馬若群，呂云鶴，盛朝陽，高 晨

（生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 100082）

根據(jù)IAEA 的統(tǒng)計，截至2020 年3 月底，全球共有442臺運行核電機(jī)組，其中超過50%的機(jī)組運行時間超過30 年，在機(jī)組運行許可證到期前5～10 年，核電廠業(yè)主將決定申請繼續(xù)運行還是退役。圖1的數(shù)據(jù)表明，有192臺機(jī)組面臨繼續(xù)運行還是退役的選擇。

圖1 運行反應(yīng)堆堆齡分布（442臺）［1］Fig.1 Age distribution of operating reactors(442)［1］

目前，我國有16個核電廠，共計47臺機(jī)組［2］投入運行。其中，秦山核電廠和大亞灣核電廠的運行時間已超過20 年，面臨著許可證有效期到期的問題，如圖2 所示。國家核安全局于2015 制訂并頒布了《<核電廠運行許可證>有效期限延續(xù)的技術(shù)政策（試行）》［3］（以下簡稱技術(shù)政策），明確了對我國核電廠運行許可證延續(xù)（Operating License Extension，簡稱OLE）的論證要求。

圖2 我國核電廠運行狀況Fig.2 Operation status of nuclear power plants in China

美國是核電廠開展運行許可證延續(xù)最早和最多的國家，截至2020年年初，共有97臺機(jī)組提出執(zhí)照更新（License Renewal，簡稱LR，我國稱之為運行許可證延續(xù)）申請［4］，其中大多數(shù)機(jī)組已獲準(zhǔn)在原執(zhí)照40 年期限的基礎(chǔ)上延長20 年。由此可見，美國執(zhí)照更新體系具有較強(qiáng)的可操作性和有效性。

因此，對美國核電廠執(zhí)照更新的研究和分析可以為我國核電廠開展老化管理和許可證延續(xù)工作提供參考，以滿足法規(guī)和技術(shù)政策的要求［5-7］。

1 美國執(zhí)照申請的文件體系

1992 年，美國NRC 頒布了聯(lián)邦法規(guī)10 CFR Part54《核電廠運行執(zhí)照更新要求》，規(guī)定了核電廠執(zhí)照更新的準(zhǔn)則、標(biāo)準(zhǔn)和流程。為便于申請者理解10 CFR Part54 這一頂層法規(guī)的內(nèi)容，滿足相關(guān)要求，美國核能研究所（Nuclear Energy Institute，簡稱NEI）發(fā)布了導(dǎo)則NEI 95-10《用于執(zhí)行10 CFR Part54 法規(guī)要求的工業(yè)導(dǎo)則—執(zhí)照更新規(guī)則》。隨后，NRC 結(jié)合已完成的LR的審查經(jīng)驗，依據(jù)相關(guān)法規(guī)發(fā)布了一系列技術(shù)導(dǎo)則和文件，包括RG 1.188《核電廠運行執(zhí)照更新申請的標(biāo)準(zhǔn)格式和內(nèi)容》、NUREG-1800《核電廠執(zhí)照更新申請的標(biāo)準(zhǔn)審查大綱》和支持文件NUREG-1801《核電廠老化管理通用經(jīng)驗（GALL）報告》。利用這些技術(shù)導(dǎo)則和文件，申請者和審評者可以更好地進(jìn)行執(zhí)照更新申請和審查。通過上述法規(guī)、導(dǎo)則和技術(shù)文件，美國建立了較完整的核電廠執(zhí)照更新標(biāo)準(zhǔn)體系［8,9］，總結(jié)如圖3所示。

圖3 美國核電廠執(zhí)照更新申請標(biāo)準(zhǔn)體系Fig.3 Standard system of nuclear power plants LR application in the U.S.

2 篩選原則的解讀和理解

2.1 法規(guī)規(guī)定的篩選原則

根據(jù)美國聯(lián)邦法規(guī)10 CFR part54的要求［10］，核電廠執(zhí)照申請報告中需要評估的系統(tǒng)、構(gòu)筑物和部件（System Structure and Component，簡稱SSCs）的篩選原則見表1。

2.2 關(guān)于原則1的解讀

只要是與安全相關(guān)的，并且在設(shè)計基準(zhǔn)事件下及設(shè)計基準(zhǔn)事件之后都需要保持其原有功能的SSCs 都應(yīng)列入執(zhí)照更新篩選范圍內(nèi)，這些SSCs應(yīng)當(dāng)確保執(zhí)行原則1中“保持反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界的完整性、安全可靠停堆并保持停堆狀態(tài)、防止發(fā)生廠外輻照事故或減緩其后果”任一功能的實現(xiàn)。

