摘要：對核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件分級的目的在于對于物項分級管理，以相對有限的資源保證核電廠的安全性、可靠性和經(jīng)濟性。AP1000沿用了傳統(tǒng)壓水堆核電廠的常規(guī)分級方法，包括安全分級、抗震分類和規(guī)范分級等;同時也有自身的特有分級，包括與核電廠經(jīng)濟性相關的發(fā)電可靠性分級（R分級）、非能動核電廠特有的非安全相關系統(tǒng)補充監(jiān)督管理（RTNSS）以及先進核電廠所要求的設計可靠性保證大綱（D-RAP）。本文將對上述分級方法所構建的AP1000構筑物、系統(tǒng)和部件分級體系進行總結和分析。

關鍵詞：AP1000;核電廠;物項分級

1.前言

IAEA?SSR-2/1文件規(guī)定[1]：“必須確定所有安全重要物項并根據(jù)其安全功能和安全重要性分級。”對于傳統(tǒng)壓水堆核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件（通稱為“物項”）分級含義而言，狹義上專指物項的安全分級，廣義上除安全分級外，還包括抗震分類、規(guī)范分級和質(zhì)量保證分級。

由我國從美國西屋公司引進的第三代非能動核電廠AP1000采用非能動安全系統(tǒng)，運用設計簡化、數(shù)字化儀控和模塊化設計建造等先進理念，具有較高的安全性和良好的經(jīng)濟性，AP1000型核電廠將成為我國核電后續(xù)發(fā)展的重要堆型。AP1000沿用了傳統(tǒng)壓水堆核電廠的常規(guī)分級方法，包括安全分級、抗震分類、規(guī)范分級等;同時提出了特有的分級方法，其中包括與核電廠經(jīng)濟性相關的發(fā)電可靠性分級（R分級）、非能動核電廠特有的非安全相關系統(tǒng)補充監(jiān)督管理（RTNSS）以及先進核電廠所要求的設計可靠性保證大綱（D-RAP）等。本文對AP1000的物項分級體系進行系統(tǒng)性的總結和分析，使AP1000設計、建造和運行的相關人員加深對AP1000物項分級的了解。

2.常規(guī)分級

在常規(guī)分級方面，AP1000的相關分級包括安全分級、抗震分類和規(guī)范等級，但并不包括質(zhì)量保證分級。下面將對這些分級進行逐一介紹，同時對AP1000未采用質(zhì)量保證分級的情況作分析說明。

2.1?安全分級

安全分級是整個傳統(tǒng)分級體系的基礎。AP1000的安全分級方法主要參考ANS?51.1中安全分級的相關內(nèi)容，并結合了非能動核電廠的自身特點。從分級方法上講，AP1000安全分級屬于確定論分級方法。AP1000的安全分級級別分為A級、B級、C級、D級和其他級別（包括E、F、G、L、P、R、W級）。

2.1.1?安全相關級

A級、B級、C級為安全相關，適用于設計基準事故（DBA）期間或之后提供或支持安全功能的物項?；镜陌踩δ馨ǎ?/p>

反應堆冷卻劑壓力邊界完整性;

停堆和維持安全工況;

防止和緩解事故后放射性廠外泄漏導致超過法規(guī)限值。

總的來講，A級適用于反應堆冷卻劑壓力邊界（RCPB），其失效后會引起失水事故，包括與RCPB連接的隔離閥和相應的機械支撐，該等級具有最高級別的完整性和最低的泄漏概率。B級主要適用于設計基準事故后限制放射性物質(zhì)從安全殼向外泄漏以及用于應急反應性控制（如控制棒）的物項。C級適用于提供或支持其他安全功能的物項。

