非能動(dòng)核電廠非安全系統(tǒng)實(shí)施監(jiān)管時(shí)的若干問題

非能動(dòng)核電廠非安全系統(tǒng)實(shí)施監(jiān)管時(shí)的若干問題劉宇;崔賀鋒;龐宗柱;孫造占【摘要】美國(guó)核管會(huì)(U.S.NuclearRegulatoryCommission,簡(jiǎn)稱NRC)在對(duì)非能動(dòng)核電廠AP600和AP1000進(jìn)行安全審查過程中，提出對(duì)非安全系統(tǒng)監(jiān)管(RegulatoryTreat-mentofNon-SafetySystem,簡(jiǎn)稱RTNSS)的安全要求，這是NRC對(duì)非能動(dòng)核電廠監(jiān)管的重要特點(diǎn)之一?本文介紹了NRC提出RTNSS的歷程、監(jiān)管要求和實(shí)施程序,并研究了我國(guó)非能動(dòng)核電廠的非安全相關(guān)構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的監(jiān)管方面可能存在的問題，最后對(duì)于RTNSS相關(guān)安全要求與我國(guó)最新發(fā)布的核安全法規(guī)的一致性,作了評(píng)估說明.期刊名稱】《核安全》年(卷),期】2018(017)002【總頁(yè)數(shù)】8頁(yè)(P18-25)【關(guān)鍵詞】核電廠;非能動(dòng)安全;監(jiān)管;非安全相關(guān)系統(tǒng)監(jiān)管【作者】劉宇;崔賀鋒;龐宗柱;孫造占【作者單位】環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心,北京100082;環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心,北京100082;環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心,北京100082;環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心,北京100082正文語(yǔ)種】中文中圖分類】TL364美國(guó)西屋公司設(shè)計(jì)開發(fā)的AP600、AP1000是典型的非能動(dòng)先進(jìn)輕水堆(AdvancedLight-WaterReactor，簡(jiǎn)稱ALWR)核電廠，我國(guó)自引進(jìn)AP1000技術(shù)以來，除了在三門核電一期工程和海陽(yáng)核電一期工程建造四臺(tái)AP1000核電機(jī)組作為依托項(xiàng)目外，又在消化和吸收基礎(chǔ)上開發(fā)了CAP1000，以及通過再創(chuàng)新設(shè)計(jì)開發(fā)的CAP1400型號(hào)，這些都屬于非能動(dòng)安全反應(yīng)堆。與傳統(tǒng)壓水堆(Pressurized-WaterReactor，簡(jiǎn)稱PWR)相比，非能動(dòng)安全反應(yīng)堆依靠非能動(dòng)安全系統(tǒng)緩解核電廠設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，屬于革新型反應(yīng)堆。這些非能動(dòng)安全系統(tǒng)主要依靠自然力量，如：密度差、重力及蓄能等，為堆芯和安全殼冷卻提供水源，而不是依靠電力驅(qū)動(dòng)的泵、電動(dòng)閥等能動(dòng)設(shè)備。非能動(dòng)安全反應(yīng)堆的能動(dòng)系統(tǒng)均被設(shè)計(jì)成非安全級(jí)的，安全分析中也不被采信用于緩解設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，除非這些系統(tǒng)的投運(yùn)使事故的后果更加嚴(yán)重［1］。圖1所示的AP1000核電廠中的非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)就是典型的非能動(dòng)安全系統(tǒng)。圖1AP1000非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)Fig.1AP1000passivecontainmentcoolingsystem盡管非能動(dòng)安全系統(tǒng)不依賴動(dòng)力電源驅(qū)動(dòng)，而且具有很高的可靠性，但由于非能動(dòng)安全系統(tǒng)還缺乏運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)、非能動(dòng)現(xiàn)象的不確定性以及非能動(dòng)安全系統(tǒng)的低驅(qū)動(dòng)壓頭，NRC在審查核電廠安全過程中強(qiáng)調(diào)了那些為反應(yīng)堆冷卻劑補(bǔ)充和余熱排出提供縱深防御功能的非安全系統(tǒng)的重要性。為了保證這些重要的非安全相關(guān)構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件(Structure,SystemandComponent，簡(jiǎn)稱SSC)的可用性和可靠性，NRC通過總結(jié)AP600和AP1000審評(píng)實(shí)踐經(jīng)驗(yàn)，提出了RTNSS程序和要求。