由于核電廠的具體情況不同，部分SSCs 雖然與安全相關(guān)，但也有可能并不執(zhí)行上述功能。那么這些SSCs需要按照原則2和原則3的標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)行篩選，以確保它們得到有效管理。例如，某核電廠可能認(rèn)定核島換料設(shè)備與安全相關(guān)，但該設(shè)備并不符合原則1的要求，在這種情況下，執(zhí)照更新申請中應(yīng)按照原則2的要求，對核島換料設(shè)備出現(xiàn)故障是否會影響原則1中所述SSCs執(zhí)行功能進(jìn)行分析，并應(yīng)給出合理的依據(jù)。

表1 美國核電廠執(zhí)照更新篩選原則Table 1 Screening principles of license renewal for U.S.NPPs

2.3 關(guān)于原則2的解讀

原則2 要求核電廠應(yīng)篩選出如果發(fā)生故障，會影響原則1 中SSCs 執(zhí)行功能的所有與安全無關(guān)的SSCs。

美國NRC 對此進(jìn)行了相關(guān)闡述［11,12］:（1）如果在某些情況下，安全相關(guān)的SSCs 本身不受相關(guān)老化效應(yīng)的影響，但容易受到其他SSCs 因老化導(dǎo)致的故障的影響，則相關(guān)人員需對這種情況進(jìn)行考慮；（2）因為假想故障所基于的“系統(tǒng)間相互依存關(guān)系”不屬于現(xiàn)行執(zhí)照基準(zhǔn)（Current License Basis，簡稱CLB），并且以前未曾經(jīng)歷過，所以，這種假想故障不需要進(jìn)行審查。但對某些申請執(zhí)照更新的核電廠來說，NRC 要求不能排除如下可能性:對于列入CLB的假想故障，可能要求核電廠對第二、第三或第四級的支持系統(tǒng)予以考慮。

例如，核電廠認(rèn)為在地震事件期間管道故障是假想故障［13］。這是因為核電廠通過統(tǒng)計地震事件數(shù)據(jù)得出結(jié)論:（1）無運行經(jīng)驗數(shù)據(jù)顯示由于強(qiáng)烈地震運動而導(dǎo)致管道墜落；（2）管道墜落是非常罕見的，只有當(dāng)支撐出現(xiàn)故障或支撐正在拆解時才會發(fā)生。在此基礎(chǔ)上，人們應(yīng)將管道支撐納入許可證更新范圍內(nèi)。與此同時，運行經(jīng)驗還表明，管道可能由于地震事件以外的原因（腐蝕和腐蝕有關(guān)的管壁變薄問題以及管道故障事件）而發(fā)生故障。在此基礎(chǔ)上，工作人員得出結(jié)論:由于老化降質(zhì)導(dǎo)致的管道故障不是假設(shè)的。因此，地震II/I管道段及其支撐都應(yīng)納入在許可證更新范圍之內(nèi)。

通過這個例子可以得出3個結(jié)論:（1）篩選原則不考慮不屬于CLB 以及之前未經(jīng)歷過的或不適用于核電廠設(shè)施的假想故障；（2）由于其他設(shè)備（如管道支撐）的作用而影響安全設(shè)備實現(xiàn)原則1的功能時，應(yīng)將這種設(shè)備納入老化管理范圍內(nèi)；（3）應(yīng)考慮設(shè)備的運行經(jīng)驗，如有老化機(jī)理造成的設(shè)備失效，則應(yīng)納入老化管理范圍內(nèi)。

滿足原則2 的非安全級SSCs 按照是否與安全級SSCs 直接連接被分為兩種類型:直接連接和非直接連接。以下將討論兩種類型的篩選標(biāo)準(zhǔn)。

2.3.1 直接連接安全級SSCs的非安全級SSCs

必須將直接連接在安全相關(guān)SSCs 上的所有非安全相關(guān)的SSCs（通常是管道系統(tǒng)）納入執(zhí)照更新范圍內(nèi)，這個范圍是從安全級SSCs 開始，經(jīng)過安全/非安全交界面直到第一道抗震或等效錨固件的非核安全管道系統(tǒng)及其支撐。抗震錨固件是指確保將力和力矩限制在3個正交方向的裝置或構(gòu)筑物。等效錨固件可能是某個大型設(shè)備（如熱交換器）或一系列的支撐，這些支撐作為核電廠管道設(shè)計分析的一部分，確保將力和力矩限制在3個正交方向。核電廠應(yīng)能夠確定符合核電廠CLB［例如，更新的最終安全分析評價報告（Final Safety Analysis Report，簡稱FSAR）］或其他CLB 文件資料中予以說明的等效錨固件，并且有能力說明在規(guī)則范圍內(nèi)作為非安全相關(guān)的管道系統(tǒng)段邊界的一部分且一直到錨固件或等效錨固件（含該錨固件）的構(gòu)筑物和部件。