由于AP1000采用了非能動安全系統(tǒng)，所以在安全級物項方面，與傳統(tǒng)壓水堆核電廠存在一定的差異。

（1）AP1000非能動安全系統(tǒng)僅依賴于自然力（如重力，流體的自然循環(huán)、自然對流、蒸發(fā)、冷凝等）以及壓縮流體、蓄電池等的蓄能，而不需要泵、風機或柴油發(fā)電機等能動部件，來完成堆芯和安全殼熱量導出等核電廠安全功能。所以，以往傳統(tǒng)壓水堆核電廠中安全級的能動安全系統(tǒng)的支持性系統(tǒng)在AP1000中降級為非安全級，如為轉(zhuǎn)動泵提供設備冷卻的設備冷卻水系統(tǒng)、提供驅(qū)動交流電的備用柴油機系統(tǒng)。

（2）傳統(tǒng)壓水堆核電廠的能動專設安全系統(tǒng)（包括安全注入系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)）為安全2級，在AP1000中（包括非能動堆芯冷卻系統(tǒng)和非能動安全殼冷卻系統(tǒng)）為C級（相當于安全3級）。筆者認為：AP1000對這些系統(tǒng)降級，主要是因為考慮這些系統(tǒng)在事故后不承擔安全殼壓力邊界的功能。

2.1.2?非安全相關級

與傳統(tǒng)壓水堆核電廠物項分級相比，AP1000的非安全相關級別更為細化，包括：D、E、F、G、L、P、R、W級。D級是附加了采購、檢查和檢測額外要求的非安全級，適用于為核電廠提供縱深防御功能、放射性物質(zhì)處理、乏燃料操作等。E、F、G、L、P、R、W級為除D級以外的非安全相關級。其中E級適用于沒有專門工業(yè)標準的非安全或分級的設備;F級和G級用于消防系統(tǒng);L級用于加熱、通風和空調(diào)系統(tǒng);P級用于給排水設備;R級用于容納、清潔或排除放射性污染空氣的空氣凈化機組和設備;W級用于水工系統(tǒng)和設備。

2.2?抗震分類

AP1000將電廠的系統(tǒng)、構筑物和部件依照有關可抵抗安全停堆地震（SSE）影響的要求進行分類，劃分為抗震I類（C-I）、抗震II類（C-II）和非抗震類（NS）。

2.2.1?抗震I類（C-I）

抗震I類適用于要求在SSE地震條件下既要保證物項的完整性又要保持安全功能的物項。A級、B級和C級物項的抗震分類一般為抗震I類。

2.2.2?抗震II類（C-II）

抗震II類適用于要求在SSE地震條件下僅需保證物項的完整性不要求保持安全功能的物項。物項劃分為抗震II類是為了預防在SSE地震時結構失效而影響安全相關物項執(zhí)行安全功能或?qū)χ骺刂剖胰藛T造成不能承受的傷害。滿足上述要求的非安全級物項可劃分為抗震II類。

2.2.3?非抗震類（NS）

非抗震類是指那些沒有被歸類為抗震I類或II類定義的物項。

2.3?規(guī)范等級

所謂規(guī)范等級，是指為滿足不同安全分級物項在質(zhì)量和性能上的要求而確定的規(guī)范等級和選擇合適的建造規(guī)范。AP1000設計主要采用的是美國國內(nèi)的相關規(guī)范和標準，包括ASME、ANSI、IEEE和NFPA標準等等。安全分級同所采用的設計建造規(guī)范之間的主要對應關系見表2-1。

