羅水云，張小倩

（中電投江西核電有限公司，九江 332000）

1 AP1000技術(shù)簡要介紹

1.1 AP1000非能動(dòng)技術(shù)簡述

AP1000非能動(dòng)技術(shù)利用諸如重力、蒸發(fā)、冷凝、自然循環(huán)、對流和氣體蓄能啟動(dòng)等自然物理現(xiàn)象驅(qū)動(dòng)流體，帶走堆芯余熱和安全殼的熱量，無需交流電源驅(qū)動(dòng)。因此，AP1000核電廠設(shè)計(jì)發(fā)生了根本變化，與傳統(tǒng)能動(dòng)壓水堆比較而言，AP1000的部分安全系統(tǒng)被簡化或取消，如圖1所示。諸如正常余熱導(dǎo)出系統(tǒng)（RNS）、設(shè)備冷卻水系統(tǒng)（CCS）和化學(xué)容積控制系統(tǒng)（CVS）等能動(dòng)非安全系統(tǒng)是為非能動(dòng)的安全系統(tǒng)提供縱深防御作用，減少非能動(dòng)安全系統(tǒng)的啟動(dòng)，保證其可靠性和可用性對保護(hù)核電廠的巨大投資具有重要意義。NRC認(rèn)為本身不要求這些非安全相關(guān)系統(tǒng)滿足一切對安全相關(guān)系統(tǒng)所要求的準(zhǔn)則，但是，非能動(dòng)的安全系統(tǒng)的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)和較低的驅(qū)動(dòng)能力（與能動(dòng)系統(tǒng)比較），使得非能動(dòng)安全系統(tǒng)效果上存在不確定性。因此，NRC認(rèn)為應(yīng)對這些非安全相關(guān)系統(tǒng)進(jìn)行恰當(dāng)?shù)谋O(jiān)督管理，以盡可能保證對安全有重要貢獻(xiàn)的能動(dòng)系統(tǒng)在需要時(shí)可用，并提出非安全系統(tǒng)補(bǔ)充管理要求（Regulatory Treatment of Non Safety System，簡稱RTNSS）。

圖1 AP1000與第二代PWR比較Fig.1 Comparison between AP1000 and traditional PWR

1.2 AP1000系統(tǒng)和設(shè)備分類及分組

根據(jù)上述對AP1000的論述，因此可以把AP1000核電廠系統(tǒng)和設(shè)備可分為安全相關(guān)系統(tǒng)和設(shè)備、安全無關(guān)但重要系統(tǒng)和設(shè)備及非安全重要系統(tǒng)和設(shè)備［1-3］，如圖2所示。

（1）安全相關(guān)功能

AP1000非能動(dòng)的安全系統(tǒng)提供了反應(yīng)堆反應(yīng)性控制（RCS）、反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界和事故工況下堆芯余熱排出（PXS、PCS等）的安全功能，稱為安全相關(guān)SSCs。AP1000將這些安全相關(guān)SSCs分為A、B、C三組，分別對應(yīng)于ANS的安全1、2、3級。

（2）非安全相關(guān)縱深防御功能

非安全相關(guān)安全重要的系統(tǒng)和設(shè)備提供縱深防御功能，對安全有重要貢獻(xiàn)，AP1000將這些SSCs列為D組，其中Design Reliability Assurance Program，簡稱D-RAP范圍內(nèi)提出RTNSS管理要求。

（3）其他非安全相關(guān)功能

此類系統(tǒng)和設(shè)備主要分級為E、F、G、L、P、R、W非安全相關(guān)級，它們不執(zhí)行安全功能，包含的放射性物質(zhì)不足以超過適用的限值。

圖2 AP1000設(shè)備分組Fig.2 AP1000 equipment quality classification

2 中美核質(zhì)保法規(guī)、標(biāo)準(zhǔn)比較分析

2.1 中美核質(zhì)保法規(guī)、標(biāo)準(zhǔn)來源和結(jié)構(gòu)比較

我國參考國際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）的標(biāo)準(zhǔn)體系，經(jīng)過20多年的努力，已基本形成以法律、國務(wù)院條例和部門規(guī)章（HAF）、管理導(dǎo)則（HAD）、核安全法規(guī)技術(shù)文件（HAFJ）和技術(shù)標(biāo)準(zhǔn)等不同層次的核安全法規(guī)、標(biāo)準(zhǔn)體系，如圖3和圖4所示?；凇对幽芊ā芳啊逗税踩ā啡晕窗l(fā)布，核行業(yè)技術(shù)標(biāo)準(zhǔn)還未形成適合國情的體系標(biāo)準(zhǔn)的現(xiàn)實(shí)，國內(nèi)相關(guān)研究部門和學(xué)者對此研究提出很多建議［4］。

