AP1000非安全級(jí)系統(tǒng)的監(jiān)管要求(RTNSS)探析

李永華，趙德鵬，白晉華，賀克羽，趙樹峰

(中國(guó)核電工程有限公司，北京100840)

AP1000非安全級(jí)系統(tǒng)的監(jiān)管要求(RTNSS)探析

李永華，趙德鵬，白晉華，賀克羽，趙樹峰

(中國(guó)核電工程有限公司，北京100840)

根據(jù)核行業(yè)經(jīng)驗(yàn)和福島核事故經(jīng)驗(yàn)反饋，美國(guó)核管會(huì)在2014年將用于審查美國(guó)核電廠安全分析報(bào)告的《標(biāo)準(zhǔn)審查大綱》新增了19.3章“非能動(dòng)先進(jìn)輕水堆非安全級(jí)系統(tǒng)的監(jiān)管要求”。其中“增強(qiáng)的設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)”從縱深防御的角度全面提高了非能動(dòng)先進(jìn)輕水堆事故72h后和地震后所使用的重要非安全級(jí)系統(tǒng)的可靠性和可用性要求。非能動(dòng)先進(jìn)輕水堆AP1000設(shè)計(jì)與標(biāo)準(zhǔn)審查大綱的一致性評(píng)估是核安全監(jiān)管當(dāng)局的審查重點(diǎn)，也是核電廠設(shè)計(jì)的重要工作之一。首先介紹了非安全級(jí)系統(tǒng)監(jiān)管要求的演變歷程和實(shí)施步驟，其次評(píng)估了AP1000設(shè)計(jì)與《標(biāo)準(zhǔn)審查大綱》19.3章要求的一致性，并進(jìn)一步從可用性、抗震能力、颶風(fēng)、內(nèi)部災(zāi)害以及水淹防護(hù)等多個(gè)因素重點(diǎn)分析AP1000設(shè)計(jì)能否滿足“增強(qiáng)的設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)”要求。最后針對(duì)AP1000無法滿足《標(biāo)準(zhǔn)審查大綱》19.3章的情況給出具體解決方案的建議。

RTNSS；標(biāo)準(zhǔn)審查大綱；AP1000；福島核事故經(jīng)驗(yàn)反饋

非能動(dòng)先進(jìn)輕水堆AP1000設(shè)計(jì)中采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)緩解設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故。非能動(dòng)安全系統(tǒng)利用物質(zhì)重力、流體自然對(duì)流、擴(kuò)散、蒸發(fā)、冷凝等原理實(shí)現(xiàn)安注、余熱導(dǎo)出以及安全殼冷卻功能[1]。非能動(dòng)安全系統(tǒng)不包括泵類設(shè)備，不依賴交流電源，這些系統(tǒng)中使用的閥門是氣動(dòng)閥或利用壓差的止回閥。AP1000除有限的提供安全相關(guān)隔離功能(如安全殼隔離)的系統(tǒng)外，其他能動(dòng)系統(tǒng)設(shè)計(jì)均為非安全級(jí)系統(tǒng)。

針對(duì)AP1000的上述特點(diǎn)，美國(guó)電力研究院(Electric Power Research Institute，EPRI)編制的先進(jìn)輕水堆用戶要求文件(Advanced Light Water Reactor Utility Requirements Document，ALWR URD)要求[2]：電站設(shè)計(jì)者要定義用于縱深防御的非安全級(jí)能動(dòng)系統(tǒng)在電廠發(fā)生瞬態(tài)和非正常波動(dòng)時(shí)作為第一層防御，避免非能動(dòng)安全系統(tǒng)不必要的頻繁動(dòng)作，以滿足非能動(dòng)ALWR核電廠的安全和投資目的。EPRI認(rèn)為，雖然不要求這些非安全級(jí)系統(tǒng)滿足所有對(duì)安全相關(guān)系統(tǒng)所要求的準(zhǔn)則，但應(yīng)進(jìn)行恰當(dāng)?shù)墓芾肀O(jiān)督，保證對(duì)安全有重要貢獻(xiàn)的能動(dòng)系統(tǒng)具有較高的可靠性，確保這些系統(tǒng)在需要投運(yùn)時(shí)可用。

