徐小照+++郭俊

摘 要：依據(jù)國家核安全法規(guī)的要求，核電廠在運行壽期內(nèi)應(yīng)采取定期安全審查的方式對核電廠的系統(tǒng)和設(shè)備重新進(jìn)行安全評價。程序要素審查作為定期安全審查中一項重要內(nèi)容，是了解核電廠程序管理體系以及技術(shù)文件遵守狀況的有效方式。文章根據(jù)法規(guī)中程序要素審查要點的具體規(guī)定，對程序要素專題模式進(jìn)行了分析和闡述，同時，文章還結(jié)合實際定期安全審查中積累的經(jīng)驗對各個專題的審查思路進(jìn)行描述，基本概括了核電廠程序要素定期安全審查的策略和方法。

關(guān)鍵詞：程序；定期安全審查；專題

引言

我國核安全法規(guī)《核動力廠運行安全規(guī)定》（HAF103）明確規(guī)定：“在核動力廠整個運行壽期內(nèi)，考慮到運行經(jīng)驗和從所有相關(guān)來源得到的新的重要安全信息，營運單位必須根據(jù)管理要求重新對核動力廠進(jìn)行系統(tǒng)的安全評價”，而且“必須采用定期安全審查的方式”。

運行核電廠定期安全審查是對常規(guī)安全審查與專項安全審查的一種補充，是對營運核電廠安全的一種綜合地、系統(tǒng)地重新評估。定期安全審查將考慮已經(jīng)實施過的改造、運行經(jīng)驗反饋、電廠積累的老化效應(yīng)、組織機構(gòu)的變化以及安全標(biāo)準(zhǔn)和核安全技術(shù)的發(fā)展，其目的在于全面了解核電廠的實際安全狀況，明確核電廠對現(xiàn)行安全標(biāo)準(zhǔn)的滿足程度，檢查核電廠與最新的核安全標(biāo)準(zhǔn)和國際實踐的符合性，并針對發(fā)現(xiàn)的缺陷提出并實施現(xiàn)實可行的糾正措施，保證核電廠安全相關(guān)各項工作的充分性，確保核電廠在后續(xù)的運行壽期內(nèi)始終保持高的安全水平。

1 程序要素的專題劃分

按照《核動力廠定期安全審查》（HAD103-11）的要求，定期安全審查（PSR）將開展14個安全要素的審查，包括：核動力廠設(shè)計、構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的實際狀態(tài)、設(shè)備合格鑒定、老化、確定論安全分析、概率安全分析、災(zāi)害分析、安全性能、其他核動力廠經(jīng)驗及研究成果的應(yīng)用、組織機構(gòu)和行政管理、程序、人因、應(yīng)急計劃、輻射環(huán)境影響。在上述要素中，程序作為一項重要的管理要素審查，主要對核電廠的程序是否符合適用的標(biāo)準(zhǔn)的狀況進(jìn)行審查。

目前，國內(nèi)核電廠定期安全審查的審查方式上有兩種，第一種是按照核安全導(dǎo)則中對各個要素規(guī)定的要點進(jìn)行審查，另一種就是對要點進(jìn)行劃分，按照專題的方式進(jìn)行審查。目前國內(nèi)已完成首次定期安全審查的有秦山核電廠和大亞灣核電廠，從目前正在開展或啟動的嶺澳、中核運行一、二、三廠以及田灣核電廠的定期安全審查的情況來看，要點和專題的審查模式都存在，各個電廠會根據(jù)自身的特點以及自身的關(guān)注度選擇采取哪種審查方式。針對程序要素，本文將探討PSR程序要素在專題模式下的劃分以及各專題審查的基本思路。

本文通過參考國內(nèi)已開展PSR的核電廠的定期安全審查大綱，對定期安全審查中程序要素的專題劃分進(jìn)行了分析，通過綜合對比，主要分為常規(guī)專題和特殊專題的劃分，常規(guī)專題基本按照法規(guī)的要點和范圍進(jìn)行的劃分，而特殊專題部分，不同的核電廠其自身的特點和關(guān)注度不同，將會有一定的差別，本文將通過已了解到的信息，簡單對其進(jìn)行敘述。

為了更直觀的了解專題需重點常規(guī)專題審查的要點以及與導(dǎo)則規(guī)定范圍的覆蓋情況，本文設(shè)計了專題與要點的對照表，詳見表1。

關(guān)于特殊專題，主要是取決于電廠自身的特點和需求，比如在大亞灣核電廠第二次定期安全審查中，其提出了14個導(dǎo)則規(guī)定安全要素以及4個新增專題，包括堆芯與核燃料、電力系統(tǒng)安全、儀控系統(tǒng)安全、通風(fēng)系統(tǒng)安全。針對程序要素，也存在個別電廠根據(jù)自身特點而設(shè)定特殊專題的情況，比如大亞灣在第一次定期安全審查中，在程序要素中增加的定期試驗監(jiān)督大綱專題，其目的主要是參考法國新版GOR9對監(jiān)督大綱驗收準(zhǔn)則的分類方法，甄別電廠監(jiān)督大綱中的安全驗收準(zhǔn)則和功能驗收準(zhǔn)則。本文將對常規(guī)專題的主要審查思路和思路進(jìn)行闡述，不對一些特殊專題進(jìn)行贅述。