美國已形成以原子能法、聯(lián)邦法規(guī)（能源部分）、管理導(dǎo)則、NRC的技術(shù)文件及核電行業(yè)的標(biāo)準(zhǔn)和規(guī)范，完善的、結(jié)構(gòu)層次清晰的核電安全法規(guī)、標(biāo)準(zhǔn)體系，如圖3所示?？紤]到美國聯(lián)邦核質(zhì)保法規(guī)10 CFR 50附錄B《核電廠和燃料后處理廠質(zhì)量保證準(zhǔn)則》只規(guī)定了最基本質(zhì)保原則要求，為向?qū)嵤┓ㄒ?guī)的組織提供可執(zhí)行的詳細(xì)質(zhì)保要求，美國核管會(huì)（NRC）認(rèn)可采用美國ASME協(xié)會(huì)制訂的核質(zhì)保標(biāo)準(zhǔn)NQA-1［5］，其包含了附錄B的所有內(nèi)容，并對內(nèi)容進(jìn)行了擴(kuò)展。

圖3 中美核電法規(guī)、標(biāo)準(zhǔn)結(jié)構(gòu)比較Fig.3 Comparison between HAF and CFR

我國核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定（HAF 003-91）是根據(jù)IAEA 50-C-QA（88）直接等效采用，形成13章12個(gè)要素的核質(zhì)保體系結(jié)構(gòu)。而IAEA 50-C-QA（88）來源藍(lán)本是美國NQA-1（79）18章的要求，如圖4所示。

圖4 中國與美國核安全法規(guī)關(guān)系Fig.4 Relation between HAF and CFR

通過上述論述，NRC實(shí)際上通過執(zhí)行所批準(zhǔn)采用的核質(zhì)量保證標(biāo)準(zhǔn)NQA - 1， 實(shí)現(xiàn)政府監(jiān)管部門對核領(lǐng)域質(zhì)量保證要求的法規(guī)監(jiān)管。因此，NQA - 1標(biāo)準(zhǔn)在美國的地位及其內(nèi)容詳細(xì)程度相當(dāng)于中國的核安全法規(guī)HAF 003及其導(dǎo)則。中國核安全法規(guī)的來源證實(shí)了AP1000引入中國后，為適用中國核安全法規(guī)提供了依據(jù)。

2.2 中美核質(zhì)保法規(guī)的適用范圍比較

《核電廠質(zhì)量保證規(guī)定》（HAF 003-91）提出的原則和目標(biāo)是適用于“對安全重要物項(xiàng)和服務(wù)質(zhì)量具有影響的各種活動(dòng)”［6］，而10 CFR 50規(guī)定“對于安全重要級別中的安全相關(guān)物項(xiàng)的活動(dòng)需要建立并實(shí)施滿足10 CFR 50附錄B的質(zhì)量保證大綱”［7］。附錄B僅適用于“安全相關(guān)的物項(xiàng)及活動(dòng)”，非“安全重要物項(xiàng)和服務(wù)的活動(dòng)”，這與HAF 003規(guī)定的不同，如圖5所示。

《核電廠質(zhì)量保證規(guī)定》（HAF 003-91）又提出“本規(guī)定對陸上固定式熱中子反應(yīng)堆核電廠質(zhì)量保證提出了必須滿足的基本要求”。因此，通過上述分析，AP1000引入中國后，安全重要物項(xiàng)和服務(wù)均應(yīng)執(zhí)行《核電廠質(zhì)量保證規(guī)定》（HAF 003-91）的要求，即HAF 003的核質(zhì)量保證要求。

圖5 中美核質(zhì)保法規(guī)適用范圍比較Fig.5 Application Scope of HAF & CFR

2.3 HAF 003（91）與NQA-1（94）的比較分析簡述

目前國內(nèi)核質(zhì)保業(yè)界從兩者的文本結(jié)構(gòu)和具體內(nèi)容等，對HAF 003與NQA-1兩者比較分析，做了大量工作［8］，得出的主要結(jié)論是：①結(jié)構(gòu)不一致，但內(nèi)容仍保持一定的對應(yīng)關(guān)系；②具體內(nèi)容：商品級（Commercial Grade ）物項(xiàng)的檢查和試驗(yàn)、計(jì)算機(jī)程序控制、檢查和試驗(yàn)控制軟件、物項(xiàng)的裝儲(chǔ)運(yùn)等方面的質(zhì)保要求，NQA-1提出了更為詳細(xì)的具體要求。

根據(jù)IAEA安全導(dǎo)則《核電廠反應(yīng)堆堆芯設(shè)計(jì)》（NS-G-1.12）［9］將要修訂我國《核動(dòng)力廠反應(yīng)堆堆芯設(shè)計(jì)》中第五章“設(shè)計(jì)中的質(zhì)量保證”提到的“在開發(fā)和評價(jià)安全分析所用的計(jì)算機(jī)程序及相關(guān)的方法時(shí)，應(yīng)實(shí)施高水平的質(zhì)量保證”。