我國(guó)國(guó)家核安全局對(duì)非能動(dòng)核電廠進(jìn)行安全監(jiān)管的過程中，為保證非能動(dòng)核電廠的安全水平，也應(yīng)該在我國(guó)核安全監(jiān)管框架體系內(nèi)對(duì)非能動(dòng)核電廠中重要的非安全相關(guān)SSC提出監(jiān)管要求，以確保這些SSC的可用性和可靠性。1美國(guó)NRC提出RTNSS1.1提出RTNSS的背景與目前運(yùn)行的傳統(tǒng)輕水堆(LWR)或改進(jìn)型先進(jìn)輕水堆(ALWR)不同，非能動(dòng)ALWR(如：AP600、AP1000等)設(shè)計(jì)采用了非能動(dòng)安全系統(tǒng)。對(duì)于非能動(dòng)ALWR的能動(dòng)系統(tǒng)，除一些提供安全相關(guān)隔離功能如安全殼隔離系統(tǒng)的有限部分外，其余均設(shè)計(jì)成非安全級(jí)系統(tǒng)。由于一些非能動(dòng)安全系統(tǒng)的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)比較有限、非能動(dòng)安全系統(tǒng)的驅(qū)動(dòng)力較低、設(shè)計(jì)過程中沒有驗(yàn)證非能動(dòng)特征的所有方面以及非能動(dòng)安全系統(tǒng)性能存在的不確定性等原因，對(duì)非能動(dòng)系統(tǒng)提供縱深防御功能的能動(dòng)系統(tǒng)，其重要性應(yīng)得到提高。因此，美國(guó)NRC和美國(guó)電力研究院開發(fā)了一個(gè)對(duì)非能動(dòng)ALWR設(shè)計(jì)中哪些能動(dòng)系統(tǒng)需要監(jiān)管的程序。NRC審評(píng)人員不要求這些能動(dòng)系統(tǒng)滿足所有安全相關(guān)的標(biāo)準(zhǔn)，但應(yīng)具有一個(gè)高的置信水平，在需要時(shí)保證承擔(dān)重要安全功能的能動(dòng)系統(tǒng)是可用的。RTNSS提出過程N(yùn)RC提出RTNSS的過程簡(jiǎn)要總結(jié)見表1。表1RTNSS提出的過程Table1ProcessofRTNSSdevelopment時(shí)間節(jié)點(diǎn)主要進(jìn)展1989年8月NRC審評(píng)人員識(shí)別出8個(gè)與RTNSS相關(guān)的技術(shù)與政策問題，并認(rèn)為這些問題是支撐委員會(huì)對(duì)ALWR設(shè)計(jì)可接受性做出評(píng)價(jià)的基礎(chǔ)1990年12月NRC審評(píng)人員在SECY-90-406中作為對(duì)非能動(dòng)安全設(shè)計(jì)發(fā)現(xiàn)的技術(shù)問題，列出了這些非安全級(jí)能動(dòng)系統(tǒng)承擔(dān)的功能1993年4月NRC在文件SECY-93-087“政策、技術(shù)和執(zhí)照問題,有關(guān)改進(jìn)型和先進(jìn)輕水堆設(shè)計(jì)”中討論了RTNSS問題，并聲明建議在一份專門的委員會(huì)文件中說明該問題的立場(chǎng)[2]1994年3月NRC審評(píng)人員就RTNSS問題與各相關(guān)方達(dá)成共識(shí)，并將SECY-94-084"非能動(dòng)核電廠設(shè)計(jì)中RTNSS相關(guān)的政策與技術(shù)問題”提交委員會(huì)，請(qǐng)求委員會(huì)批準(zhǔn)文件中相關(guān)的審評(píng)人員立場(chǎng)[3]1995年5月NRC發(fā)布了SECY-95-132,充分反映委員會(huì)對(duì)SECY-94-084的審查情況和評(píng)論，進(jìn)一步明確了審評(píng)人員對(duì)RTNSS相關(guān)問題的立場(chǎng),并規(guī)定了RTNSS的范圍、接受準(zhǔn)則以及實(shí)施過程中具體步驟［4］2014年6月NRC發(fā)布了標(biāo)準(zhǔn)審查大綱(StandardReviewPlan,簡(jiǎn)稱SRP)19.3節(jié)［5］,對(duì)非能動(dòng)核電廠RTNSS在范圍、準(zhǔn)則和方法等方面的要求進(jìn)行了補(bǔ)充與完善,并系統(tǒng)地提出審評(píng)人員在實(shí)施RTNSS過程中須參照的規(guī)范化要求，以單獨(dú)章節(jié)對(duì)非能動(dòng)核電廠中非安全級(jí)系統(tǒng)進(jìn)行監(jiān)管注：SECY文件是指提交給NRC委員會(huì)的有關(guān)政策、制度、決議或一般信息的文件，這些文件由委員會(huì)秘書處(OfficeoftheSecretaryoftheCommission，簡(jiǎn)稱SECY)提交并編號(hào)2RTNSS程序及驗(yàn)收準(zhǔn)則2.1實(shí)施RTNSS的程序通過系統(tǒng)總結(jié)SECY-93-087、SECY-94-084和SECY-95-132等文件提出的要求，以及NRC審評(píng)人員與工業(yè)界、研究機(jī)構(gòu)開展的廣泛討論，確定非能動(dòng)核電廠實(shí)施RTNSS的程序，包括以下五項(xiàng)要素［6］:(1)先進(jìn)輕水反應(yīng)堆用戶需求文件［7］描述了風(fēng)險(xiǎn)重要的SSC設(shè)定可靠性/可用性(R/A)任務(wù)應(yīng)采用的程序步驟，這些SSC的R/A任務(wù)須滿足監(jiān)管要求，并與NRC的安全目標(biāo)進(jìn)行比較。