NRC 也對此條例進(jìn)行了補(bǔ)充解釋說明，雖然整個管段（包括相關(guān)的錨固件）已作為CLB的一部分進(jìn)行分析，可以承受設(shè)計基準(zhǔn)事件的負(fù)荷，但是管段或相關(guān)錨固件的故障可能造成管道系統(tǒng)的安全相關(guān)部分無法執(zhí)行CLB 所規(guī)定的預(yù)期功能。因此，審評人員必須核實核電廠的范圍界定方法是否包括了以下部分:（1）一起固定在錨固件的剩余非安全相關(guān)管道系統(tǒng)；（2）依據(jù)原則2 的規(guī)定，應(yīng)納入LR 范圍的相關(guān)錨固件。

在某些特殊情況下，現(xiàn)有的CLB 可能并未對特殊管道系統(tǒng)段的等效錨固件固定點做出明確說明。對于這種情況，核電廠可以借用約束件和支撐件，以便將直接連載安全相關(guān)的管道系統(tǒng)的非安全相關(guān)管道SSCs納入LR范圍。

2.3.2 未直接連接安全級SSCs的非安全級SSCs

對于沒有連接到安全相關(guān)的管道或設(shè)備，或超出安全/非安全界面的第一個地震錨固件之外的非安全相關(guān)的SSCs，美國NRC進(jìn)行了說明［9］:如果非安全相關(guān)的SSCs 仍具有一定空間關(guān)系，導(dǎo)致它們的失效可能會對安全相關(guān)的SSCs 的預(yù)期功能產(chǎn)生影響，那么，核電廠在進(jìn)行篩選范圍評估時有兩種選擇，即采取緩解措施或預(yù)防措施，所采取的緩解措施應(yīng)納入LR申請審查范圍內(nèi)，非安全相關(guān)的SSCs 不在篩選范圍內(nèi)；如緩解措施無效，則考慮采取預(yù)防措施，預(yù)防措施和非安全相關(guān)的SSCs一并納入LR申請審查范圍內(nèi)［14,15］。

2.4 關(guān)于原則3的解讀

對于FSAR中涉及消防法規(guī)、環(huán)境鑒定、承壓熱沖擊、未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)和全廠斷電功能。NRC相關(guān)的解釋如下:

（1）可以根據(jù)核電廠的CLB、核電廠實際運行經(jīng)驗、行業(yè)經(jīng)驗以及現(xiàn)行工程分析文件來確定哪些SSCs 應(yīng)該歸為執(zhí)照更新審查的初始關(guān)注范圍，以保證滿足原則3。

例如，在消防計劃中，要求非安全相關(guān)柴油發(fā)電機(jī)啟動，以滿足安全停堆需求，那么依據(jù)原則3的要求，核電廠應(yīng)將該柴油發(fā)電機(jī)以及所有該發(fā)電機(jī)所需的輔助SSCs 都納入執(zhí)照更新范圍內(nèi)。這類SSCs 可能包括但不限于冷卻水系統(tǒng)或有可操作性要求的系統(tǒng)、柴油機(jī)支架基座，以及火災(zāi)情況下安全停堆所需的任何適用的電力電纜，及所有影響柴油發(fā)電機(jī)實現(xiàn)消防計劃中啟動功能的SSCs。

（2）核電廠在依據(jù)原則3確定審查范圍內(nèi)的SSCs 時，無須考慮假想故障或第二、第三及第四級的支持系統(tǒng)。例如，若只是依賴非安全相關(guān)的柴油發(fā)電機(jī)保持其功能來證明核電廠符合全廠斷電法規(guī)要求，在這種情況下核電廠無須考慮下列SSCs:備用冷卻水系統(tǒng)、非抗震鑒定要求的建筑墻體、地震II/I級配置中非抗震鑒定要求的管道系統(tǒng)的高架部分。

