淺析美國核電廠執(zhí)照更新的物項篩選原則

馬若群，呂云鶴，盛朝陽，高 晨

（生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 100082）

根據(jù)IAEA 的統(tǒng)計，截至2020 年3 月底，全球共有442臺運行核電機組，其中超過50%的機組運行時間超過30 年，在機組運行許可證到期前5～10 年，核電廠業(yè)主將決定申請繼續(xù)運行還是退役。圖1的數(shù)據(jù)表明，有192臺機組面臨繼續(xù)運行還是退役的選擇。

圖1 運行反應堆堆齡分布（442臺）［1］Fig.1 Age distribution of operating reactors(442)［1］

目前，我國有16個核電廠，共計47臺機組［2］投入運行。其中，秦山核電廠和大亞灣核電廠的運行時間已超過20 年，面臨著許可證有效期到期的問題，如圖2 所示。國家核安全局于2015 制訂并頒布了《<核電廠運行許可證>有效期限延續(xù)的技術政策（試行）》［3］（以下簡稱技術政策），明確了對我國核電廠運行許可證延續(xù)（Operating License Extension，簡稱OLE）的論證要求。

圖2 我國核電廠運行狀況Fig.2 Operation status of nuclear power plants in China

美國是核電廠開展運行許可證延續(xù)最早和最多的國家，截至2020年年初，共有97臺機組提出執(zhí)照更新（License Renewal，簡稱LR，我國稱之為運行許可證延續(xù)）申請［4］，其中大多數(shù)機組已獲準在原執(zhí)照40 年期限的基礎上延長20 年。由此可見，美國執(zhí)照更新體系具有較強的可操作性和有效性。

因此，對美國核電廠執(zhí)照更新的研究和分析可以為我國核電廠開展老化管理和許可證延續(xù)工作提供參考，以滿足法規(guī)和技術政策的要求［5-7］。

1 美國執(zhí)照申請的文件體系

1992 年，美國NRC 頒布了聯(lián)邦法規(guī)10 CFR Part54《核電廠運行執(zhí)照更新要求》，規(guī)定了核電廠執(zhí)照更新的準則、標準和流程。為便于申請者理解10 CFR Part54 這一頂層法規(guī)的內容，滿足相關要求，美國核能研究所（Nuclear Energy Institute，簡稱NEI）發(fā)布了導則NEI 95-10《用于執(zhí)行10 CFR Part54 法規(guī)要求的工業(yè)導則—執(zhí)照更新規(guī)則》。隨后，NRC 結合已完成的LR的審查經(jīng)驗，依據(jù)相關法規(guī)發(fā)布了一系列技術導則和文件，包括RG 1.188《核電廠運行執(zhí)照更新申請的標準格式和內容》、NUREG-1800《核電廠執(zhí)照更新申請的標準審查大綱》和支持文件NUREG-1801《核電廠老化管理通用經(jīng)驗（GALL）報告》。利用這些技術導則和文件，申請者和審評者可以更好地進行執(zhí)照更新申請和審查。通過上述法規(guī)、導則和技術文件，美國建立了較完整的核電廠執(zhí)照更新標準體系［8,9］，總結如圖3所示。

圖3 美國核電廠執(zhí)照更新申請標準體系Fig.3 Standard system of nuclear power plants LR application in the U.S.