美國(guó)核管會(huì)(Nuclear Regulatory Commission，NRC)根據(jù)核行業(yè)經(jīng)驗(yàn)和福島核事故經(jīng)驗(yàn)反饋，在2012年發(fā)布的用于審查核電廠安全分析報(bào)告《標(biāo)準(zhǔn)審查大綱》(Standard Review Plan，SRP)中新增加了19.3章 “非能動(dòng)先進(jìn)輕水堆非安全級(jí)系統(tǒng)的監(jiān)管要求”(Regulatory Treatment of Non-safety Systems for Passive Advanced Light Water Reactors，RTNSS)草擬版，在2013年進(jìn)行了更新，并于2014年正式發(fā)布Rev 0版[3]。

美國(guó)聯(lián)邦法規(guī)10 CFR 50.34節(jié)要求，“于1982年后提交的有關(guān)采用輕水冷卻反應(yīng)堆的核動(dòng)力廠運(yùn)行許可證的申請(qǐng)，應(yīng)評(píng)價(jià)與SRP的一致性”。因此，評(píng)估非能動(dòng)先進(jìn)輕水堆AP1000與SRP的一致性是核安全監(jiān)管當(dāng)局的審查重點(diǎn)，也是核電廠設(shè)計(jì)的重要工作之一。

本文首先概述了RTNSS演變歷程，其次按照RTNSS實(shí)施步驟詳細(xì)分析了AP1000設(shè)計(jì)與SRP 19.3的一致性，并進(jìn)一步從可用性、抗震能力、颶風(fēng)、內(nèi)部災(zāi)害以及水淹防護(hù)等多個(gè)因素，重點(diǎn)分析和評(píng)估了AP1000能否滿足“增強(qiáng)的設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)”要求，最后對(duì)AP1000設(shè)計(jì)無法滿足要求的因素給出具體解決方案的建議。

1 RTNSS方法

NRC作為第一個(gè)審查AP600/AP1000的核安全監(jiān)管部門，在20世紀(jì)80年代末西屋公司設(shè)計(jì)AP600時(shí)，就開始與核工業(yè)界共同探討保證非能動(dòng)壓水堆中的非安全級(jí)能動(dòng)系統(tǒng)的可靠性和可用性方法。之后在1993年4月發(fā)布的SECY-93-087 《關(guān)于改進(jìn)型先進(jìn)輕水堆設(shè)計(jì)的政策、技術(shù)和取證關(guān)注要點(diǎn)》[4]中，NRC討論了非安全級(jí)能動(dòng)系統(tǒng)的監(jiān)管要求。在1994年3月發(fā)布的SECY-94-084[5]和1995年5月發(fā)布的SECY-95-132[6]《非能動(dòng)電廠設(shè)計(jì)中的RTNSS政策和技術(shù)問題》中，NRC描述了設(shè)計(jì)非能動(dòng)電廠時(shí)確定的RTNSS的范圍、準(zhǔn)則和流程。1996年6月，SECY-96-128《西屋AP600非能動(dòng)電廠標(biāo)準(zhǔn)化設(shè)計(jì)的政策和關(guān)鍵問題》[7]中描述了RTNSS在AP600設(shè)計(jì)中的實(shí)施過程。2004年9月，NRC發(fā)布的AP1000最終安全評(píng)價(jià)報(bào)告中認(rèn)可并總結(jié)了RTNSS方法在AP1000中的實(shí)施。

圖1為RTNSS方法在AP1000中的實(shí)施流程，具體如下：

圖1 AP1000 RNTSS方法的實(shí)施Fig.1 AP1000 Implement of RTNSS

(1) 首先使用RTNSS八條判定準(zhǔn)則(10CFR 50.62、10CFR50.63、72h后行動(dòng)、抗震、概率風(fēng)險(xiǎn)分析(Probabilistic Risk Analysis，PRA)事故緩解評(píng)估、PRA始發(fā)事件頻率評(píng)估、安全殼性能以及系統(tǒng)間不利影響)對(duì)非安全級(jí)系統(tǒng)進(jìn)行篩選。由確定論方法和概率論方法進(jìn)行分析，識(shí)別出重要的非安全系統(tǒng)，即屬于RTNSS范圍內(nèi)的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件(Structure，System，Components，SSCs)，其他非安全級(jí)系統(tǒng)不是RTNSS重要的，則不屬于本文討論范圍。