表2-1?安全分級與設計建造規(guī)范對應表

安全分級

建造規(guī)范

安全相關級

A級

ASME-III，NB

B級

ASME-III，NC（安全殼設備采用NE）

C級

ASME-III，ND

非安全相關級

D級

承壓容器-ASME，第VIII卷

管系-ANSI?B31.1

泵-API?610，水力協(xié)會標準

閥-ANSI?B?16.34

空氣儲存罐-API-650，AWWA?D100

0-15psig儲存罐-API-620

F級和G級

ANSI?B31.1、NFPA

L級

SMACNA、AMCA-500

P級

BOCA?Basic/National?Plumbing?Code

R級

ASME509

W級

AWWA

2.4?質(zhì)量保證分級

傳統(tǒng)壓水堆核電廠基于物項的安全分級等因素對物項進行質(zhì)量保證分級，針對于每個質(zhì)量保證等級分別提出相應的質(zhì)量保證要求，以使得物項設計、采購、制造、安裝、運行和維護等活動中實施合理的質(zhì)量保證措施。而AP1000的質(zhì)量保證要求直接基于安全分級，并沒有專門的提出質(zhì)量保證分級的概念，其安全分級與質(zhì)量保證要求的對應關系見表2-2。同時，AP1000在其他分級中提出了補充的質(zhì)保要求，發(fā)電可靠性分級、RTNSS和D-RAP的質(zhì)保要求分別參見3.1節(jié)、3.2節(jié)和3.3節(jié)。

表2-2?安全分級與質(zhì)保要求對應表

安全分級

應滿足的質(zhì)量保證要求

A、B、C級

10CFR50附錄B、10CFR21、ASME?NQA-1

D級

工業(yè)標準（如ISO900）

其他非安全級

企業(yè)標準

3.AP1000特有分級

從核電廠設計和運行可靠性的角度，AP1000提出了發(fā)電可靠性分級（R分級）、非安全相關系統(tǒng)補充監(jiān)督管理（RTNSS）、設計可靠性保證大綱（D-RAP）三個有別于傳統(tǒng)壓水堆核電廠的特有分級。其中RNTSS和D-RAP與核電廠安全性相關，主要考慮設備失效對核電廠安全風險的影響;R分級與核電廠經(jīng)濟性相關，考慮設備失效對核電廠發(fā)電造成的影響。

3.1?發(fā)電可靠性分級

AP1000核電廠的可用率目標為93%。為了提高核電廠穩(wěn)定發(fā)電能力并在一定程度上支持上述目標的實現(xiàn)，AP1000開發(fā)了一套用于識別發(fā)電關鍵設備方法，即發(fā)電可靠性分級方法。

AP1000發(fā)電可靠性分級方法基本原理是：基于單一設備故障準則，假設設備失效并在一定時間內(nèi)得不到恢復，其對電廠正常發(fā)電運行或計劃停堆等相關方面造成了影響，則將該設備認定為發(fā)電關鍵設備（R級設備），并根據(jù)其產(chǎn)生的具體影響程度來進一步劃分R分級的等級。同時，為提高發(fā)電重要設備的可靠性，針對不同R級別物項分別制定了對應的質(zhì)量保證措施。表3-1給出了R分級的劃分準則和對應質(zhì)量保證措施。

表3-1?R分級劃分準則和質(zhì)保要求

R分級

劃分準則

質(zhì)量保證要求

R-1

（1）立即停堆或停機（手動或自動）;

（2）換料停堆檢修關鍵路徑非計劃地延長24小時以上;

（3）專設安全設施動作（手動或自動）。

工業(yè)標準質(zhì)量保證

運行經(jīng)驗報告

失效模式分析報告或設計評審

R-2

（1）違反技術規(guī)格書運行限制條件或其他原因，要求機組7天內(nèi)停運;

（2）非計劃降功率（功率瞬降>5%或功率降低>2%持續(xù)24小時）。

工業(yè)標準質(zhì)量保證

運行經(jīng)驗報告

R-3

（1）違反技術規(guī)格書運行限制條件或其他原因，要求機組7天后停運;