2 專題模式下的程序要素審查思路

2.1 總體審查策略

在現(xiàn)場實際審查過程中，程序要素的審查從策劃、執(zhí)行、控制和改進(jìn)（PDCA循環(huán)）幾個方面逐步開展工作（詳見圖1）。

具體的針對執(zhí)行的過程，首先應(yīng)針對不同專題選定審查基準(zhǔn)，主要來源是核安全法規(guī)/導(dǎo)則以及相關(guān)業(yè)界的良好實踐。其次便是審查數(shù)據(jù)的收集和分析篩選，在此過程中，數(shù)據(jù)來源一般是電廠的上層的文件（政策、大綱等）、管理程序文件、技術(shù)文件（技術(shù)規(guī)程等），同時，還得對相關(guān)的電廠記錄文件/報告進(jìn)行收集和審查，另外，由于程序要素涉及的樣本較大，因此在數(shù)據(jù)收集的過程中，應(yīng)選定篩選數(shù)據(jù)的準(zhǔn)則。最后，根據(jù)審查的角度來確定電廠在各個專題下的基本概況，針對弱項提出糾正行動建議。具體的審查策略見圖2。

2.2 專題審查思路

2.2.1事故規(guī)程和運行技術(shù)規(guī)范專題

該專題的審查范圍已在表1中進(jìn)行了描述，其審查思路如下：

（1）審查電廠事故規(guī)程和運行技術(shù)規(guī)范的升版、維護(hù)和控制情況，此部分審查主要通過對規(guī)程的版本、使用記錄以及核安全局關(guān)于上述與核安全相關(guān)的規(guī)程的變更申請、審查和批準(zhǔn)記錄。

（2）重點關(guān)注電廠是否存在事故規(guī)程和技術(shù)規(guī)范根據(jù)良好實踐而進(jìn)行修改的情況，同時對進(jìn)行變更的規(guī)程是否存在驗證記錄或報告，以及變更過程是否得到有效控制。本專題下運行技術(shù)規(guī)范的范圍應(yīng)包括運行技術(shù)規(guī)格書和安全相關(guān)的定期試驗要求的相關(guān)內(nèi)容。

（3）審查主控室（MCR）事故規(guī)程是否保存良好，規(guī)程是否清晰可用，此部分接口人因要素的人機接口部分的審查內(nèi)容。

（4）對超設(shè)計基準(zhǔn)事故管理規(guī)程和以征兆為導(dǎo)向的應(yīng)急運行規(guī)程（SOP）進(jìn)行電廠實際狀況的審查，并根據(jù)審查結(jié)果提出改進(jìn)建議。

2.2.2 運行、維修、監(jiān)督、輻射防護(hù)和在役檢查的主要技術(shù)程序的維護(hù)和控制專題

該專題的審查范圍即為這五大類的主要技術(shù)程序，其審查思路如下：

（1）對電廠五大類程序的總體情況進(jìn)行描述，重點對電廠程序體系的完整性進(jìn)行審查和描述，并對電廠技術(shù)程序的層次和種類以及功能是否滿足國家核安全法規(guī)的要求的狀況進(jìn)行審查和描述。

（2）篩選審查樣本，由于樣本量較大，原則上抽樣比例在15%左右。主要審查這些程序的版本控制狀況、技術(shù)程序的使用和程序的升版控制情況。

（3）對審查中發(fā)現(xiàn)的弱項進(jìn)行分析并提出管理改進(jìn)建議。

2.2.3 變更改造對文件的影響專題

該專題的審查范圍主要針對電廠當(dāng)前PSR審查周期內(nèi)的變更改造項對電廠技術(shù)文件的修改是否得到有效的控制，以及電廠的變更改造管理程序是否滿足核安全法規(guī)的要求。主要的審查思路如下：

（1）對電廠變更改造的管理程序進(jìn)行與核安全法規(guī)的符合性審查，其主要依據(jù)《核電廠換料、修改和事故停堆管理（HAF103-01）》中關(guān)于核電廠修改方面的要求。

（2）獲取電廠總體變更改造的清單，由于定期安全審查的周期為10年，涉及到變更改造的項目較大，需要按照一定的原則對改造項進(jìn)行篩選，一般為核安全相關(guān)的改造項全選，而與電廠可用率相關(guān)的重要改造基本全選，具體視總體樣本量決定。