(2) 對(duì)RTNSS范圍內(nèi)的SSCs提出可靠性/可用性要求。

(3) 為實(shí)現(xiàn)上述可靠性/可用性，對(duì)相關(guān)SSCs提出相應(yīng)的監(jiān)管要求。

2 AP1000與SRP19.3的一致性分析

SRP 19.3章中的要求包括了RTNSS判定準(zhǔn)則、識(shí)別RTNSS 范圍內(nèi)的SSCs、增強(qiáng)的設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)以及監(jiān)管等內(nèi)容。AP1000能否滿足SRP19.3的要求將在本節(jié)展開分析。鑒于“增強(qiáng)的設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)”要求從縱深防御的角度全面提高了非能動(dòng)先進(jìn)輕水堆事故72h后和地震后所使用的重要非安全級(jí)系統(tǒng)的可靠性和可用性要求，AP1000與 SRP“增強(qiáng)的設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)”一致性將在第4節(jié)單獨(dú)重點(diǎn)分析。

2.1 RTNSS判定準(zhǔn)則

SRP 19.3要求使用下述五個(gè)準(zhǔn)則識(shí)別出重要的非安全級(jí)SSCs：

準(zhǔn)則A. 需依靠其功能以滿足NRC 10CFR 50.62未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)(Anticipated Transient without Scram，ATWS)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)和10CFR 50.63喪失全部交流電源(Station Black Out，SBO) 設(shè)計(jì)基準(zhǔn)確定的安全性能要求；

準(zhǔn)則B. 需依靠其功能應(yīng)對(duì)長(zhǎng)期安全停堆(始發(fā)事件發(fā)生72h以后)和地震事件；

準(zhǔn)則C. 需依靠其功能在功率運(yùn)行和停堆條件下滿足規(guī)定的安全目標(biāo)，即：堆芯損壞頻率小于10-4/堆·年，大量放射性釋放頻率小于10-6/堆·年；

準(zhǔn)則D. 需依靠其功能以滿足安全殼的性能，包括在嚴(yán)重事故期間的安全殼旁通；

準(zhǔn)則E. 需依靠其功能防止非能動(dòng)安全級(jí)系統(tǒng)與能動(dòng)的非安全級(jí)SSCs之間的不利影響。

AP1000根據(jù)SRP19.3所述的五個(gè)準(zhǔn)則，細(xì)化為8個(gè)方面來識(shí)別出重要的非安全級(jí)SSCs：

(一) ATWS(10CFR 50.62)

(二) SBO(10CFR 50.63)

(三) 72h后行動(dòng)

(四) 抗震考慮

(五) PRA事故緩解評(píng)估

(六) PRA始發(fā)事件頻率評(píng)估

(七) 安全殼性能

(八) 與AP1000安全相關(guān)系統(tǒng)間不利影響

AP1000的設(shè)計(jì)符合SRP 19.3中對(duì)RTNSS判定準(zhǔn)則的要求。

2.2 識(shí)別RTNSS 范圍內(nèi)的SSCs

(1) SRP RTNSS 準(zhǔn)則A

其對(duì)應(yīng)AP1000第(一)條和第(二)條準(zhǔn)則。使用確定論方法進(jìn)行分析，識(shí)別出的重要非安全級(jí)系統(tǒng)的功能包括：

? 功率運(yùn)行工況時(shí)發(fā)生ATWS，多樣化驅(qū)動(dòng)系統(tǒng)(Diverse Actuation System，DAS)自動(dòng)觸發(fā)反應(yīng)堆停堆、觸發(fā)汽輪機(jī)停機(jī)并觸發(fā)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)(Passive Residual Heat Removal System，PRHR)來緩解ATWS；

? 非1E級(jí)直流和不間斷電源(Uninterruptable Power Supply，UPS)系統(tǒng)為實(shí)現(xiàn)上述功能的部分DAS系統(tǒng)供電。

(2) SRP RTNSS 準(zhǔn)則B

其對(duì)應(yīng)AP1000第(三)條和第(四)條準(zhǔn)則。使用確定論方法進(jìn)行分析，識(shí)別出的重要非安全級(jí)系統(tǒng)的功能包括：

