on Periodic Safety Reviews on Operational Nuclear Plants (IAEA 50-SG-012)；
（5）Standard Review Plan for the Review of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants LWR Edition（NUREG 0800）（简称SRP）（1996年4月）；
（6）安全分析报告的内容和格式的规定 （RG 1.70）；
（7）秦山核电厂定期安全审查大纲（PSR-P-001）；
（8）秦山核电厂最终安全分析报告(FSAR)。
2 审查方法
安全分析因素的审查主要包括对原有事故分析的审查、原有系统设计是否符合现时设计准则的审查、原先假设的运行参数是否包括实际的运行参数的审查和以往安全承诺落实情况的审查。审查主要按照以下方法进行。
（1）根据PSR安全分析因素审查的原则，确定审查依据的法规和标准，报国家核安全局审查确认。
3 审查范围
该PSR安全分析因素审查的要点和审查内容见表1。
该PSR安全分析因素审查了21个安全相关系统，这21个系统是：（1）反应堆冷却剂系统；（2）化学和容积控制系统；（3）停堆冷却系统；（4）安全注射系统；（5）主蒸汽系统；（6）反应堆保护系统；（7）设备冷却水系统；（8）辅助给水系统；（9）1E级电力系统；（10）辐射监测系统；（11）核岛通风系统；（12）安全壳喷淋系统；（13）重要厂用水系统（一回路海水系统）；（14）安全壳隔离系统；（15）废液管理系统；（16）废气管理系统；（17）固体废物管理系统；（18）乏燃料冷却与净化系统；（19）应急压缩空气系统；（20）安全壳消氢系统；（21）主给水系统。
该PSR审查还进行了单一故障准则一致性评价、共模故障的措施评价、火灾危险性评价、外部影响的安全性评价、安全壳分析评价、乏燃料冷却功能审查、事故分析审查等。
4 秦山核电厂PSR安全分析因素审查的难点和特点
4.1 审查范围的确定
IAEA和国家核安全局的相关导则都规定了安全分析因素的审查范围和审查内容，但核电厂的实际情况千差万别，具体的审查范围要在导则的指导下，根据电厂的实际情况来确定，才能使审查收到实效。
秦山核电厂投入大量的精力确定安全分析因素的审查要点和内容，与设计院进行多次研讨，几易其稿才初步确定了审查内容。此后又提交国家核安全局审查，在吸取国家核安全局评审意见的基础上再次做了调整。在审查过程中发现某些不足也进行了及时调整。秦山核电厂最终确定的审查范围同时满足了核安全导则的要求和秦山核电厂的实际情况需要。
4.2 审查资料的收集
秦山核电厂的设计、建造是在上世纪80年代，调试和试运行阶段是在90年代，鉴于当时的历史情况和条件，设计、建造、调试甚至试运行阶段的资料保存都不是十分完整，这给PSR安全分析因素的审查带来了一定的难度。虽然在现场重新收集了一些资料，但是，某些审查结论由于资料不足而难以得出。
秦山核电厂PSR安全分析因素审查内容中增加了对以往安全评审（包括最终安全分析报告的评审）中提出的审评问题的落实情况的审查，审查中发现这些评审问题基本上都已落实，但有个别问题落实不完整，将在今后予以落实。
秦山核电厂PSR安全分析因素审查内容比较全面，基本上按照IAEA导则和核安全导则的要求进行，整个审查工作投入了88人 年，共编写了60份审查报告，4份管理文件。审查范围覆盖了安全相关系统的符合设计准则情况、事故分析、安全相关构筑物、内部水淹、防火、防止飞射物等方面，基本上覆盖了安全分析的全部范围。
5 发现的不符合项目及其处理原则
通过审查发现了50多项与目前法规、标准不一致的不符合项目。这些不符合项目基本上可分以下5类。
（1）第1类：由于标准、验收准则、分析方法更新，尚需分析验证原设计是否符合现行标准要求的问题。事故分析中的大多数不符合项目属于此类问题。
（2）第2类：由于标准、验收准则、分析方法
的更新，使一部分符合原来标准的设计不能完全符合现行标准。这类问题可以通过技术改造得以解决。
（3）第3类：由于当时设计条件和认识的局限
性，设计存在缺陷，不管是原来的标准还是现行标准，设计均不符合要求，这类问题需要分析论证或实施技术改造予以解决。
（4）第4类：很难实施纠正措施的不符合项目，可以采取管理措施，如在运行规程中予以考虑。
（5）第5类：由于设备采购和制造技术条件的
限制，部分设备未能满足设计要求。这类设备应加强
在役检查和定期试验，监督其使用，有计划地更换为合格产品。
对短期内能进行纠正的不符合项目，填写状态报告，纳入到公司的正常管理机制。其余归类到整个PSR纠正计划行动中，在尚未进行改进期间，考虑执行临时措施，以监控和改善这些有不符合项目的系统和设备的运行状况。
6 安全分析要素审查结论
通过对安全分析因素的全面审查，确认绝大部分审查项目满足1996年版《安全审查大纲》中所列规范和标准的要求。
经审查确认，秦山核电厂仍具有以下的安全特性：
（1）反应堆在负反应性温度系数的条件下运行；
（2）安全相关系统设计具有多重性、多样性、独立性，基本满足单一故障准则和符合核电厂设计安全规定；
（3）化容系统具有控制反应堆冷却剂内中子吸收剂硼的浓度，事故时紧急注硼，实现辅助安全停堆的功能；
（4）保护系统、专设安全设施系统、电力系统等使反应堆在设计基准事故条件下能自动停闭和排出堆芯余热；
（5）主控制室一旦发生火灾等重大事故，操纵人员可以撤退到应急控制室，仍能实现安全停堆，保持在安全停堆状态并带出堆芯余热；
（6）在发生未能紧急停堆的预期瞬态事故时，能自动停止汽轮机和启动辅助给水系统，以缓解事故；
（7）停堆冷却系统即使发生单一故障，仍有能力在停堆后36h内将反应堆冷却到冷停堆状态；
（8）燃料元件、反应堆冷却剂系统的压力边界以及安全壳3道屏障满足设计功能的要求，可防止放射性物质外逸；
（9）在设计基准事故工况下，专设安全设施，如安注系统、安全壳喷淋系统、安全壳隔离系统、消氢系统、安全壳空气净化系统和辅助给水系统等能确保3道屏障的完整性、满足验收准则的要求，并将环境放射性后果限制在允许的限值内；
（10）三废处理系统要确保三废排放符合《辐射防护规定》中的要求和标准，符合ALARA原则。
基于上述特点，秦山核电厂的现状在正常运行状态和设计基准事故工况下仍能确保和维持安全停堆状态，并能够排出堆芯余热、进入冷停堆状态。放射性物质向环境排放符合《辐射防护规定》。电厂的运行不会危及公众的安全和健康，不会给环境造成不允许的危害。
参考文献
[1] IAEA. 安全导则“Safety Guide on Periodic Safety Reviews of Operational Nuclear Power Plants (50-SG-012) ”
[2] 国家核安全局安全导则.核动力厂定期安全审查（送审稿）
[3] 秦山核电厂定期安全审查大纲（PSR-P-001）
[4] 秦山一期定期安全审查安全分析审查程序
你可能只是这世界的一个人，但对于某个人来说，你就是世界的全部
发表于 2010-9-14 23:21:08