正如focused-PRA或確定論分析中的定義，R/A任務(wù)是能充分保證SSC完成其功能的一系列有關(guān)性能、可靠性和可用性的要求［8］。⑵在設(shè)計(jì)中應(yīng)用該程序步驟確定風(fēng)險(xiǎn)重要的SSC的R/A任務(wù)。若認(rèn)為能動(dòng)系統(tǒng)是風(fēng)險(xiǎn)重要的，NRC審查R/A任務(wù)以確定其是否充分，以及可靠性保證大綱、可用性相關(guān)的行政控制、或簡(jiǎn)化的技術(shù)規(guī)格書和運(yùn)行限值條件是否能合理地保證在運(yùn)行期間實(shí)現(xiàn)該任務(wù)。如果依靠能動(dòng)系統(tǒng)去實(shí)現(xiàn)R/A任務(wù)，應(yīng)對(duì)這些能動(dòng)系統(tǒng)提出與其風(fēng)險(xiǎn)重要性相符的設(shè)計(jì)要求。設(shè)計(jì)許可未對(duì)有風(fēng)險(xiǎn)重要的SSC的R/A任務(wù)作明確規(guī)定，而是提出了包括安全相關(guān)和非安全相關(guān)設(shè)計(jì)特征的確定性要求。2.2識(shí)別RTNSS監(jiān)管的范圍RTNSS程序適用于執(zhí)行風(fēng)險(xiǎn)重要功能的非安全相關(guān)SSC，因此這些SSC是RTNSS監(jiān)管的對(duì)象。通過表2所示的五條準(zhǔn)則來確定非安全相關(guān)SSC的范圍。表2識(shí)另0RTNSS監(jiān)管范圍的五條準(zhǔn)則Table2FivecriteriatodeterminethescopeofRTNSS準(zhǔn)則范圍準(zhǔn)則A用于應(yīng)對(duì)NRC有明確性能要求的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故,例如聯(lián)邦法規(guī)10CFR50.62中規(guī)定的緩解未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)以及10CFR50.63中規(guī)定的全廠斷電準(zhǔn)則B用于確保長(zhǎng)期安全(該“長(zhǎng)期”指:設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故發(fā)生72小時(shí)后持續(xù)四天的這一時(shí)段)和應(yīng)對(duì)地震事件準(zhǔn)則C用于在功率運(yùn)行及停堆工況下滿足美國(guó)NRC對(duì)堆芯損壞頻率小于1x10-4/堆?a及大規(guī)模釋放頻率小于1x10-6/堆?a的要求準(zhǔn)則D用于滿足在嚴(yán)重事故期間安全殼性能目標(biāo)，包括嚴(yán)重事故期間防止安全殼旁通準(zhǔn)則E用于防止在非能動(dòng)安全系統(tǒng)和能動(dòng)非安全相關(guān)SSC之間顯著的不利影響按照RTNSS程序，對(duì)非能動(dòng)核電廠風(fēng)險(xiǎn)重要的非安全相關(guān)SSC進(jìn)行識(shí)別和確定，通常采用概率論方法和確定論方法，根據(jù)上述五條準(zhǔn)則進(jìn)行識(shí)別和篩選。當(dāng)然，識(shí)別RTNSS監(jiān)管范圍時(shí)，NRC對(duì)概率風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)模型有較高的要求。RTNSS實(shí)施過程按照RTNSS程序，對(duì)非能動(dòng)核電廠安全重要的非安全相關(guān)SSC進(jìn)行監(jiān)管，一般包括三個(gè)方面的步驟：首先需對(duì)非能動(dòng)核電廠非安全相關(guān)SSC進(jìn)行篩選和識(shí)別；其次對(duì)于RTNSS監(jiān)管范圍內(nèi)的SSC建立特定的R/A任務(wù)；最后提出跟R/A任務(wù)相匹配的監(jiān)管要求。因此，總結(jié)的RTNSS程序過程，基本包括以下三個(gè)部分：?確定重要的非安全相關(guān)SSC;?建立重要的非安全相關(guān)SSC的具體的可靠性/可用性任務(wù)；?針對(duì)建立的每項(xiàng)任務(wù)提出的管理要求。根據(jù)RTNSS實(shí)施程序和執(zhí)行過程，可采用圖2描述RTNSS的實(shí)施過程。以AP1000的RTNSS分析評(píng)價(jià)為例，西屋公司通過分析評(píng)估，識(shí)別出AP1000—些非安全相關(guān)系統(tǒng)的部分物項(xiàng)屬于“RTNSS重要”物項(xiàng)，應(yīng)對(duì)這些物項(xiàng)提出附加的監(jiān)督管理?！