根據(jù)HAF 003與NQA-1在具體內(nèi)容上的區(qū)別，結(jié)合AP1000工程實(shí)際，“計(jì)算機(jī)程序的質(zhì)量保證”和“商品級物項(xiàng)的質(zhì)量管理”等將是HAF 003面臨的質(zhì)量保證管理上的真空。

3 西屋公司程序?qū)P1000的質(zhì)量保證要求

3.1 與AP1000安全相關(guān)系統(tǒng)、結(jié)構(gòu)和部件的質(zhì)量保證要求

對安全級設(shè)備（A、B、C）根據(jù)US NRC 10 CFR 50規(guī)定，應(yīng)建立和實(shí)施滿足10 CFR 50附錄B的質(zhì)量保證大綱，并滿足10 CFR 21的要求。對于D-RAP范圍內(nèi)安全級設(shè)備除滿足前面質(zhì)量保證要求外，D-RAP范圍內(nèi)的SSCs還要求提交一份運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)報(bào)告（Operating Experience Report，簡稱OPEX），以確保能夠維持D-RAP的可靠性。西屋公司編制了《AP1000系統(tǒng)、構(gòu)筑物和部件質(zhì)量保證要求》（APP-GW-GAH-020）［10］和《AP1000標(biāo)準(zhǔn)核電廠安全相關(guān)設(shè)備/服務(wù)質(zhì)量保證要求》（QAR，APP-GW-GAH-030）［11］程序文件。

3.2 與安全無關(guān)但對安全有重要影響的系統(tǒng)和設(shè)備質(zhì)量保證要求

前面已分析NRC要求對與安全無關(guān)，但對電廠安全有重要影響的系統(tǒng)和設(shè)備提出非安全系統(tǒng)的補(bǔ)充管理要求（RTNSS），并且已制訂非安全系統(tǒng)的監(jiān)管辦法（NUREG-0800，Section17.5，Guidance on Quality control for RTNSS SSCs），規(guī)定其涵蓋范疇及接收準(zhǔn)則等。對于與安全無關(guān)但對安全有重要貢獻(xiàn)D-RAP范圍內(nèi)的SSCs要求供方提交一份運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)報(bào)告（OPEX）。西屋公司結(jié)合Design Control Document（簡稱DCD，DCD中表17-1）對RTNSS設(shè)備的質(zhì)量保證要求和NRC標(biāo)準(zhǔn)審查大綱（NUREG-0800）第17.5章“RTNSS系統(tǒng)、構(gòu)筑物和設(shè)備的質(zhì)量控制導(dǎo)則”制訂了《AP1000 RTNSS系統(tǒng)、構(gòu)筑物和部件的附加質(zhì)量保證要求》（APP-GW-GAM-200）［12］和《AP1000 RTNSS過程實(shí)施》（APP-GW-GL-026）［13］程序文件，見表1。

表1 AP1000設(shè)備質(zhì)量要求Table 1 AP1000 quality requirement

3.3 設(shè)備可用率可靠性質(zhì)量要求

在圖2中屬于R類的設(shè)備，西屋公司對其提出了附加的失效模型效果分析（Failure Module Effect Analysis，簡稱FMEA）或設(shè)計(jì)審查的質(zhì)量保證要求，并編制《AP1000可用率分級方法》（APPGW-GRR-040）［14］和《AP1000設(shè)計(jì)可靠性保證大綱》（APP-GW-GRR-009）［15］程序文件，見表2。

表2 設(shè)備可用率可靠性質(zhì)量要求Table 2 AP1000 production & reliability requirement

4 AP1000自主化依托項(xiàng)目質(zhì)量保證要求

AP1000自主化依托項(xiàng)目總承包合同中對核島各層次、各類別、對安全有重要貢獻(xiàn)的設(shè)備供方提出的質(zhì)量保證基本原則要求如下。

（1）供方應(yīng)建立和保持供方層次上的項(xiàng)目質(zhì)量保證大綱，該大綱遵守中國法規(guī) HAF 003（1991）和美國NRC 10 CFR 50附錄B和ASME NQA-1、ISO9001-2000的要求。

（2）與安全相關(guān)的物項(xiàng)、服務(wù)和活動(dòng)，供方應(yīng)執(zhí)行滿足中國法規(guī)HAF 003（1991），IAEA法規(guī) 50-C/SG-Q （1996）和 US NRC 10 CFR 50 附錄B或ASME NQA-1的質(zhì)量保證要求。

（3）與安全無關(guān)但對電廠的安全有重要影響的系統(tǒng)、結(jié)構(gòu)和部件（SSCs），供方應(yīng)執(zhí)行與其（指供方）在AP1000設(shè)計(jì)許可證中的設(shè)計(jì)分類和NUREG-0800 17.5.II.V中的要求相一致質(zhì)量控制要求。