2 篩選原則的解讀和理解

2.1 法規(guī)規(guī)定的篩選原則

根據(jù)美國聯(lián)邦法規(guī)10 CFR part54的要求［10］，核電廠執(zhí)照申請報告中需要評估的系統(tǒng)、構筑物和部件（System Structure and Component，簡稱SSCs）的篩選原則見表1。

2.2 關于原則1的解讀

只要是與安全相關的，并且在設計基準事件下及設計基準事件之后都需要保持其原有功能的SSCs 都應列入執(zhí)照更新篩選范圍內，這些SSCs應當確保執(zhí)行原則1中“保持反應堆冷卻劑壓力邊界的完整性、安全可靠停堆并保持停堆狀態(tài)、防止發(fā)生廠外輻照事故或減緩其后果”任一功能的實現(xiàn)。

由于核電廠的具體情況不同，部分SSCs 雖然與安全相關，但也有可能并不執(zhí)行上述功能。那么這些SSCs需要按照原則2和原則3的標準進行篩選，以確保它們得到有效管理。例如，某核電廠可能認定核島換料設備與安全相關，但該設備并不符合原則1的要求，在這種情況下，執(zhí)照更新申請中應按照原則2的要求，對核島換料設備出現(xiàn)故障是否會影響原則1中所述SSCs執(zhí)行功能進行分析，并應給出合理的依據(jù)。

表1 美國核電廠執(zhí)照更新篩選原則Table 1 Screening principles of license renewal for U.S.NPPs

2.3 關于原則2的解讀

原則2 要求核電廠應篩選出如果發(fā)生故障，會影響原則1 中SSCs 執(zhí)行功能的所有與安全無關的SSCs。

美國NRC 對此進行了相關闡述［11,12］:（1）如果在某些情況下，安全相關的SSCs 本身不受相關老化效應的影響，但容易受到其他SSCs 因老化導致的故障的影響，則相關人員需對這種情況進行考慮；（2）因為假想故障所基于的“系統(tǒng)間相互依存關系”不屬于現(xiàn)行執(zhí)照基準（Current License Basis，簡稱CLB），并且以前未曾經(jīng)歷過，所以，這種假想故障不需要進行審查。但對某些申請執(zhí)照更新的核電廠來說，NRC 要求不能排除如下可能性:對于列入CLB的假想故障，可能要求核電廠對第二、第三或第四級的支持系統(tǒng)予以考慮。

例如，核電廠認為在地震事件期間管道故障是假想故障［13］。這是因為核電廠通過統(tǒng)計地震事件數(shù)據(jù)得出結論:（1）無運行經(jīng)驗數(shù)據(jù)顯示由于強烈地震運動而導致管道墜落；（2）管道墜落是非常罕見的，只有當支撐出現(xiàn)故障或支撐正在拆解時才會發(fā)生。在此基礎上，人們應將管道支撐納入許可證更新范圍內。與此同時，運行經(jīng)驗還表明，管道可能由于地震事件以外的原因（腐蝕和腐蝕有關的管壁變薄問題以及管道故障事件）而發(fā)生故障。在此基礎上，工作人員得出結論:由于老化降質導致的管道故障不是假設的。因此，地震II/I管道段及其支撐都應納入在許可證更新范圍之內。

通過這個例子可以得出3個結論:（1）篩選原則不考慮不屬于CLB 以及之前未經(jīng)歷過的或不適用于核電廠設施的假想故障；（2）由于其他設備（如管道支撐）的作用而影響安全設備實現(xiàn)原則1的功能時，應將這種設備納入老化管理范圍內；（3）應考慮設備的運行經(jīng)驗，如有老化機理造成的設備失效，則應納入老化管理范圍內。

滿足原則2 的非安全級SSCs 按照是否與安全級SSCs 直接連接被分為兩種類型:直接連接和非直接連接。以下將討論兩種類型的篩選標準。

2.3.1 直接連接安全級SSCs的非安全級SSCs

必須將直接連接在安全相關SSCs 上的所有非安全相關的SSCs（通常是管道系統(tǒng)）納入執(zhí)照更新范圍內，這個范圍是從安全級SSCs 開始，經(jīng)過安全/非安全交界面直到第一道抗震或等效錨固件的非核安全管道系統(tǒng)及其支撐?？拐疱^固件是指確保將力和力矩限制在3個正交方向的裝置或構筑物。等效錨固件可能是某個大型設備（如熱交換器）或一系列的支撐，這些支撐作為核電廠管道設計分析的一部分，確保將力和力矩限制在3個正交方向。核電廠應能夠確定符合核電廠CLB［例如，更新的最終安全分析評價報告（Final Safety Analysis Report，簡稱FSAR）］或其他CLB 文件資料中予以說明的等效錨固件，并且有能力說明在規(guī)則范圍內作為非安全相關的管道系統(tǒng)段邊界的一部分且一直到錨固件或等效錨固件（含該錨固件）的構筑物和部件。