? 在電廠所有工況下發(fā)生事故72h以后，非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)(Passive Containment Cooling System，PCS)輔助補(bǔ)水為安全殼和乏燃料池提供冷卻；

? 主控室輔助風(fēng)機(jī)提供冷卻，維持72h后主控室可居留性；

? 儀表和控制室風(fēng)機(jī)輔助冷卻，以支持72h后事故監(jiān)測(cè)；

? 廠內(nèi)輔助交流電源系統(tǒng)為上述功能提供電力。

根據(jù)福島核事故經(jīng)驗(yàn)反饋，針對(duì)上述RTNSS“B”類SSCs專門提出了“增強(qiáng)的設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)”，從可用性、抗震能力、颶風(fēng)、內(nèi)部災(zāi)害和水淹防護(hù)等多項(xiàng)因素提出了更高的可靠性和可用性要求，具體的AP1000的一致性分析將在第4節(jié)中進(jìn)行。

(3) SRP RTNSS 準(zhǔn)則C

其對(duì)應(yīng)AP1000第(五)條和第(六)條準(zhǔn)則。使用PRA方法識(shí)別出的重要非安全級(jí)系統(tǒng)功能包括：

? 功率運(yùn)行和停堆工況下，DAS手動(dòng)觸發(fā)停堆和手動(dòng)觸發(fā)專設(shè)安全設(shè)施(Engineered Safety Features，ESF)，以滿足PRA安全目標(biāo)(注：DAS手動(dòng)觸發(fā)的監(jiān)管要求包含在技術(shù)規(guī)格書中，故不包含在表1中)；

? RNS對(duì)RCS低壓注入；

? 功率運(yùn)行和停堆工況下，DAS自動(dòng)緩解ATWS和自動(dòng)觸發(fā)ESF；

? 在壓力容器頂蓋開啟、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(Reactor Coolant System，RCS)停運(yùn)時(shí)，通過正常余熱排出系統(tǒng)(Normal Residual Heat Removal System，RNS)、設(shè)備冷卻水系統(tǒng)(Component Cooling Water System，CCS)和重要廠用水系統(tǒng)(Service Water System，SWS)排出堆芯余熱；

? 氫點(diǎn)火器消氫。

(4) SRP RTNSS 準(zhǔn)則D

其對(duì)應(yīng)AP1000第(七)條準(zhǔn)則。使用確定論方法進(jìn)行分析，識(shí)別出的重要非安全級(jí)系統(tǒng)功能包括：

? 壓力容器外部冷卻裝置。(注：壓力容器外部冷卻作為非能動(dòng)部件，不需要進(jìn)行監(jiān)管，故不包含在表1RTNSS清單中。)

(5) RTNSS 準(zhǔn)則E

其對(duì)應(yīng)AP1000第(八)條準(zhǔn)則。使用確定論方法進(jìn)行分析，經(jīng)分析沒有對(duì)安全相關(guān)系統(tǒng)有不利影響的非安全級(jí)SSCs。

AP1000根據(jù)上述重要的非安全級(jí)系統(tǒng)功能要求，對(duì)需要進(jìn)行監(jiān)管的能動(dòng)SSCs按照系統(tǒng)不同劃分為儀表、電廠和電氣系統(tǒng)，并列入表1 RTNSS 范圍內(nèi)的SSCs清單中。

表1 AP1000 RTNSS 范圍內(nèi)的SSCs清單Table 1 the List of AP1000 RTNSS SSCs

注：1.運(yùn)行模式5，壓力容器頂蓋開啟，RCS打開；

2.運(yùn)行模式6，上部堆內(nèi)構(gòu)件就位和堆腔水位未滿。

通過上述分析可見，AP1000的設(shè)計(jì)符合SRP19.3中對(duì)識(shí)別RTNSS 范圍內(nèi)的SSCs的要求。

2.3 RTNSS范圍內(nèi)的SSCs監(jiān)管措施

SRP 19.3要求使用概率論、確定論和其他用于識(shí)別和量化風(fēng)險(xiǎn)的方法(包括PRA、嚴(yán)重事故評(píng)估、工業(yè)運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)和專家組等)確定了每個(gè)RTNSS SSCs的可靠性和可用性。并根據(jù)每個(gè)SSC的可靠性與可用性任務(wù)在運(yùn)行規(guī)程中提出相應(yīng)的監(jiān)管要求。

