彭曉春,曾 春,吳志剛,陳明軍

(中核核電運行管理有限公司,浙江 海鹽 314300)

秦山第三核電廠 (TQNPP)是從加拿大引進的兩臺電功率700 MW級的CANDU-6型重水堆核電廠,兩臺機組自2002年投入運行后,機組運行和大修業(yè)績不斷提升。重水堆核電廠的顯著特點是不停堆換料 (On-Power Refueling),故從理論上講,重水堆核電廠不停堆換料的特點可使機組保持長期運行,但由于關(guān)鍵設(shè)備,如主泵、蒸汽發(fā)生器和汽輪發(fā)電機等需要定期停堆檢修、在役檢查和定期試驗 (SRST),機組必須進行定期的停堆大修[1]。

秦山第三核電廠目前的停堆大修周期為18個月,在對國外CANDU堆大修周期延長情況(見表1)進行了廣泛的調(diào)研后,秦山第三核電廠于2010年9月8日正式啟動大修周期優(yōu)化項目,目標是將大修周期從目前的18個月向24個月優(yōu)化,以進一步提升重水堆機組安全運行水平。本文將在介紹整個大修周期項目的基礎(chǔ)上,重點說明本項目中對非標定類TS監(jiān)督要求試驗周期延長的論證方法。

1 論證方法和思路

由于秦山第三核電廠為重水堆,采用的是不停堆換料的方式,因此與PWR核電機組不同的是,大修周期延長后,并不涉及堆芯設(shè)計和事故分析方面的內(nèi)容。但大修周期的延長將導致相關(guān)監(jiān)督周期的延長,從而影響電廠相關(guān)設(shè)備運行的可靠性及電廠相關(guān)執(zhí)照文件的內(nèi)容,因此依據(jù)HAF 103《核動力廠運行安全規(guī)定》中的第6節(jié):安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的維修、試驗、監(jiān)督和檢查中相關(guān)條款的要求,應(yīng)對該修改進行論證說明,以保證構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件的可靠性和有效性與核動力廠整個壽期內(nèi)的設(shè)計要求始終保持一致。

參考美國核管會文件GL 91-04[2],并結(jié)合秦山第三核電廠實際,按照與大修周期相關(guān)與否的原則,秦山第三核電廠對所有執(zhí)照申請文件進行了梳理和篩選,確認出以下影響執(zhí)照文件的內(nèi)容:

1)秦山第三核電廠使用鈷調(diào)節(jié)棒生產(chǎn)鈷-60,大修周期延長后這些鈷調(diào)節(jié)棒的輻照周期將由原來的18個月延長到24個月,需要重新評價;

2)對 《在役檢查大綱》中需延長檢查間隔期的在役檢查項目進行分析論證;

3)需要論證標定類TS監(jiān)督要求相關(guān)的變送器漂移情況處于安全范圍內(nèi);

4)需要論證非標定類TS監(jiān)督要求相關(guān)設(shè)備在大修周期延長后,其可靠性對核安全的影響很小。

2 非標定類TS監(jiān)督要求的具體論證內(nèi)容

秦山第三核電廠的非標定類TS監(jiān)督要求的修改論證,主要參照加拿大CANDU堆核電廠的論證實踐,總體上從以下4個方面來進行定量或定性分析論證:執(zhí)照基準文件的符合性審查、受大修周期優(yōu)化影響設(shè)備運行歷史評估、系統(tǒng)不可用度評價和監(jiān)督試驗歷史評價[3]。同時參照了NRC文 件 GL9104、RG1.174(2002)和NUREG-0800 SRP 16.1中的相關(guān)要求,并具體借鑒了美國核電廠 (Hatch)長燃料循環(huán)論證方法中的技術(shù)規(guī)格書監(jiān)督要求修改論證的實踐。

2.1 非標定類TS監(jiān)督要求的總體論證

2.1.1 執(zhí)照基準文件的符合性審查

GL9104中規(guī)定:執(zhí)照持有者應(yīng)該確認大修周期延長將不會影響電廠執(zhí)照基準文件的有效性(…licensees should confirm that the performance of surveillance at the bounding surveillance interval limit provided to accommodate a 24-month fuel cycle would not invalidate any assumption in the plant licensing basis…),依據(jù)該規(guī)定秦山第三核電廠分析核查了以下執(zhí)照基準文件,并完成了 《加拿大法規(guī)和監(jiān)管文件符合性論證》(對應(yīng)于論證報告98-96100-ASD-001_ATT 1)。