癛TNSS重要”物項(xiàng)及系統(tǒng)見表3[9]。圖2RTNSS實(shí)施過程Fig.2ImplementationoftheRTNSSprocess表3RTNSS確定的風(fēng)險(xiǎn)重要SSC表Table3Risk-significantSSCsinthescopeofRTNSS構(gòu)筑物、系統(tǒng)、部件序列數(shù)運(yùn)行模式依據(jù)1.0儀表系統(tǒng)1.1DASATWS緩解21A,B1.2ESF驅(qū)動(dòng)2123,4,5,6(3)A2.0電廠系統(tǒng)2.1RNS11,2,3A2.2RNS-RCS開口狀態(tài)25,6(2,3)B2.3CCS-RCS開口狀態(tài)25,6(2,3)B2.4SWS-RCS開口狀態(tài)25,6(2,3)B2.5PCS補(bǔ)水-長(zhǎng)期停堆11,2,3,4,5,6D2.6MCR冷卻-長(zhǎng)期停堆11,2,3,4,5,6D2.7I&C房間冷卻-長(zhǎng)期停堆11,2,3,4,5,6D2.8氫點(diǎn)火器11,2,5,6(2,3)A3.0電氣系統(tǒng)3.1交流電源11,2,3,4,5a3.2交流電源-RCS開口狀態(tài)2(1)5,6(2,3)B3.3交流電源-長(zhǎng)期停堆11,2,3,4,5,6D3.4非1E級(jí)直流和不間斷電源21,2,3,4,5,6(3)A,C數(shù)字注釋:(1)三路交流電源(2臺(tái)備用柴油發(fā)電機(jī)和1路廠外電)中的兩路；(2)模式5,且RCS開口狀態(tài)；(3)模式6，且堆內(nèi)構(gòu)件上部就位但堆腔水位低于滿水位“依據(jù)”注釋:(A)PRA不確定性；(B)PRA始發(fā)事件頻率；(C)ATWS準(zhǔn)則；10CFR50.62；(D)72小時(shí)后行動(dòng)3我國(guó)非能動(dòng)核電廠對(duì)非安全相關(guān)SSC實(shí)施監(jiān)管需要關(guān)注的若干問題我國(guó)核安全監(jiān)管框架和法規(guī)基礎(chǔ)核安全監(jiān)管框架體系在NRC對(duì)非能動(dòng)核電廠實(shí)施RTNSS監(jiān)管過程中，無論是對(duì)RTNSS監(jiān)管對(duì)象進(jìn)行識(shí)別和篩選的準(zhǔn)則，例如準(zhǔn)則C、準(zhǔn)則D,還是對(duì)RTNSS監(jiān)管對(duì)象建立R/A任務(wù)，都是以概率安全目標(biāo)和設(shè)備性能為基礎(chǔ)。在RTNSS監(jiān)管程序中引入這些參數(shù)指標(biāo)，和NRC在核電廠安全監(jiān)管過程中逐步建立風(fēng)險(xiǎn)指引型和基于性能監(jiān)管框架密切相關(guān)。實(shí)際上，NRC采用風(fēng)險(xiǎn)指引型和基于性能核安全監(jiān)管框架，不但優(yōu)化了NRC對(duì)核電廠的安全監(jiān)管工作，而且還解決了NRC實(shí)施RTNSS監(jiān)管過程中有自相矛盾的問題。對(duì)比NRC的風(fēng)險(xiǎn)指引型和基于性能的核安全監(jiān)管框架體系，我國(guó)目前的核安全監(jiān)管框架仍然以確定論方法為主，輔以概率論方法的監(jiān)管框架體系。在我國(guó)核安全監(jiān)管框架體系下，參照NRC提出的RTNSS監(jiān)管要求，對(duì)我國(guó)非能動(dòng)核電廠中重要的非安全相關(guān)系統(tǒng)實(shí)施安全監(jiān)管，在操作層面上存在一定的困難。比如：我國(guó)目前的核安全監(jiān)管框架體系中，雖然也確立了衡量核電廠安全性的概率安全目標(biāo)，但并沒有直接用于核安全監(jiān)管活動(dòng)，而且核安全監(jiān)管活動(dòng)中也沒有采用基于風(fēng)險(xiǎn)的方法；我國(guó)核安全監(jiān)管中并沒有關(guān)于可靠性和可用性的設(shè)備性能指標(biāo)的要求，以及基于風(fēng)險(xiǎn)確定的安全性能指標(biāo)。缺少相關(guān)政策性文件我國(guó)在對(duì)AP1000依托項(xiàng)目和CAP1400安全審評(píng)過程中，考慮到核安全法規(guī)主要適用于傳統(tǒng)的壓水堆核電廠，國(guó)家核安全局編制了《AP1000自主化依托項(xiàng)目安全審評(píng)的技術(shù)見解》和《CAP1400示范工程若干審評(píng)問題的技術(shù)見解》兩份監(jiān)管要求技術(shù)文件，指導(dǎo)核安全審評(píng)工作。兩份文件中雖規(guī)定可以參考美國(guó)適用于非能動(dòng)核電廠的法規(guī)、技術(shù)文件等可作為審評(píng)依據(jù)，而且涉及到RTNSS相關(guān)SSC的設(shè)計(jì)，如：安全分級(jí)、抗震設(shè)計(jì)以及可用性要求，但并沒有系統(tǒng)地把針對(duì)非能動(dòng)核電廠重要的非安全相關(guān)SSC的監(jiān)管要求納入到我國(guó)核安全監(jiān)管范疇。