AP1000設(shè)計(jì)通過下述方式滿足SRP 19.3的要求：

? 編制了短期可用性控制手冊(cè)(Availability Control Manual，ACM)[8]，包括以技術(shù)規(guī)格書或管理控制等方式存在的運(yùn)行限制條件(Limiting Conditions for Operation，LCO)和監(jiān)督要求；

? 根據(jù)10CFR 50.65“監(jiān)測(cè)核電廠維修的有效性”建立了維修大綱，評(píng)估RTNSS SSCs的長(zhǎng)期可用性；

? 根據(jù)SRP17.5節(jié)第V部分設(shè)計(jì)質(zhì)量保證大綱(Design Reliability Assurance Program，D-RAP)[9]確定了非安全級(jí)SSCs的質(zhì)量保證活動(dòng)。

通過上述分析確定，AP1000的設(shè)計(jì)符合SRP19.3中關(guān)于RTNSS SSCs的監(jiān)管措施要求。

3 AP1000與SRP“增強(qiáng)的設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)”的一致性分析

“增強(qiáng)的設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)”是根據(jù)福島核事故經(jīng)驗(yàn)反饋，從可用性、抗震能力、颶風(fēng)、內(nèi)部災(zāi)害和水淹防護(hù)等多個(gè)方面針對(duì)RTNSS“B”類SSCs提出的更高可靠性和可用性要求。

3.1 可用性

SRP 19.3中要求事故72h之后4天(即7天之內(nèi))，使用場(chǎng)內(nèi)設(shè)備和資源(包括移動(dòng)設(shè)備)完成安全功能。7天以后，才認(rèn)為場(chǎng)外設(shè)備和資源可用。

AP1000事故72h后的安全功能包括：堆芯冷卻、水裝量和反應(yīng)性控制；安全殼冷卻和保證最終熱阱的可靠性；主控制室可居留性；事故后監(jiān)測(cè)能力；乏燃料池冷卻能力。

識(shí)別出的重要非安全級(jí)系統(tǒng)功能包括：通過PCS的輔助補(bǔ)水為安全殼和乏燃料池提供冷卻；主控室輔助冷卻；儀表和控制室輔助冷卻；廠內(nèi)輔助交流電源系統(tǒng)為上述功能提供電力。

通過系統(tǒng)分析，AP1000完成上述系統(tǒng)功能涉及重要非安全級(jí)設(shè)備功能如下：

? 輔助柴油發(fā)電機(jī)或與安全級(jí)電源接口相連的可移動(dòng)交流發(fā)電機(jī)，為事故后和乏燃料池監(jiān)測(cè)儀表供電。

? 由輔助柴油發(fā)電機(jī)供電的PCS再循環(huán)泵或與安全級(jí)補(bǔ)水管線接口相連的可移動(dòng)電動(dòng)泵，為非能動(dòng)安全殼冷卻水貯存水箱提供補(bǔ)水以維持鋼制安全殼外部冷卻水的流量。

? 打開房門和核島非放射性通風(fēng)系統(tǒng)(Nuclear Island Nonradioactive Ventilation System，VBS)輔助風(fēng)機(jī)，保證主控室、儀表和控制室、直流電源設(shè)備房間的通風(fēng)和冷卻。

? 由輔助柴油發(fā)電機(jī)供電的PCS再循環(huán)泵或與安全級(jí)補(bǔ)水管線接口相連的可移動(dòng)電動(dòng)泵，為乏燃料池補(bǔ)水以維持乏燃料池水冷卻。

輔助柴油發(fā)電機(jī)作為主要電力支持設(shè)備，其油箱容量滿足兩臺(tái)輔助柴油發(fā)電機(jī)共同工作4天；PCS輔助水箱(Passive Containment Cooling Water Storage Tank，PCCWST)作為PCS再循環(huán)泵的水源，其水裝量足以維持事故后PCS和乏燃料池3～7天的冷卻。7天后，廠外水源允許PCCWST 繼續(xù)向 PCS 提供冷卻和向乏燃料池提供補(bǔ)水。

