基于SSG-48分析IAEA關(guān)于老化范圍篩選的新要求

龔怒 張鋒 趙博康 魏松林 張益舟

中核武漢核電運(yùn)行技術(shù)股份有限公司 湖北武漢 430223

系統(tǒng)、構(gòu)筑物和部件（SSCs）老化的有效管理是核電機(jī)組安全、可靠運(yùn)行的一個(gè)重要因素。隨著越來越多的營運(yùn)單位對(duì)核電機(jī)組在超過其初始預(yù)期壽命后繼續(xù)運(yùn)行的關(guān)注，核電機(jī)組的延壽安全運(yùn)行也越來越引起重視[1]。為進(jìn)一步提高核技術(shù)的安全性、改善經(jīng)濟(jì)性，IAEA在調(diào)研世界各國核電機(jī)組在老化管理和延壽方面取得的良好實(shí)踐基礎(chǔ)上，于2018年發(fā)布了《Ageing Management and Development of a Programme for Long Term Operation of Nuclear Power Plants》（SSG-48），修訂并取代了2009年發(fā)布的安全標(biāo)準(zhǔn)《Ageing Management for Nuclear Power Plants》（NS-G-2．12），同時(shí)還取代了IAEA分別于1999年和2007年發(fā)布的安全報(bào)告《Implementation and Review of a Nuclear Power Plant Ageing Management Programme》、《Safe Long Term Operation of Nuclear Power Plants》。

SSG-48為核電機(jī)組實(shí)施有效的老化管理和支持延壽運(yùn)行的安全論證提出指導(dǎo)和建議，包括構(gòu)建老化管理組織機(jī)構(gòu)，實(shí)施老化篩選、機(jī)理分析、老化管理審查，以及開發(fā)老化管理大綱、支持延壽運(yùn)行的大綱等方面[2]。與被取代的老化管理導(dǎo)則和安全報(bào)告相比，SSG-48提出的新要求對(duì)老化范圍篩選的影響較大。本文重點(diǎn)分析了SSG-48提出的老化范圍篩選新要求，探討了我國當(dāng)前的老化范圍篩選技術(shù)和以及后續(xù)需要提高的方向。

1 SSG-48的新要求

SSG-48針對(duì)老化范圍篩選提出的新要求主要體現(xiàn)在篩選原則方面。在NS-G-2．12的老化范圍篩選中，要求采用系統(tǒng)化的方法集中資源重點(diǎn)關(guān)注那些對(duì)核電機(jī)組安全運(yùn)行有不利影響且對(duì)老化劣化敏感的SSCs，同時(shí)還應(yīng)關(guān)注那些雖然本身不具有安全功能、但其失效會(huì)妨礙其它SSCs執(zhí)行安全功能的SSCs。在SSG-48中，將概念性的老化范圍篩選進(jìn)行具體化規(guī)定，明確范圍篩選原則，滿足以下原則的SSCs應(yīng)納入老化管理范圍：

（1）執(zhí)行基本安全功能的安全重要SSCs，這些基本安全功能包括控制反應(yīng)性，排出堆芯余熱、導(dǎo)出乏燃料貯存設(shè)施所貯存燃料的熱量，以及包容放射性物質(zhì)、屏蔽輻射、控制放射性的計(jì)劃排放、限制事故的放射性釋放；

（2）失效妨礙安全重要SSCs執(zhí)行預(yù)定功能的非核安全級(jí)SSCs，這些非核安全級(jí)SSCs需要考慮的潛在失效情況包括旋轉(zhuǎn)機(jī)械導(dǎo)致的撞擊、起重設(shè)備墜落、水淹、高能管線破裂、流體從壓力邊界的泄漏；

（3）安全分析中進(jìn)行論證、應(yīng)對(duì)特定事件的SSCs，以滿足國家核安全監(jiān)管的要求，這些事件應(yīng)包括預(yù)防或緩解內(nèi)部事件的SSCs（例如內(nèi)部火災(zāi)和內(nèi)部水淹）、預(yù)防或緩解外部災(zāi)害SSCs（例如極端氣候、地震、海嘯、外部洪水、龍卷風(fēng)）、預(yù)防或緩解監(jiān)管事件的SSCs（例如壓力容器熱沖擊、未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)、全廠斷電）、預(yù)防或緩解設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況或嚴(yán)重事故后果的SSCs。