本項目主要對以下秦山第三核電廠的執(zhí)照基準文件的符合性進行了審查:

1)C-6符合性論證[4](定性分析):對C-6的符合性論證主要是核查TS中相關(guān)監(jiān)督要求頻率的修改是否導致執(zhí)行RFSAR第15章中相關(guān)安全功能的能力降低?是否導致相關(guān)事故的發(fā)生頻率和后果明顯增加?是否可能會引入新的設(shè)計基準事故?論證核查的結(jié)果是監(jiān)督要求周期延長將不會影響上述3個方面。

2)R-7,R-8和R-9符合性論證[5-7](定量計算):R-7、R-8和R-9中分別規(guī)定了安全殼系統(tǒng)、1號/2號停堆系統(tǒng)和ECC 4個系統(tǒng)的可靠性目標。該部分論證主要是通過故障樹分析的方法來計算大修周期延長后上述系統(tǒng)的不可用度值是否小于1×10-3的目標值,分析結(jié)果是上述4個系統(tǒng)不可用度滿足不可用度的目標值,大修周期延長相關(guān)的TS修改滿足R-7、R-8和R-9的要求。

3)R-10和R-77符合性論證[8-9](定量計算和定性分析):R-10要求對同一個事故需有至少兩個有效停堆信號來保證反應(yīng)堆安全停堆。該部分論證主要通過分析說明大修延長后儀表信號仍滿足設(shè)計值的要求來確認停堆信號依然有效,從而論證大修延長后仍滿足R-10的要求。R77主要是對主熱傳輸回路超壓保護的要求,論證主要是從停堆系統(tǒng)能有效停堆的角度定性說明大修延長對該法規(guī)的符合性。

2.1.2 受大修周期優(yōu)化影響設(shè)備運行歷史評估

GL9104中規(guī)定:執(zhí)照持有者應(yīng)該對維修歷史數(shù)據(jù)進行分析、以保證相關(guān)設(shè)備的運行性能是可以支持大修周期延長的 (…Licensees should confirm that historical maintenance and surveillance data do not invalidate this conclusion....),依據(jù)該規(guī)定秦山第三核電廠如圖1所示的流程開展了相關(guān)工作。

步驟1和步驟2:上述步驟主要是根據(jù)之前確定出的受大修周期優(yōu)化影響的83項非標定類監(jiān)督要求,找到這些監(jiān)督要求對應(yīng)的監(jiān)督試驗規(guī)程,通過這些規(guī)程確定試驗涉及的相關(guān)設(shè)備;篩選出最終需要收集數(shù)據(jù)進行評價的設(shè)備清單。

圖1 受大修周期優(yōu)化影響設(shè)備的運行歷史評價流程Fig.1 Operation records assessment for components affected by outage interval

步驟3和步驟4:每一設(shè)備運行歷史的評價,是根據(jù)秦山第三核電廠的該設(shè)備歷史運行數(shù)據(jù),及OPEX數(shù)據(jù)庫中同類設(shè)備的運行歷史信息,定性分析判斷其對大修周期優(yōu)化是否有潛在影響,定性分析判斷主要方法是根據(jù)INPO AP913[10]標準的工業(yè)實踐方法和IAEA TEC Doc.1503[11](重水堆核電廠電站壽命管理流程的導則和實踐)按照以下準則進行定性評價。

(1)安全性

設(shè)備的重復(fù)失效導致在給定的時間內(nèi),安全系統(tǒng)產(chǎn)生缺陷、失去安全功能或安全系統(tǒng)被觸發(fā)。

(2)可運行性

設(shè)備的重復(fù)失效導致其無法執(zhí)行要求的安全功能,并可能對機組的正常生產(chǎn)運行產(chǎn)生影響。

(3)可靠性的判斷和描述按如下原則

1)在同一系統(tǒng)中,重復(fù)發(fā)生;

2)在不同的系統(tǒng)中,相同或不同模式的失效重復(fù)發(fā)生;

3)在其他CANDU堆電站中,發(fā)生相同或不同失效模式的設(shè)備失效;

4)在系統(tǒng)可靠性分析中,明顯降低系統(tǒng)可用度的設(shè)備失效;