因此，AP1000的設(shè)計(jì)可以滿足SRP19.3中RTNSS“B”類SSCs可用性的要求。

3.2 抗震能力

SRP 19.3中要求：為確保RTNSS “B”類 SSCs可以承受安全停堆地震(Safety Shutdown Earthquake，SSE)而不喪失其功能，需按照抗震Ⅱ類構(gòu)筑物的方法和準(zhǔn)則來分析、設(shè)計(jì)和建造SSCs；系統(tǒng)和設(shè)備錨固的設(shè)計(jì)應(yīng)與抗震Ⅰ類物項(xiàng)的設(shè)備錨固的設(shè)計(jì)抗SSE一致，并且在發(fā)生SSE以后，不應(yīng)與其他非抗震類SSCs發(fā)生空間相互作用，不妨礙RTNSS “B”類 SSCs執(zhí)行功能；但不需要能動(dòng)設(shè)備的動(dòng)態(tài)鑒定。

表2為AP1000 RTNSS “B”類SSCs的抗震類別與SRP抗震要求的對(duì)比表。通過對(duì)比可見，SRP要求RTNSS “B”類SSCs中的構(gòu)筑物為抗震Ⅱ類，設(shè)備錨固為抗震Ⅰ類，對(duì)能動(dòng)設(shè)備不需要?jiǎng)討B(tài)鑒定。而AP1000將RTNSS“B”類SSCs設(shè)計(jì)成非抗震類(設(shè)備錨固為抗震Ⅱ類)，無法滿足SRP19.3的要求。

表2 AP1000 RTNSS“B”類SSCs與 SRP抗震要求對(duì)比表Table 2 theComparison of RTNSS “B” SSCs between SRP Requirements and AP1000 Design

針對(duì)上述問題，為增強(qiáng)上述SSCs的抗震能力，保證其完成72h以后的安全功能，建議采取下述改進(jìn)措施：

(1) PCS再循環(huán)管線的有關(guān)物項(xiàng)(泵、閥門等)按照抗震Ⅱ類設(shè)計(jì)，其錨固按照抗震Ⅰ類設(shè)計(jì)，保證其結(jié)構(gòu)完整性；并附加功能要求，確保上述物項(xiàng)在非運(yùn)行狀態(tài)下經(jīng)歷SSE地震后，仍能執(zhí)行相應(yīng)功能；

(2) 輔助柴油發(fā)電機(jī)的油箱和配電盤等按抗震Ⅱ類設(shè)計(jì)，保證其結(jié)構(gòu)完整性；輔助柴油發(fā)電機(jī)按照抗震Ⅱ類設(shè)計(jì)，其錨固按照抗震Ⅰ類設(shè)計(jì)，保證其結(jié)構(gòu)完整性；并附加功能要求，確保上述物項(xiàng)在非運(yùn)行狀態(tài)下經(jīng)歷SSE地震后，仍能執(zhí)行相應(yīng)功能；

(3) VBS輔助風(fēng)機(jī)按抗震Ⅱ類設(shè)計(jì)，并附加功能要求，確保上述物項(xiàng)在非運(yùn)行狀態(tài)下經(jīng)歷SSE地震后，仍能執(zhí)行相應(yīng)功能。

3.3 颶風(fēng)和內(nèi)部災(zāi)害

SRP 19.3中要求：RTNSS “B”類SSCs設(shè)計(jì)成可以承受颶風(fēng)或龍卷風(fēng)產(chǎn)生的強(qiáng)風(fēng)影響(包括持續(xù)風(fēng)暴、最大陣風(fēng)和狂風(fēng)產(chǎn)生的飛射物)，申請(qǐng)者使用RG1.76[10]和RG1.221[11]來選擇RTNSS SSCs的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)風(fēng)速。

RG1.76(第1版，2007年)為核電廠設(shè)計(jì)基準(zhǔn)龍卷風(fēng)和龍卷風(fēng)飛射物管理導(dǎo)則，采用增強(qiáng)Fujita方法，最大設(shè)計(jì)基準(zhǔn)風(fēng)速為103m/s。AP1000使用的是標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)包絡(luò)性龍卷風(fēng)參數(shù)，表3中AP1000的最大風(fēng)速為134.2 m/s，滿足新版RG1.76的要求。