對(duì)比NRC對(duì)非能動(dòng)核電廠的監(jiān)管要求和編制發(fā)布的技術(shù)見解文件，我國(guó)核安全法規(guī)中尚缺少對(duì)非能動(dòng)核電廠重要的非安全相關(guān)系統(tǒng)的系統(tǒng)性監(jiān)管要求。因此，國(guó)家核安全局對(duì)非能動(dòng)核電廠重要的非安全相關(guān)系統(tǒng)實(shí)施監(jiān)管中，需考慮系統(tǒng)地提出相關(guān)監(jiān)管要求，不論在法規(guī)中進(jìn)行明確，或者編制發(fā)布相關(guān)的技術(shù)見解等政策性文件進(jìn)行規(guī)定，都可以作為實(shí)施對(duì)非能動(dòng)核電廠重要非安全相關(guān)SSC監(jiān)管的基礎(chǔ)。導(dǎo)則、規(guī)范文件的支持用于指導(dǎo)或支持NRC審評(píng)人員對(duì)非能動(dòng)核電廠重要的非安全相關(guān)SSC實(shí)施RTNSS監(jiān)管的導(dǎo)則、規(guī)范的文件，主要包括：監(jiān)管導(dǎo)則RG1.26、RG1.206［10］、標(biāo)準(zhǔn)審查大綱SRP19.3和17.5節(jié)［11］。同時(shí)這些文件也指導(dǎo)申請(qǐng)者執(zhí)行或落實(shí)NRC的RTNSS監(jiān)管要求。我國(guó)對(duì)于非能動(dòng)核電廠中重要的非安全相關(guān)SSC實(shí)施有效監(jiān)管，尚缺乏用于指導(dǎo)和支持審評(píng)工作的導(dǎo)則和規(guī)范的技術(shù)文件，因此需建立一套導(dǎo)則、規(guī)范的文件，用于指導(dǎo)和支持對(duì)非安全相關(guān)SSC的監(jiān)管工作。對(duì)縱深防御功能的理解對(duì)于NRC在對(duì)非能動(dòng)核電廠提出RTNSS過程中，其監(jiān)管政策文件中規(guī)定，對(duì)于先進(jìn)輕水反應(yīng)堆用戶需求文件明確提出有關(guān)執(zhí)行非安全相關(guān)的縱深防御功能的能動(dòng)系統(tǒng)和設(shè)備的設(shè)計(jì)和性能的要求。然而，我國(guó)現(xiàn)行有效的核安全法規(guī)，要求防止核動(dòng)力廠發(fā)生事故和減輕事故后果的主要手段是應(yīng)用縱深防御概念。這兩處提到的“縱深防御功能”和“縱深防御概念”，其涵義存在一定的差異，因此理解起來應(yīng)予以區(qū)別。在非能動(dòng)核電廠的安全設(shè)計(jì)中，原來已被普遍接受的安全級(jí)能動(dòng)系統(tǒng)，不再是安全級(jí)的，因而在確定論的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故分析中并不依靠這些系統(tǒng)來應(yīng)對(duì)事故。但另一方面，雖然這些能動(dòng)系統(tǒng)不再專門用于應(yīng)對(duì)確定論安全分析中的假設(shè)始發(fā)事件或事故，但它們發(fā)揮著重要的縱深防御功能的作用，這些重要的縱深防御功能包括在發(fā)生瞬態(tài)事件時(shí)提供第一層次的防御以減少對(duì)非能動(dòng)系統(tǒng)的挑戰(zhàn)，以及事故發(fā)生72小時(shí)后為非能動(dòng)系統(tǒng)提供補(bǔ)充（例如：補(bǔ)水、補(bǔ)氣等）或者代替非能動(dòng)系統(tǒng)執(zhí)行堆芯和安全殼熱量導(dǎo)出功能；另外，在核電廠概率安全評(píng)估中，非能動(dòng)核電廠中執(zhí)行縱深防御功能的系統(tǒng)也包括風(fēng)險(xiǎn)系統(tǒng)，用于滿足NRC概率安全目標(biāo)的要求。對(duì)于非能動(dòng)核電廠中執(zhí)行縱深防御功能的非安全相關(guān)系統(tǒng)和部件，NRC通過RTNSS程序提出功能性的R/A任務(wù)，通過對(duì)功能、性能、可靠性和環(huán)境耐久性的保證，以及質(zhì)量保證和質(zhì)量控制等方面分等級(jí)的要求，與其在安全方面的重要性相匹配。我國(guó)現(xiàn)行的核安全法規(guī)HAF102—2016《核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定》［13］中提出的縱深防御概念，是貫穿于核電廠各項(xiàng)安全活動(dòng)的防止事故發(fā)生和減輕事故后果的主要手段，其應(yīng)用既通過一系列連續(xù)和獨(dú)立的防御層次的結(jié)合，防止事故對(duì)人員和環(huán)境造成危害；又在設(shè)計(jì)中設(shè)置一系列的實(shí)體屏障，并采用能動(dòng)、非能動(dòng)設(shè)施和固有安全特性的組合，以使實(shí)體屏障能夠有效地將放射性物質(zhì)包容在特定區(qū)域。因此，縱深防御概念是核電廠安全設(shè)計(jì)應(yīng)遵循的一個(gè)基本的原則或者理念。