5)經(jīng)濟性:設(shè)備失效帶來較大的維修負擔、或者由于設(shè)備陳舊無備件采購導致的維修困難等問題。

2.1.3 系統(tǒng)不可用度分析評價

GL9104中明確提出并不需要執(zhí)照持有者進行定量化的可靠性分析論證 (…the licensees need not quantify the effect of the change in surveillance intervals on the availability of individual systems or components.),但考慮到加拿大CANDU堆電站的論證實踐,秦山第三核電廠對7個系統(tǒng)進行了故障樹建模,分析評價大修周期延長為24個月后,這些系統(tǒng)的不可用度變化情況,以確認這種變化對系統(tǒng)安全功能的影響是小的、可以接受的。

這7個系統(tǒng)主要包括:4個專設(shè)安全系統(tǒng)為安全殼、SDS1、SDS2和ECC(這也是為了支持R-7、R-8和R-9的符合性論證),另外,還選取了對核電廠安全有重要影響的應(yīng)急水供應(yīng)系統(tǒng)(EWS)、應(yīng)急電源系統(tǒng) (EPS)和三級電源系統(tǒng),這3個系統(tǒng)雖然加拿大監(jiān)管文件中沒有具體不可用度的要求,但是CE公司從設(shè)計角度考慮也給出了不可用度的目標要求,因此對這3個系統(tǒng)也進行了不可用度的量化評價。

2.1.4 監(jiān)督試驗歷史評價

GL9104中規(guī)定:執(zhí)照持有者應(yīng)該對監(jiān)督試驗歷史記錄進行分析、以保證相關(guān)設(shè)備的運行性能是可以支持大修周期延長的 (…Licensees should confirm that historical maintenance and surveillance data do not invalidate this conclusion…),依據(jù)該規(guī)定秦山第三核電廠對核電廠定期試驗管理系統(tǒng)中全部83項監(jiān)督要求對應(yīng)的定期試驗記錄進行核查,重點對失敗兩次以上的試驗進行了評估分析,以確定大修周期延長對這些安全功能可用性的影響。

2.2 非標定類監(jiān)督要求論證總結(jié)

上述4個方面的總體論證是針對全部受影響的83項監(jiān)督要求進行的,并不是針對每個具體的監(jiān)督要求進行論證說明的,因此在上述總體論證的基礎(chǔ)上,借鑒美國相關(guān)核電廠 (Hatch)長燃料循環(huán)論證方法中的技術(shù)規(guī)格書監(jiān)督要求修改論證的實踐,及RG1.174(2002)中的3.3 Licensee Submittal Documentation[12]和NUREG-0800 SRP 16.1中的Ⅲ.REVIEW PROCEDURES[13]中的相關(guān)要求,針對83項監(jiān)督要求中的每一個,具體從6個方面 (要素1～要素6)進行論證,以說明大修周期延長對該監(jiān)督要求的影響是否可以接受的結(jié)論,具體如圖2所示。

圖2 每個非標定類監(jiān)督要求論證總結(jié)說明Fig.2 Summary and description for the justification of each non-calibration surveillance requirement

其中:

要素1:對該監(jiān)督要求修改的簡要描述;

要素2:該監(jiān)督試驗需要驗證的試驗功能和目的描述,及與之相關(guān)的其他短周期、在線試驗的功能和目的描述;

要素3:該監(jiān)督要求修改相關(guān)設(shè)備的運行歷史,該部分內(nèi)容取自總體評價中的設(shè)備運行歷史評估中與該監(jiān)督要求相關(guān)的內(nèi)容;

要素4:該監(jiān)督要求相關(guān)的失敗試驗歷史評價;

要素5:該監(jiān)督要求相關(guān)的縱深防御 (defence-in-depth)和安全裕量的評價影響,該部分內(nèi)容主要來自總體評價中的執(zhí)照基準文件符合性審查和系統(tǒng)不可用度分析評價中與該監(jiān)督要求相關(guān)的內(nèi)容;

要素6:該部分綜合上述幾個Element的描述,給出該監(jiān)督要求的周期是否可以延長的結(jié)論。

關(guān)于要素2(該監(jiān)督要求的目的和相關(guān)的重疊試驗)的內(nèi)容在進行4個方面總體論證時,并沒有專門論述和對應(yīng)的內(nèi)容,但借鑒美國核電廠的論證實踐,并從監(jiān)督要求 (SR:Surveillance Requirement)的目的和功能看,如果某一大修期間執(zhí)行的SR相關(guān)的設(shè)備或部分功能,能被其他周期更短的在線監(jiān)督試驗 (正常運行期間執(zhí)行的監(jiān)督試驗)所覆蓋,那么可以推斷該大修期間執(zhí)行的SR的周期延長,對安全方面的影響應(yīng)該是小的。