表3 AP1000標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)使用的龍卷風(fēng)或颶風(fēng)參數(shù)Table 3 the Parameters of Tornado and Hurricane in AP1000 Standard Design

RG 1.221(第1版，2011年)為核電廠設(shè)計(jì)基準(zhǔn)颶風(fēng)和颶風(fēng)飛射物管理導(dǎo)則，采用的風(fēng)載荷為室外離地面10.06m(33′)高的3s 陣風(fēng)速度。RG1.221根據(jù)美國(guó)區(qū)域不同劃分出不同的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)風(fēng)速。AP1000設(shè)計(jì)的風(fēng)荷載是根據(jù)美國(guó)土木工程學(xué)會(huì)《建/構(gòu)筑物及其他結(jié)構(gòu)的最小設(shè)計(jì)荷載》(ASCE 7-98)確定的，需要根據(jù)核電廠的特定廠址條件進(jìn)行具體分析。

3.4 水淹防護(hù)

SRP 19.3中要求：RTNSS “B”類SSCs和其支持設(shè)備不受水淹影響，應(yīng)滿足SRP 2.4和 SRP 3.4.1的要求。

SRP 2.4章為工程水文的要求。

AP1000RTNSS “B”類 SSCs的布置高度如表4所示。PCCAWST為圓柱體常壓碳鋼儲(chǔ)罐，安裝在輔助廠房旁的室外廠區(qū)0m標(biāo)高層，其他SSCs分別布置在輔助廠房和附屬?gòu)S房0m標(biāo)高及以上高度。AP1000設(shè)計(jì)基準(zhǔn)洪水位低于廠區(qū)0m標(biāo)高，可以防止上述設(shè)備發(fā)生外部水淹，滿足SRP 2.4的要求。

表4 AP1000 RTNSS “B”類 SSCs 布置高度Table 4 the Elevation of AP1000RTNSS “B” SSCs

SRP 3.4.1章為內(nèi)部水淹防護(hù)要求。

表4中PCS再循環(huán)泵和供水管線隔離閥布置在輔助廠房0m標(biāo)高層，潛在水淹源為消防系統(tǒng)。產(chǎn)生的水通過地漏等匯集和排放，不會(huì)大量積水，上述設(shè)備不會(huì)受潛在水淹的影響。

兩臺(tái)輔助柴油發(fā)電機(jī)及附屬設(shè)備布置在附屬?gòu)S房非放射性控制區(qū)電氣開關(guān)室+5.994m標(biāo)高層，潛在水淹源來自消防系統(tǒng)動(dòng)作，產(chǎn)生的水通過地漏匯集和排放，不會(huì)大量積水，上述設(shè)備不會(huì)受潛在水淹的影響。

VBS輔助風(fēng)機(jī)布置在輔助廠房和附屬?gòu)S房HVAC隔間+10.744m標(biāo)高層，潛在水淹源來自消防動(dòng)作或假想管道故障，產(chǎn)生的水通過地漏等排放，房間內(nèi)不會(huì)大量積水，上述設(shè)備位于最大水淹水位上方，不會(huì)受潛在水淹的影響。

因而AP1000設(shè)計(jì)可以滿足SRP 3.4.1的要求。

4 總結(jié)

本文從RTNSS判定準(zhǔn)則、識(shí)別RTNSS范圍內(nèi)的SSCs并進(jìn)行功能設(shè)計(jì)以及監(jiān)管措施三個(gè)方面詳細(xì)分析了AP1000設(shè)計(jì)與 SRP 19.3章非能動(dòng)先進(jìn)輕水堆RTNSS的一致性，認(rèn)為AP1000設(shè)計(jì)總體符合SRP 19.3章的要求。

針對(duì)SRP 19.3章中根據(jù)福島核事故反饋新增的“增強(qiáng)的設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)”，本文從可用性、抗震能力、颶風(fēng)、內(nèi)部災(zāi)害以及水淹防護(hù)等多個(gè)因素進(jìn)一步逐條分析。除了抗震能力，AP1000設(shè)計(jì)能夠滿足SRP19.3章對(duì)其他因素的要求。

在抗震能力方面，本文建議增強(qiáng)AP1000 RTNSS “B”類SSCs的抗震能力。將PCS再循環(huán)管線的有關(guān)物項(xiàng)(泵、閥門等)，輔助柴油發(fā)電機(jī)、油箱和配電盤以及VBS輔助風(fēng)機(jī)按抗震Ⅱ類設(shè)計(jì)，并附加功能要求，確保上述物項(xiàng)在非運(yùn)行狀態(tài)下經(jīng)歷SSE地震后，仍能執(zhí)行相應(yīng)功能，實(shí)現(xiàn)長(zhǎng)期安全停堆。

[1] 林誠(chéng)格，郁祖盛，歐陽(yáng)予. 非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆核電技術(shù)[M]. 北京: 原子能出版社，2010.5: 65-70.