NRC 也對此條例進行了補充解釋說明，雖然整個管段（包括相關的錨固件）已作為CLB的一部分進行分析，可以承受設計基準事件的負荷，但是管段或相關錨固件的故障可能造成管道系統(tǒng)的安全相關部分無法執(zhí)行CLB 所規(guī)定的預期功能。因此，審評人員必須核實核電廠的范圍界定方法是否包括了以下部分:（1）一起固定在錨固件的剩余非安全相關管道系統(tǒng)；（2）依據(jù)原則2 的規(guī)定，應納入LR 范圍的相關錨固件。

在某些特殊情況下，現(xiàn)有的CLB 可能并未對特殊管道系統(tǒng)段的等效錨固件固定點做出明確說明。對于這種情況，核電廠可以借用約束件和支撐件，以便將直接連載安全相關的管道系統(tǒng)的非安全相關管道SSCs納入LR范圍。

2.3.2 未直接連接安全級SSCs的非安全級SSCs

對于沒有連接到安全相關的管道或設備，或超出安全/非安全界面的第一個地震錨固件之外的非安全相關的SSCs，美國NRC進行了說明［9］:如果非安全相關的SSCs 仍具有一定空間關系，導致它們的失效可能會對安全相關的SSCs 的預期功能產(chǎn)生影響，那么，核電廠在進行篩選范圍評估時有兩種選擇，即采取緩解措施或預防措施，所采取的緩解措施應納入LR申請審查范圍內，非安全相關的SSCs 不在篩選范圍內；如緩解措施無效，則考慮采取預防措施，預防措施和非安全相關的SSCs一并納入LR申請審查范圍內［14,15］。

2.4 關于原則3的解讀

對于FSAR中涉及消防法規(guī)、環(huán)境鑒定、承壓熱沖擊、未能緊急停堆的預期瞬態(tài)和全廠斷電功能。NRC相關的解釋如下:

（1）可以根據(jù)核電廠的CLB、核電廠實際運行經(jīng)驗、行業(yè)經(jīng)驗以及現(xiàn)行工程分析文件來確定哪些SSCs 應該歸為執(zhí)照更新審查的初始關注范圍，以保證滿足原則3。

例如，在消防計劃中，要求非安全相關柴油發(fā)電機啟動，以滿足安全停堆需求，那么依據(jù)原則3的要求，核電廠應將該柴油發(fā)電機以及所有該發(fā)電機所需的輔助SSCs 都納入執(zhí)照更新范圍內。這類SSCs 可能包括但不限于冷卻水系統(tǒng)或有可操作性要求的系統(tǒng)、柴油機支架基座，以及火災情況下安全停堆所需的任何適用的電力電纜，及所有影響柴油發(fā)電機實現(xiàn)消防計劃中啟動功能的SSCs。

（2）核電廠在依據(jù)原則3確定審查范圍內的SSCs 時，無須考慮假想故障或第二、第三及第四級的支持系統(tǒng)。例如，若只是依賴非安全相關的柴油發(fā)電機保持其功能來證明核電廠符合全廠斷電法規(guī)要求，在這種情況下核電廠無須考慮下列SSCs:備用冷卻水系統(tǒng)、非抗震鑒定要求的建筑墻體、地震II/I級配置中非抗震鑒定要求的管道系統(tǒng)的高架部分。