（4）對于安全無關(guān)且對核電廠安全不起重要作用的物項(xiàng)和服務(wù)的供方應(yīng)制定確保所供物項(xiàng)和服務(wù)的質(zhì)量所必須相應(yīng)的控制措施。

上述質(zhì)量保證條款主要分別對供方、安全相關(guān)物項(xiàng)和服務(wù)供方、安全無關(guān)但對安全有重要影響的物項(xiàng)和服務(wù)供方及安全無關(guān)且對安全不起重要作用的物項(xiàng)和服務(wù)供方提出了質(zhì)量保證的基本原則要求。

5 后續(xù)AP1000項(xiàng)目質(zhì)量保證要求的建議

通過本文的分析論述，后續(xù)國產(chǎn)化AP1000項(xiàng)目質(zhì)量保證要求在滿足國內(nèi)核安全法規(guī)HAF 003的前提下，應(yīng)補(bǔ)充以下質(zhì)量保證要求。

（1）根據(jù)HAF 003使用范圍規(guī)定，與安全無關(guān)但對核電廠有重要影響的物項(xiàng)和服務(wù)的供方應(yīng)建立和實(shí)施滿足HAF 003要求的核質(zhì)量保證大綱。

（2）結(jié)合我國《核動(dòng)力廠反應(yīng)堆堆芯設(shè)計(jì)》導(dǎo)則的修訂要求及AP1000工程實(shí)際，提出設(shè)計(jì)計(jì)算機(jī)程序軟件質(zhì)量保證要求和商品級物項(xiàng)質(zhì)量控制要求，并且其他諸如設(shè)備裝、儲(chǔ)、運(yùn)等其他更詳細(xì)要求參照NRC認(rèn)可NQA-1標(biāo)準(zhǔn)執(zhí)行。

（3）根據(jù)西屋質(zhì)保文件要求，根據(jù)系統(tǒng)設(shè)備對發(fā)電可靠性的影響程度不同提出設(shè)備可靠性的質(zhì)量保證要求。

（4）后續(xù)AP1000國產(chǎn)化項(xiàng)目質(zhì)量保證要求具體條款和設(shè)備可靠性質(zhì)量保證要求將作進(jìn)一步探討和研究。

［1］Westinghouse. AP1000 Design Control Document. DCD，Rev17，2008［R］. Pittsburgh：Westinghouse，2008.

［2］羅水云，張清川. AP1000核電廠質(zhì)量保證分級方法探討［J］.核安全，2012（1）：10-14.

［3］羅水云，劉小燕.AP1000與傳統(tǒng)壓水堆物項(xiàng)分級的比較分析［J］.核安全，2012（1）：32-35.

［4］商照榮，王文海.借鑒IAEA安全標(biāo)準(zhǔn)體系完善我國核與輻射安全法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)體系［J］.核安全，2010（4）：3-13.

［5］The American Society of Mechanical Engineers. ASME NQA-1-Quality Assurance Requirements for Nuclear Facility Applications. 2008.

［6］國家核安全局. 核電廠質(zhì)量保證安全規(guī)定（HAF 003）［S］.北京：國家核安全局，1991.

［7］NRC.10CFR50 Domestic Licensing of Production &Ulization Facility.［S］. Washion D.C. ：NRC，1998.

［8］余群.中國核電項(xiàng)目應(yīng)用美國核電質(zhì)保法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)的探討［J］.核電質(zhì)保，2009（4）：16-24.

［9］IAEA. Design of the Reactor Core for Nuclear Power Plant，Safety Guide NS-G-1.12［S］. Vienna：IAEA，2006.

［10］Westinghouse. AP1000 System， Structure and Components Quality Requirements （APP-GW-GAH-020）［R］.Pittsburgh：Westinghouse，2009.

［11］Westinghouse. Quality Assurance Requirements for Safetyrelated Components/Services of Standard AP1000 Plants（QAR，APP-GW-GAH-030）［R］.Pittsburgh：Westinghouse，2011.

［12］Westinghouse. AP1000 Quality Assurance Requirements for RTNSS System， Structure， and Components （APPGW--GAM-200）［R］.Pittsburgh：Westinghouse，2011.

［13］Westinghouse. AP1000 Implementation of the Regulatory Treatment of Non-safety Systems Process（APP-GWGL-026）［R］.Pittsburgh：Westinghouse，2011.

［14］Westinghouse. AP1000 Power Production Reliability Classification Methodology （APP-GW-GRR-040）［R］.Pittsburgh：Westinghouse，2011.

［15］Westinghouse. AP1000 Design Reliability Assurance Program （APP-GW-GRR-009）［R］.Pittsburgh：Westinghouse，2011.