TS中的監(jiān)督試驗是為了驗證安全分析中假設(shè)的相關(guān)安全功能是可用的,并通過這些監(jiān)督試驗發(fā)現(xiàn)設(shè)備潛在的失效并加以維修,以維持該SR功能的可用性,大修周期延長后,相關(guān)監(jiān)督試驗的周期延長,將對某個SR功能的可用度產(chǎn)生影響,具體如圖3所示,從該示意圖可以看出,大修周期延長后主要對相關(guān)設(shè)備隨機失效中的故障暴露時間 (STI2)有影響,其他試驗不可用、維修不可用和人因?qū)е碌牟豢捎玫然静皇艽笮拗芷谧兓挠绊憽?/p>

圖3 監(jiān)督要求功能不可用度的說明Fig.3 Unavailability of surveillance requirement functions

要素2(重疊試驗分析評價),主要就是說明這些日常在線試驗可以探測到的大部分失效模式 (λ1),并進行修復(fù)處理,并且日常監(jiān)督試驗周期 (STI1)不受大修周期延長的影響,因此大修周期優(yōu)化對FP1(日常在線試驗可以探測到的失效模式導致的不可用度)基本沒有影響。受影響設(shè)備運行歷史評價 (要素3)和監(jiān)督試驗失敗歷史評價 (要素4)則主要是為了論證導致SR功能失效的失效模式的失效率λ2(只能通過大修期間的試驗才能探測到的失效模式對應(yīng)的失效率)很小,即使大修周期延長導致設(shè)備的故障暴露時間STI2增大,但FP2還是很小的。這樣就可以總體上定性說明,大修周期延長后,某一SR功能的不可用度相對于大修周期延長之前變化很小,因此對安全的影響很小,是可以接受的。

2.3 論證結(jié)果及相關(guān)的整改行動

通過上述系統(tǒng)、全面的分析論證后,從設(shè)備運行歷史評價的角度篩選出以下對大修周期延長有潛在影響的4組設(shè)備,并制定出相應(yīng)的整改行動。

1)穩(wěn)壓器釋放閥3332-PV47/PV48,為降低內(nèi)漏缺陷頻度,將該組閥門的解體檢修時間調(diào)整為8年;

2)應(yīng)急供水系統(tǒng)向蒸發(fā)器供水閥3461-PV107/PV141/PV41/PV7,為保證正常打開,將該組氣動閥的氣源設(shè)定值降低到額定的設(shè)定值;

3)凝汽器旁排閥64331-PCV5101～PCV5108,對閥門定位器進行了設(shè)計變更,消除了定位器漂移故障;

4)安全殼隔離閥7314-PV62/PV63/PV64/PV65,為便于在出現(xiàn)缺陷時實施在線維修,將其移位到正常運行可接近的區(qū)域。

3 結(jié)束語

2011年6月1日正式向國家核安全局提交了項目的申請總報告,隨后又陸續(xù)提交了5份修改申請分報告、4份論證導則和15份論證報告和總結(jié)。經(jīng)過近兩年的審評交流溝通,審評專家共提出了5輪總計210多個審評問題,最終于2013年8月27日通過了核安全專家委員會的審查,國家核安全局9月22日正式印發(fā)公文 〔2013〕164號 《關(guān)于批準秦山第三核電廠大修周期優(yōu)化項目的通知》,項目圓滿完成。

本項目成功實施后,在不影響核電廠安全性的情況下,可為核電廠帶來巨大的經(jīng)濟效益。另外本項目考慮到加拿大CANDU堆電站的論證實踐,在非標定類監(jiān)督要求論證時,對7個系統(tǒng)進行了故障樹建模,以分析評價大修周期延長為24個月后,這些系統(tǒng)的不可用度變化情況,以確認這種變化對系統(tǒng)安全功能的影響是小的、可以接受的。這種定性和定量相結(jié)合的論證方法也是在國內(nèi)同類項目論證中首次采用,為今后其他類似項目論證提供了很好的思路和借鑒。