但是需要注意的是，若非安全相關的柴油發(fā)電機依靠另一個特定冷卻系統(tǒng)冷卻柴油發(fā)電機汽缸套水冷卻系統(tǒng)來保證柴油發(fā)電機可運行，則這兩個冷卻系統(tǒng)必須包含在評估范圍內。

（3）對于全廠斷電事件，審查人員應核實電廠是否已經(jīng)囊括了在全廠斷電事件的“應對”和“恢復”過程中依賴的系統(tǒng)、構筑物和部件。此外，由于涉及廠外電力和廠內電力的恢復程序，所以，與廠外電源連接的廠外電力系統(tǒng)也應納入執(zhí)照更新的范圍。

同樣的，對于原則3的要求，審查仍然以核電廠特定的現(xiàn)行執(zhí)照基準、監(jiān)管要求為主要依據(jù)，核電廠無須考慮不屬于CLB、之前未經(jīng)歷過的或不適用于核電廠設施的假想故障。

2.5 篩選原則的示意圖

通過對10 CFR part54 法規(guī)中篩選原則的解讀和分析，可以得到篩選原則示意圖，如圖4 所示。

圖4 篩選原則示意圖Fig.4 Schematic diagram of screening principles

3 分析與結論

本文通過對美國核電廠LR 物項篩選原則的解讀得知:篩選原則是選出影響核電廠運行安全和滿足法規(guī)要求的SSCs，確定原則后根據(jù)篩選原則開展篩選活動，將符合篩選原則的SSCs納入老化管理和評估范圍中。

針對原則1，規(guī)定的3 項基本安全功能與核電廠物項安全分級原則是一致的，可根據(jù)核電廠FSAR 中規(guī)定的物項分級情況，將符合原則1要求的SSCs納入篩選范圍中。

針對原則2，為了滿足原則2 規(guī)定的范圍要求，需要確定哪些發(fā)生故障后可以阻礙實現(xiàn)原則1所確定的安全相關功能的非安全相關的SSCs（包括某些第二，第三或第四級支持系統(tǒng)），為了確定這樣的系統(tǒng)，需要考慮FSAR和內外部運行經(jīng)驗2 個方面因素，例如，F(xiàn)SAR 報告中包含了部分的事件分析:飛射物撞擊、吊車墜落、水淹、高能管道破裂，這些事件都是由于系統(tǒng)間的級聯(lián)和現(xiàn)場設備布置的空間關系，可能影響原則1中所述SSCs執(zhí)行其相關功能。

梳理內外部核電廠運行經(jīng)驗反饋時，也要基于核電廠的實際情況進行分析。例如，美國核電廠執(zhí)照更新申請報告中，針對中/低能管道泄漏、墜落，高能管道的噴射沖擊、甩擊和墜落，重型設備墜落等非核級SSCs 失效影響安全相關SSCs 的事例中，各核電廠由于管道系統(tǒng)的空間布置不同，篩選結果差異較大。核電廠Braidwood1 號、2 號機組中汽輪機廠房包含一些安全相關設備，存在空間影響，故執(zhí)照更新報告中需要考慮非核級設備失效對其的影響，而美國其他部分核電廠則未將汽輪機廠房的非核級設備納入篩選結果。此事例說明核電廠應該根據(jù)自身實際狀態(tài)和SSCs 布置等情況，將適用于自身核電廠的運行經(jīng)驗納入分析范圍中。

核電廠編制執(zhí)照更新申請報告時，對核電廠的狀態(tài)報告、質量缺陷報告、不符合項報告、運行事件報告同樣也要進行篩查。

核電廠在開展LR 申請工作時，只有通過深入理解篩選原則，基于核電廠自身的安全評估基準，以及對實際的運行狀態(tài)的掌握和運行經(jīng)驗的反饋，才能篩選出符合篩選原則的SSCs，進而對篩選出的SSCs 進行評估，評估其是否能夠保持其功能，以達到LR的要求。