在SSG-48的老化范圍篩選原則中，第（1）項(xiàng)原則為核安全級(jí)篩選原則，一般來說，核電機(jī)組中執(zhí)行基本安全功能的SSCs為核安全級(jí)，這些核安全級(jí)SSCs能使核電機(jī)組在發(fā)生設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故后回到安全狀態(tài)，防止反應(yīng)堆堆芯損傷和放射性釋放，應(yīng)納入老化管理范圍；第（2）項(xiàng)原則為非核安全級(jí)篩選原則，主要是從核電機(jī)組的內(nèi)部危害性方面，考慮非核安全級(jí)SSCs的失效對(duì)安全重要SSCs執(zhí)行預(yù)定功能造成的影響，并對(duì)這些非核安全級(jí)SSCs進(jìn)行安全評(píng)估，將評(píng)估中涉及到的SSCs納入老化管理范圍。SSG-48的第（1）項(xiàng)和第（2）項(xiàng)老化范圍篩選原則與NS-G-2．12的老化范圍篩選要求基本一致，但SSG-48的第（2）項(xiàng)老化范圍篩選原則更加具體和充實(shí)，明確了非核安全級(jí)SSCs可能發(fā)生的失效情況以及其造成的影響，在實(shí)施老化范圍篩選上更容易操作。

SSG-48的第（1）項(xiàng)和第（2）項(xiàng)老化范圍篩選原則都是基于核電機(jī)組的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)進(jìn)行的安全考慮。SSG-48的第（3）項(xiàng)老化范圍篩選原則是新增要求，其基于核安全監(jiān)管規(guī)定，融入了核技術(shù)發(fā)展取得的新成果、良好實(shí)踐，將滿足核電機(jī)組特定監(jiān)管事件要求的SSCs、應(yīng)對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的SSCs或包含多重故障的事故承受能力的SSCs篩選進(jìn)來，使范圍篩選結(jié)果更加科學(xué)和完整，這也從側(cè)面體現(xiàn)了全球核電機(jī)組在核技術(shù)上的新發(fā)展和改進(jìn)，老化管理工作的持續(xù)推進(jìn)和優(yōu)化以及核安全水平的不斷提升。

SSG-48的第（3）項(xiàng)老化范圍篩選原則需要綜合考慮核電機(jī)組現(xiàn)行執(zhí)照基準(zhǔn)、業(yè)內(nèi)和工業(yè)界的實(shí)際運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)、已有的工程評(píng)估結(jié)果。根據(jù)當(dāng)前核電機(jī)組已開展或者正在開展的新技術(shù)改進(jìn)，國內(nèi)機(jī)組的以下三種典型SSCs與SSG-48的第（3）項(xiàng)老化范圍篩選原則相關(guān)，簡要分析如下：

2.1 火災(zāi)危害性分析

核電機(jī)組通過對(duì)防火區(qū)進(jìn)行火災(zāi)危害性分析，設(shè)置相關(guān)消防設(shè)施，包括火災(zāi)探測系統(tǒng)，即在火災(zāi)發(fā)生后能夠及早發(fā)現(xiàn)、定位并發(fā)出警報(bào)；滅火系統(tǒng)，即對(duì)不同程度的火災(zāi)，提供滅火手段；防火封隔屏障以及煙霧控制系統(tǒng)，即采取預(yù)防措施盡量減少火災(zāi)的發(fā)生，限制火災(zāi)的蔓延[3]。這些消防設(shè)施保護(hù)核安全級(jí)SSCs免受火災(zāi)的影響，進(jìn)一步提高核電機(jī)組的安全水平，應(yīng)納入老化管理范圍。

2.2 福島事故后改進(jìn)要求

為了吸取福島核事故的經(jīng)驗(yàn)反饋，進(jìn)一步提高核電機(jī)組的安全性，核電機(jī)組實(shí)施多項(xiàng)福島事故后改進(jìn)項(xiàng)[4]。這些具體的改進(jìn)項(xiàng)包括核電機(jī)組安全相關(guān)廠房和設(shè)備的外部防洪設(shè)施的改進(jìn)、一回路應(yīng)急補(bǔ)水的改進(jìn)、二回路應(yīng)急補(bǔ)水的改進(jìn)、廠區(qū)水源增設(shè)臨時(shí)取水接口的改進(jìn)、增設(shè)移動(dòng)電源的改進(jìn)、乏燃料水池增設(shè)應(yīng)急補(bǔ)水的改進(jìn)、嚴(yán)重事故下氫氣濃度監(jiān)測的改進(jìn)、應(yīng)急控制中心可居留的改進(jìn)等方面，則這些相關(guān)的SSCs應(yīng)納入老化管理范圍。

2.3 對(duì)抗嚴(yán)重事故的改進(jìn)要求

嚴(yán)重事故屬于造成堆芯明顯惡化的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故或設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況[5]。核電機(jī)組應(yīng)通過工程判斷、確定論和概率評(píng)價(jià)相結(jié)合的方法確定可能導(dǎo)致嚴(yán)重事故的序列，并專門增設(shè)附加的用于嚴(yán)重事故的安全設(shè)施，或者擴(kuò)展安全系統(tǒng)的能力，來預(yù)防嚴(yán)重事故的發(fā)生或減輕嚴(yán)重事故的后果。具體合理可行的改進(jìn)技術(shù)通常包括增設(shè)非能動(dòng)氫復(fù)合器、增設(shè)廠區(qū)附加柴油發(fā)電機(jī)、增設(shè)一臺(tái)汽動(dòng)輔助給水泵、采用穩(wěn)壓器卸壓功能的延伸等，則這些相關(guān)的SSCs應(yīng)納入老化管理范圍。