當(dāng)然，非能動(dòng)核電廠安全設(shè)計(jì)中同樣貫徹縱深防御概念，其應(yīng)用貫穿于整個(gè)核電廠的安全設(shè)計(jì)之中，具體體現(xiàn)也包括三道實(shí)體屏障和五個(gè)縱深防御層次，與傳統(tǒng)壓水堆核電廠存在差異的地方，是非能動(dòng)系統(tǒng)和部件的組合及縱深防御備用。3.3核電廠設(shè)計(jì)、制造和建造中實(shí)施RTNSS對(duì)于非能動(dòng)核電廠在設(shè)計(jì)、制造和建造過程中對(duì)一些安全重要的非安全級(jí)SSC進(jìn)行RTNSS監(jiān)管，主要通過為這些SSC建立滿足RTNSS功能要求的特定R/A任務(wù)，在設(shè)備和部件的設(shè)計(jì)制造過程中通過分級(jí)要求、制造標(biāo)準(zhǔn)和質(zhì)保要求進(jìn)行控制，使之能夠完成R/A任務(wù)。納入RTNSS監(jiān)管的SSC，在其設(shè)計(jì)、制造和建造過程中，對(duì)于我國(guó)非能動(dòng)核電廠而言，實(shí)施RTNSS監(jiān)管過程中，可能存在以下方面的問題：3.3.1安全分級(jí)AP600和AP1000在設(shè)計(jì)過程中，對(duì)于進(jìn)入NRCRTNSS監(jiān)管范圍的所有SSC，設(shè)備的安全分級(jí)設(shè)定為“D”級(jí)。這些D級(jí)的SSC，為非安全相關(guān)，但附加了對(duì)采購(gòu)、檢查和檢測(cè)的要求［3］。D級(jí)SSC不采用聯(lián)邦法規(guī)10CFR50附錄B和10CFR21，但采用標(biāo)準(zhǔn)工業(yè)質(zhì)保標(biāo)準(zhǔn)，以提供適當(dāng)?shù)耐暾院凸δ埽@些工業(yè)質(zhì)保標(biāo)準(zhǔn)與NRC質(zhì)量D的導(dǎo)則一致。D級(jí)SSC的工業(yè)標(biāo)準(zhǔn)是廣泛使用的工業(yè)標(biāo)準(zhǔn)，并列出了典型的工業(yè)標(biāo)準(zhǔn)，例如：壓力容器一ASME，第V皿卷；管系一ANSIB31.1動(dòng)力管系等。AP1000安全分析報(bào)告3.2節(jié)機(jī)械和流體系統(tǒng)、部件和設(shè)備分級(jí)表中納入了D級(jí)設(shè)備。盡管RTNSS監(jiān)管范圍的SSC屬于非安全相關(guān)的，但NRC仍然對(duì)其采用的標(biāo)準(zhǔn)、質(zhì)量保證均提出了相應(yīng)的要求，以保證這些SSC的可靠性和可用性與其執(zhí)行的功能相匹配，并且在監(jiān)管導(dǎo)則RG1.26中進(jìn)行了明確。質(zhì)量要求與控制對(duì)于非能動(dòng)核電廠RTNSS監(jiān)管范圍內(nèi)的SSC,AP1000在其設(shè)計(jì)控制文件(DCD)表17-1定義了相關(guān)的質(zhì)量保證要求，并開發(fā)了AP1000RTNSSSSC質(zhì)量保證要求程序文件(APP-GW-GAM-200,Rev.2)。美國(guó)NRC在標(biāo)準(zhǔn)審查大綱(SRP)17.5.n.V節(jié)明確了RTNSSSSC的質(zhì)量控制要求。通過研究AP1000RTNSS監(jiān)管范圍內(nèi)SSC的質(zhì)量保證要求，可以發(fā)現(xiàn)，該質(zhì)量管理程序是一種“增強(qiáng)質(zhì)量”的質(zhì)量保證要求，這里所說的增強(qiáng)是相對(duì)于一般非安全相關(guān)SSC而言；或者說比聯(lián)邦法規(guī)10CFR50附錄B或HAF003要求稍微“放松”的質(zhì)量保證要求，即比安全相關(guān)SSC較為寬松的質(zhì)量保證要求。但AP1000RTNSSSSC質(zhì)量保證要求，與NRC的SRP中和DCD文件中相關(guān)要求是匹配的、一致的。三份文件的關(guān)系如圖3所示［14］。圖3AP1000RTNSSSSC質(zhì)量保證程序與相關(guān)文件關(guān)系Fig.3RelationsbetweenAP1000RTNSSSSCQAprogramsandrelateddocuments我國(guó)對(duì)核電廠質(zhì)量控制的安全監(jiān)管，目前仍主要對(duì)安全相關(guān)SSC進(jìn)行，即對(duì)于執(zhí)行安全功能的安全級(jí)構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件進(jìn)行建造和制造質(zhì)量的控制，以保證其質(zhì)量滿足執(zhí)行功能的要求；但對(duì)于非安全相關(guān)的SSC,國(guó)家核安全局沒有納入到監(jiān)管的范圍，因而沒有提出質(zhì)量控制的監(jiān)管要求。根據(jù)我國(guó)監(jiān)管體系的設(shè)置以及監(jiān)管實(shí)踐經(jīng)驗(yàn)，對(duì)于安全相關(guān)SSC的質(zhì)量保證監(jiān)管要求，主要體現(xiàn)在HAF003《核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定》［15］。