[2] Electric Power Research Institute，Inc. (EPRI). Advanced Light Water Reactor Utility Requirements Document[S]. United States: EPRI，1999.

[3] Nuclear Regulatory Commission. NUREG-080019.3 Regulatory Treatment of Non-safety Systems for Passive Advanced Light Water Reactors[S]. United States: Nuclear Regulatory Commission，2014.

[4] Nuclear Regulatory Commission. SECY-93-087Policy，Technical，and Licensing Issues Pertaining to Evolutionary and Advanced Light-Water Reactor ALWR Designs[R]. United States: Nuclear Regulatory Commission，1993.

[5] Nuclear Regulatory Commission. SECY-94-084Policy and Technical Issues Associated with the Regulatory Treatment of Nonsafety Systems in Passive Plant Designs[R]. United States: Nuclear Regulatory Commission，1994.

[6] Nuclear Regulatory Commission. SECY-95-132 Policy and Technical Issues Associated with the Regulatory Treatment of Nonsafety Systems (RTNSS) in Passive Plant Designs[R]. United States: Nuclear Regulatory Commission，1995.

[7] Nuclear Regulatory Commission. SECY-96-128Policy and Key Technical Issues Pertaining to the Westinghouse AP600 Standardized Passive Reactor Design[R]. United States: Nuclear Regulatory Commission，1996.

[8] 李小燕. AP1000核電廠對(duì)安全有貢獻(xiàn)的非安全物項(xiàng)質(zhì)量保證要求[J]. 核電質(zhì)保，2012，2: 12-15.

[9] 陳芳,許榮斌. 先進(jìn)核電廠可靠性保證大綱(RAP)初探[J]. 核安全，2009，3: 47-53.

[10] Nuclear Regulatory Commission. Regulatory Guide 1.76 Design-Basis Tornado and Tornado Missiles for Nuclear Power Plants[S]. United States: Nuclear Regulatory Commission，2007.

[11] Nuclear Regulatory Commission. Regulatory Guide 1.221 Design-Basis Hurricane and Hurricane Missiles for Nuclear Power Plants[S]. United States: Nuclear Regulatory Commission，2011.

Study on the Regulatory Treatment of Non-safetySystems of AP1000

LI Yong-hua，ZHAO De-peng，BAI Jin-hua，HE Ke-yu，ZHAO Shu-feng

(China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China)

Section 19.3 “the Regulatory Treatment of Non-safety Systems for Passive Advanced Light Water Reactors” was added to Standard Review Plan for the Review of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants by United States Nuclear Regulatory Commission in 2014，according to the nuclear industry experience and Fukushima Nuclear Accident feedback. The Augmented Design Standards，which enhance the requirement of availability and reliability of the significant non-safety systems applied in the post 72-hour period following an accident and seismic events，are highlighted in this section. To review the compliance of nuclear power plants design with Standard Review Plan is a part of essential work of the Nuclear Safety Administration，as well as the nuclear power plant designers. The evolution process of the Regulatory Treatment of Non-safety Systems is described，and the compliance of AP1000 design with Standard Review Plan 19.3 is evaluated. Furthermore，Augmented Design Standards are analyzed and specified from many factors，such as the availability，seismic design standards，standards for protection against natural phenomena，standards for protection against internal hazards and etc. The suggestion of resolving the incompliance of these augmented design standards are provided in the end.

RTNSS；Standard Review Plan；AP1000；Fukushima Nuclear Accident Feedback

2015-12-24

李永華(1984—)，女，遼寧普蘭店人，工程師，碩士，現(xiàn)主要從事核電廠總體設(shè)計(jì)方向的工作

TL48

A

0258-0918(2016)05-0693-08