（2）完全失去放射性液體和氣體廢物處理能力。

工業(yè)標準質(zhì)量保證

NR

（1）不會威脅到電廠發(fā)電的失效或通過適當應用電廠維修和工作大綱可使設備恢復的失效。

（2）假設不會失效的設備。

無

3.2?非安全相關系統(tǒng)補充監(jiān)督管理（RTNSS）

AP1000采用非能動理念，利用非能動安全系統(tǒng)來執(zhí)行核電廠安全功能。盡管AP1000可依賴非能動安全系統(tǒng)來完成實現(xiàn)堆芯和安全殼冷卻等安全功能來緩解設計基準事故，但NRC為進一步提高非能動核電廠的縱深防御能力和增強核電廠安全水平，要求AP1000等非能動核電廠專門針對非安全相關系統(tǒng)制定補充監(jiān)督管理要求，即RTNSS。

AP1000?RTNSS物項的識別范圍是針對全廠的非安全相關系統(tǒng)，識別方法包括概率論和確定論兩個方面。概率論角度主要是采用專用PSA進行非安全系統(tǒng)的敏感性研究以及考慮非安全相關物項對始發(fā)事件頻率的重要性;確定論角度考慮包括未能緊急停堆的預期瞬態(tài)、喪失所有交流電源、72小時后的行動、安全殼性能、與安全相關系統(tǒng)的不利作用和抗震等。

3.3?設計可靠性保證大綱（D-RAP）

在上世紀80年代末，NRC就提出了在先進輕水反應堆核電廠設計中應采用可靠性保證大綱（D-RAP）的要求[3]，并明確了建立可靠性保證大綱的目的：①使風險重要的物項的設計、采購、建造、維修和運行與PSA中的假設和結果相一致;②在電廠運行期間，使風險重要的物項不會退化到不可接受的地步;③使對風險重要的物項構成威脅的瞬態(tài)發(fā)生頻率降到最小;④風險重要的物項在遇到挑戰(zhàn)時能可靠地執(zhí)行其功能。

AP1000?D-RAP物項的識別范圍是全廠所有系統(tǒng)，即包括安全相關系統(tǒng)也包括非安全相關系統(tǒng)，識別方法由兩大部分組成：

（1）使用概率論方法識別出對風險有重要貢獻的SSC，通過PRA定量分析得到設備的風險增加值（RAW），風險降低值（RRW）或F-V值（FVW）以確定設備重要程度，進而判斷是否將該物項劃分為D-RAP。

（2）使用確定論方法識別出對風險有重要貢獻的SSC，主要通過專家分析、行業(yè)經(jīng)驗、法規(guī)和工程判斷來識別。

與RTNSS類似，對于非安全級的D-RAP物項也劃分為D級，對應D級的質(zhì)量保證要求;同時在DCD第17章“質(zhì)量保證”中給出D-RAP物項的額外質(zhì)量保證要求。

4.小結

通過AP1000依托項目的建設和后續(xù)項目的開展，AP1000類型的非能動壓水堆核機組將成為我國核電后續(xù)規(guī)模發(fā)展的重要堆型。AP1000物項分級體系基于傳統(tǒng)壓水堆核電廠分級方法，并以發(fā)電可靠性分級、RTNSS和D-RAP等特有分級作為補充，在分級體系中增加了維度且有助于核電廠的安全性和經(jīng)濟性的提升。對于這些AP1000特有分級，特別是RTNSS和D-RAP，目前工程的實踐經(jīng)驗相對不足，所以國內(nèi)應加強這些方面的關注和研究，認真總結AP1000依托項目和后續(xù)項目的工程經(jīng)驗，加以發(fā)展和應用。

參考文獻：

[1]IAEA.SSR-2/1?Specific?Safety?Requirements-Safety?of?Nuclear?Power?Plants?Design[S].Vienna，2012

[2]NRC.NUREG-1793?Final?Safety?Evaluation?Report[D].USA，2004

[3]NRC.SECY-89-013?Design?Requirements?Related?to?the?Evolutionary?ALWR[D].?USA，1989

[4]WEC.AP1000?Design?Control?Document?（Rev19）[D]，USA，2011

作者簡介：

張懷遠（1983—），漢族，浙江，碩士，工程師，研究方向：核電廠設計。