對(duì)于非能動(dòng)核電廠而言，NRC納入到RTNSS監(jiān)管范圍的SSC，我國(guó)的監(jiān)管體系中并沒有對(duì)應(yīng)的質(zhì)量保證要求，來保證這部分SSC的建造和制造的質(zhì)量。執(zhí)行過程控制正如前面所描述的，NRC對(duì)于RTNSS監(jiān)管范圍內(nèi)的SSC，主要采用監(jiān)管為RTNSSSSC確立的R/A任務(wù)、完成R/A任務(wù)的功能要求，以及有關(guān)RTNSSSSC的質(zhì)量保證要求。但NRC對(duì)于這些SSC制造過程、質(zhì)量保證執(zhí)行情況和R/A任務(wù)的完成情況并不進(jìn)行監(jiān)管，也就是說，有關(guān)RTNSSSSC具體控制，主要依靠核電廠執(zhí)照申請(qǐng)者按照NRC審查批準(zhǔn)的監(jiān)管要求進(jìn)行實(shí)施，其中包括RTNSSSSC的建造或制造單位采用的建造制造標(biāo)準(zhǔn)、質(zhì)保程序或標(biāo)準(zhǔn)，以及R/A任務(wù)的滿足情況等。從監(jiān)管框架和模式上,NRC對(duì)SSC建造或制造的監(jiān)管與我國(guó)國(guó)家核安全局存在較大差異。而對(duì)于RTNSS監(jiān)管范圍內(nèi)的SSC實(shí)施監(jiān)管活動(dòng)而言，我國(guó)對(duì)非能動(dòng)核電廠RTNSSSSC實(shí)施類似美國(guó)NRC的監(jiān)管活動(dòng)，還存在較大的問題，其中包括：從監(jiān)管方面，國(guó)家核安全局建立對(duì)SSCR/A任務(wù)相關(guān)的監(jiān)管方式或方法，也就是說我國(guó)并不對(duì)SSC建造或制造過程中提出R/A任務(wù)的監(jiān)管要求；從建造或制造單位而言，其建造或制造過程中沒有開展R/A任務(wù)相關(guān)的活動(dòng)。3.4核電廠運(yùn)行維護(hù)過程中實(shí)施RTNSSNRC對(duì)非能動(dòng)核電廠非安全相關(guān)系統(tǒng)實(shí)施監(jiān)管活動(dòng)，除了對(duì)RTNSS監(jiān)管范圍內(nèi)的SSC設(shè)計(jì)擴(kuò)展、安全分級(jí)、質(zhì)?？刂坪蚏/A管理，還有對(duì)這些SSC進(jìn)行運(yùn)行維護(hù)方面進(jìn)行監(jiān)管，以保證其可靠性和可用性。NRC對(duì)RTNSS范圍內(nèi)的SSC進(jìn)行運(yùn)性維護(hù)的監(jiān)管活動(dòng)，主要通過審查可用性控制?？捎眯钥刂瓢凑占夹g(shù)規(guī)格書的形式制定，包括：可用性控制運(yùn)行限值條件、適用規(guī)范、行動(dòng)聲明和完成時(shí)間、監(jiān)督要求和頻率，編制形成可用性控制手冊(cè)。NRC審查核電廠業(yè)主提交的可用性控制手冊(cè)。另外，NRC按照聯(lián)邦法規(guī)10CFR50.65“監(jiān)督核電廠維修有效性的要求”編制相應(yīng)的程序，對(duì)維修程序或維修規(guī)則進(jìn)行監(jiān)管。按照目前的監(jiān)管范圍，國(guó)家核安全局對(duì)核電廠運(yùn)行過程中開展的監(jiān)管工作，并不覆蓋可用性控制、維修程序等內(nèi)容。對(duì)于非能動(dòng)核電廠而言，其RTNSS監(jiān)管范圍內(nèi)SSC的運(yùn)行過程維護(hù)，主要通過可用性控制和維修程序，因此，為做好AP1000等非能動(dòng)核電廠的監(jiān)管工作，國(guó)家核安全局還需考慮擴(kuò)展監(jiān)管的范圍和內(nèi)容。4RTNSS與我國(guó)現(xiàn)行核安全要求的一致性2016年10月，國(guó)家核安全局修訂發(fā)布了新版的HAF102—2016《核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定》，充分反映福島核事故的經(jīng)驗(yàn)反饋，在縱深防御、設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況、實(shí)際消除早期和大量放射性物質(zhì)釋放、陡邊效應(yīng)和移動(dòng)設(shè)備等方面提出了新的要求。通過RTNSS對(duì)非能動(dòng)核電廠重要的非安全相關(guān)SSC進(jìn)行監(jiān)管，非能動(dòng)核電廠在縱深防御方面得到增強(qiáng)，安全設(shè)計(jì)向多重失效、事故長(zhǎng)期階段、應(yīng)對(duì)地震等方面進(jìn)行了擴(kuò)展，并對(duì)用于滿足嚴(yán)重事故下安全殼性能目標(biāo)、概率安全目標(biāo)的SSC提出可用性要求。因此，NRC對(duì)非能動(dòng)核電廠提出RTNSS的監(jiān)管要求，提高了非能動(dòng)核電廠的安全性，增強(qiáng)了非能動(dòng)核電廠在應(yīng)對(duì)極端外部災(zāi)害、陡邊效應(yīng)和多重失效等超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的能力，有效降低了非能動(dòng)核電廠事故工況下早期和大量放射性物質(zhì)釋放的風(fēng)險(xiǎn)，RTNSS的監(jiān)管要求與HAF102—2016安全規(guī)定基本一致。