（3）對變更改造項目的申請、審查和批準(zhǔn)流程的實施是否規(guī)范和有效進(jìn)行審查，尤其是對核安全相關(guān)的改造項目，對與核安全局往來的相關(guān)批文進(jìn)行審查，確認(rèn)過程均按照管理程序的要求進(jìn)行。

（4）對抽樣的變更改造項目進(jìn)行審查，主要審查改造中涉及的程序文件修改項是否關(guān)閉并得到有效實施，主要審查改造涉及的相關(guān)規(guī)程、流程圖、接線圖等文件是否按照要求進(jìn)行變更。

（5）對專題審查過程中發(fā)現(xiàn)的其他問題進(jìn)行跟蹤。

2.2.4 事件對相關(guān)技術(shù)文件的影響專題

該專題主要針對電廠審查周期內(nèi)涉及技術(shù)文件修改的事件（主要指運行事件和內(nèi)部事件）是否得到有效控制和關(guān)閉，以及電廠事件相關(guān)管理程序與核安全法規(guī)的符合性進(jìn)行審查，主要思路如下：

（1）事件相關(guān)的管理程序主要包括電廠的經(jīng)驗反饋政策和大

綱、狀態(tài)報告、原因分析、事件相關(guān)糾正行動的管理以及編碼等相關(guān)程序，主要對電廠的事件報告和反饋的管理體系進(jìn)行審查，其主要依據(jù)《核動力廠運行安全規(guī)定（HAF103-04）》中的規(guī)定。

（2）對事件進(jìn)行篩選，主要篩選電廠在審查周期內(nèi)的運行事件和內(nèi)部事件，同時，將這些事件中涉及文件修改的事件篩選出來行程專題的審查樣本。

（3）按照事件糾正行動項中關(guān)于技術(shù)文件的修改要求，進(jìn)行逐項核查，并形成審查記錄。

（4）對事件相關(guān)文件修改的管理程序和制度進(jìn)行審查，對可能存在的弱項進(jìn)行分析。

2.2.5 監(jiān)督規(guī)程專題

本專題的監(jiān)督規(guī)程的維護(hù)和控制在五大類程序?qū)ｎ}中已有內(nèi)容的覆蓋，因此該專題重點關(guān)注監(jiān)督大綱完整性以及定期試驗監(jiān)督大綱的升版和編制情況。其審查思路如下：

（1）審查電廠安全重要物項監(jiān)督的管理程序是否符合核安全法規(guī)的要求，主要依據(jù)《核電廠安全重要物項的監(jiān)督（HAD103-09）》。

（2）按照《核電廠安全重要物項的監(jiān)督（HAD103-09）》中關(guān)于主要監(jiān)督類型（如：a-監(jiān)測、取樣，b-功能試驗，c-儀表校驗、標(biāo)定和響應(yīng)時間的驗證試驗，d-檢查）的規(guī)定，從審查系統(tǒng)設(shè)備功能的角度驗證電廠監(jiān)督功能項目（見導(dǎo)則附表），并驗證電廠在監(jiān)測取樣、功能試驗、儀表校驗和檢查4個方面的程序是否滿足法規(guī)的要求。

（3）按照《核電廠安全重要物項的監(jiān)督（HAD103-09）》3.2節(jié)的要求，從核電廠核安全屏障的完整性角度驗證屏障項目，分別驗證核電廠最終安全分析報告和電廠各個大綱是否覆蓋了這些屏障要求，以及電廠的技術(shù)工作程序是否落實了核安全屏障項目的試驗監(jiān)督，并最終形成審查記錄。

（4）對核電廠定期試驗監(jiān)督大綱的編制和升版記錄進(jìn)行審查，

同時，應(yīng)對審查周期內(nèi)電廠的定期試驗記錄進(jìn)行審查，并對各年度的有缺陷（試驗結(jié)果不合格、延遲等）的定期試驗記錄進(jìn)行統(tǒng)計和分析。另外，對電廠的定期試驗報告進(jìn)行審查。

3 結(jié)束語

本文通過對國內(nèi)核電廠已開展的程序要素定期安全審查工作進(jìn)行分析，對程序要素的專題劃分模式進(jìn)行了分析和介紹，并結(jié)合實際PSR實際審查經(jīng)驗分別對各個專題的審查思路進(jìn)行了闡述。全文對專題模式下的程序要素定期安全審查進(jìn)行了較為全面的概述，使審查工作有了一定的可操作性，可對后續(xù)的程序要素定期安全審查工作提供一定程度上的借鑒和指導(dǎo)。

作者簡介：徐小照，中核集團(tuán)核動力運行研究所評估中心，從事于定期安全審查（PSR）、核安全文化及評估、核電同行評估等相關(guān)工作。