2 討論和建議

在SSG-48根據(jù)核電廠的安全設(shè)計(jì)基準(zhǔn)和重要的技術(shù)改進(jìn)，從核安全、影響核安全、核安全監(jiān)管事件三個(gè)方面實(shí)現(xiàn)對(duì)老化管理范圍的全覆蓋，且每一項(xiàng)范圍篩選原則都明確了需要開展分析或論證的事件，將篩選原則進(jìn)行具體化規(guī)定。尤其是SSG-48的第（3）項(xiàng)新增范圍篩選原則，將特定監(jiān)管事件相關(guān)的SSCs、針對(duì)核電機(jī)組的薄弱環(huán)節(jié)而特別增設(shè)的非安全級(jí)SSCs或延伸安全功能的SSCs、經(jīng)驗(yàn)反饋相關(guān)的SSCs篩選進(jìn)來進(jìn)行老化管理，以提高核電廠的整體安全水平。另外，SSG-48還將老化范圍篩選原則與后續(xù)延壽安全分析中的范圍篩選論證進(jìn)行統(tǒng)一，同時(shí)兼顧與定期安全審查中的老化范圍篩選審查進(jìn)行接口，為核電機(jī)組后期的定期安全審查和延壽安全運(yùn)行提供老化范圍依據(jù)。

近年來，我國一直致力于全壽期老化管理，在保障安全的基礎(chǔ)上積極探索延壽技術(shù)。其中，老化范圍篩選是所有老化管理工作的輸入和基礎(chǔ)。我國核安全局于2012年發(fā)布《核動(dòng)力廠老化管理》（HAD 103/12），其對(duì)SSCs的篩選要求進(jìn)行規(guī)定，基本與IAEA的NS-G-2．12的范圍篩選說明類似，并未包括SSG-48中規(guī)定的第（3）項(xiàng)新增范圍篩選原則；在2015年發(fā)布《＜核電廠運(yùn)行許可證＞有效期限延續(xù)的技術(shù)政策（試行）》（簡稱“技術(shù)政策”）[6]，其規(guī)定了核電廠運(yùn)行許可證有效期限延續(xù)的安全評(píng)估范圍，具體包括五項(xiàng)篩選原則，這與SSG-48中規(guī)定的三項(xiàng)范圍篩選原則的安全性主旨基本一致，但是在具體的實(shí)施上還需要基于我國核電機(jī)組的運(yùn)維特點(diǎn)作相應(yīng)的優(yōu)化處理。

由于我國各核電機(jī)組實(shí)施老化范圍篩選的時(shí)間跨度較長，存在部分核電機(jī)組按照HAD 103/12的規(guī)定篩選出所有核安全級(jí)SSCs和極少數(shù)影響安全功能的非核安全級(jí)SSCs、部分核電機(jī)組按照技術(shù)政策篩選出滿足五項(xiàng)安全評(píng)估范圍篩選原則的SSCs的情況，這導(dǎo)致各核電機(jī)組在老化管理工作實(shí)施的廣度和深度方面均存在一定的差異性。我國應(yīng)吸取SSG-48將日常老化管理、定期安全審查、延壽安全運(yùn)行中的老化范圍篩選建立統(tǒng)一性的思路，無論是從滿足核安全監(jiān)管部門的要求還是從完善老化管理和延壽技術(shù)體系的角度出發(fā)，我國都應(yīng)該盡早研究日常老化管理范圍與定期安全審查中的老化要素審查范圍、延壽技術(shù)中安全論證范圍的對(duì)接，建立規(guī)范化和標(biāo)準(zhǔn)化的老化范圍篩選技術(shù)。

3 結(jié)語

SSG-48提出的老化范圍新要求對(duì)概念性的規(guī)定給出了具體化和流程化規(guī)定，明確老化范圍篩選原則、定期安全審查中的老化要素審查范圍、延壽安全分析中的范圍篩選論證方法，特別是新增以改善核電機(jī)組薄弱環(huán)節(jié)、提高核電機(jī)組整體安全水平為目標(biāo)的SSCs納入老化管理范圍，這對(duì)各成員國更科學(xué)的開展核電機(jī)組的老化范圍篩選有重要的意義。我國核電廠應(yīng)更深入學(xué)習(xí)國際上的先進(jìn)理念和良好實(shí)踐，積極與最新的老化范圍篩選理念進(jìn)行對(duì)標(biāo)，不斷完善、發(fā)展老化管理和延壽的范圍篩選技術(shù)，進(jìn)而為核電機(jī)組持續(xù)安全、穩(wěn)定、經(jīng)濟(jì)的運(yùn)行提供良好的基礎(chǔ)。