表4列出了在主要監(jiān)管內(nèi)容方面RTNSS與HAF102—2016監(jiān)管要求一致性的對(duì)比。表4RTNSS與HAF102—2016監(jiān)管要求一致性對(duì)比Table4RegulatoryrequirementconsistencycomparisonbetweenRTNSSandHAF102-2016監(jiān)管方面HAF102-2016監(jiān)管要求U.S.NRCRTNSS監(jiān)管要求縱深防御增強(qiáng)第三、四層次縱深防御能力,強(qiáng)調(diào)層次的獨(dú)立性提高重要的非安全級(jí)系統(tǒng)的要求,提高縱深防御能力;要求消除非能動(dòng)安全系統(tǒng)和能動(dòng)非安全相關(guān)系統(tǒng)之間的不利影響設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況(DEC)作為核電廠安全設(shè)計(jì)中需要考慮的狀態(tài)作為擴(kuò)展設(shè)計(jì)，要求應(yīng)對(duì)ATWS、SBO等多重失效的工況實(shí)際消除大量放射性釋放通過增強(qiáng)安全設(shè)計(jì)，提出實(shí)際消除大量放射性釋放的要求提高非能動(dòng)核電廠的安全性,降低大量放射性物質(zhì)釋放的風(fēng)險(xiǎn);對(duì)安全殼的性能提出要求,增強(qiáng)其事故工況的包容能力陡邊效應(yīng)通過適當(dāng)裕量,避免產(chǎn)生陡邊效應(yīng)增強(qiáng)相關(guān)SSC的抗震設(shè)計(jì)和擴(kuò)展的設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn),提高應(yīng)對(duì)外部災(zāi)害的能力移動(dòng)設(shè)施要求設(shè)置移動(dòng)設(shè)施,提高安全功能的恢復(fù)能力確保長(zhǎng)期安全,保證設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故發(fā)生72小時(shí)后4天的安全功能實(shí)現(xiàn)5結(jié)語(yǔ)NRC在非能動(dòng)核電廠審評(píng)中提出RTNSS監(jiān)管要求，可有效保證非安全相關(guān)的能動(dòng)系統(tǒng)在維持并提高非能動(dòng)核電廠安全水平方面發(fā)揮重要作用，同時(shí)克服了非能動(dòng)安全系統(tǒng)缺少豐富的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)和固有物理現(xiàn)象可能存在不確定性等方面的不利影響，因此在非能動(dòng)核電廠監(jiān)管工作中實(shí)施RTNSS具有重要的安全意義。在引進(jìn)、消化和吸收AP1000技術(shù)的基礎(chǔ)上，我國(guó)建造了AP1000依托項(xiàng)目核電機(jī)組，并設(shè)計(jì)了CAP1000和CAP1400等非能動(dòng)安全反應(yīng)堆型號(hào)。為保證我國(guó)非能動(dòng)核電廠的安全性，國(guó)家核安全局需在吸收和借鑒NRC實(shí)施RTNSS的監(jiān)管經(jīng)驗(yàn)基礎(chǔ)上，充分考慮中美兩國(guó)在核安全監(jiān)管方式和監(jiān)管框架體系等方面存在的差異，處理好法規(guī)、政策和管理方面的問題，對(duì)非能動(dòng)核電廠中重要的非安全相關(guān)SSC實(shí)施嚴(yán)格、有效的監(jiān)管，保證SSC具有足夠的可靠性和可用性。參考文獻(xiàn)林誠(chéng)格，郁祖盛?非能動(dòng)安全先進(jìn)核電廠AP1000[M].北京：原子能出版社，2008.U.S.NRC.SECY-93-087Policy,technical,andlicensingissuespertainingtoevolutionaryandadvancedlight-waterreactorALWRdesigns[R].Washington,DC:U.S.NRC,1993.U.S.NRC.SECY-94-084Policyandtechnicalissuesassociatedwiththeregulatorytreatmentofnonsafetysystemsinpassiveplantdesigns[R].Washington,DC:U.S.NRC,1994.U.S.NRC.SECY-95-132Policyandtechnicalissuesassociatedwiththeregulatorytreatmentofnonsafetysystems(RTNSS)inpassiveplantdesigns[R].Washington,DC:U.S.NRC,1995.U.S.NRC.NUREG-0800,19.3Regulatorytreatmentofnonsafetysyst