但是需要注意的是，若非安全相關(guān)的柴油發(fā)電機(jī)依靠另一個特定冷卻系統(tǒng)冷卻柴油發(fā)電機(jī)汽缸套水冷卻系統(tǒng)來保證柴油發(fā)電機(jī)可運行，則這兩個冷卻系統(tǒng)必須包含在評估范圍內(nèi)。

（3）對于全廠斷電事件，審查人員應(yīng)核實電廠是否已經(jīng)囊括了在全廠斷電事件的“應(yīng)對”和“恢復(fù)”過程中依賴的系統(tǒng)、構(gòu)筑物和部件。此外，由于涉及廠外電力和廠內(nèi)電力的恢復(fù)程序，所以，與廠外電源連接的廠外電力系統(tǒng)也應(yīng)納入執(zhí)照更新的范圍。

同樣的，對于原則3的要求，審查仍然以核電廠特定的現(xiàn)行執(zhí)照基準(zhǔn)、監(jiān)管要求為主要依據(jù)，核電廠無須考慮不屬于CLB、之前未經(jīng)歷過的或不適用于核電廠設(shè)施的假想故障。

2.5 篩選原則的示意圖

通過對10 CFR part54 法規(guī)中篩選原則的解讀和分析，可以得到篩選原則示意圖，如圖4 所示。

圖4 篩選原則示意圖Fig.4 Schematic diagram of screening principles

3 分析與結(jié)論

本文通過對美國核電廠LR 物項篩選原則的解讀得知:篩選原則是選出影響核電廠運行安全和滿足法規(guī)要求的SSCs，確定原則后根據(jù)篩選原則開展篩選活動，將符合篩選原則的SSCs納入老化管理和評估范圍中。

針對原則1，規(guī)定的3 項基本安全功能與核電廠物項安全分級原則是一致的，可根據(jù)核電廠FSAR 中規(guī)定的物項分級情況，將符合原則1要求的SSCs納入篩選范圍中。

針對原則2，為了滿足原則2 規(guī)定的范圍要求，需要確定哪些發(fā)生故障后可以阻礙實現(xiàn)原則1所確定的安全相關(guān)功能的非安全相關(guān)的SSCs（包括某些第二，第三或第四級支持系統(tǒng)），為了確定這樣的系統(tǒng)，需要考慮FSAR和內(nèi)外部運行經(jīng)驗2 個方面因素，例如，F(xiàn)SAR 報告中包含了部分的事件分析:飛射物撞擊、吊車墜落、水淹、高能管道破裂，這些事件都是由于系統(tǒng)間的級聯(lián)和現(xiàn)場設(shè)備布置的空間關(guān)系，可能影響原則1中所述SSCs執(zhí)行其相關(guān)功能。

梳理內(nèi)外部核電廠運行經(jīng)驗反饋時，也要基于核電廠的實際情況進(jìn)行分析。例如，美國核電廠執(zhí)照更新申請報告中，針對中/低能管道泄漏、墜落，高能管道的噴射沖擊、甩擊和墜落，重型設(shè)備墜落等非核級SSCs 失效影響安全相關(guān)SSCs 的事例中，各核電廠由于管道系統(tǒng)的空間布置不同，篩選結(jié)果差異較大。核電廠Braidwood1 號、2 號機(jī)組中汽輪機(jī)廠房包含一些安全相關(guān)設(shè)備，存在空間影響，故執(zhí)照更新報告中需要考慮非核級設(shè)備失效對其的影響，而美國其他部分核電廠則未將汽輪機(jī)廠房的非核級設(shè)備納入篩選結(jié)果。此事例說明核電廠應(yīng)該根據(jù)自身實際狀態(tài)和SSCs 布置等情況，將適用于自身核電廠的運行經(jīng)驗納入分析范圍中。

核電廠編制執(zhí)照更新申請報告時，對核電廠的狀態(tài)報告、質(zhì)量缺陷報告、不符合項報告、運行事件報告同樣也要進(jìn)行篩查。

核電廠在開展LR 申請工作時，只有通過深入理解篩選原則，基于核電廠自身的安全評估基準(zhǔn)，以及對實際的運行狀態(tài)的掌握和運行經(jīng)驗的反饋，才能篩選出符合篩選原則的SSCs，進(jìn)而對篩選出的SSCs 進(jìn)行評估，評估其是否能夠保持其功能，以達(dá)到LR的要求。