張璐華

（中核核電運行管理有限公司，浙江 海鹽 314300）

0 前言

核電廠技術規(guī)格書指的是最終安全分析報告（FSAR）第16章《技術規(guī)格書》的內容。實際上，在我國核安全法規(guī)體系中并無“技術規(guī)格書”一詞的明確定義，而是使用“運行限值和條件”一詞，特指“經國家核安全部門認可的，為核電廠的安全運行列舉參數限值、設備的功能和性能及人員執(zhí)行任務水平等一整套規(guī)定”[1]。概括地說，核電廠技術規(guī)格書是一份由機組的設計方編寫，國家核安全局審批，機組運營方執(zhí)行的運行設計間接口文件，也是核電廠最為重要的核安全管理文件，它確保了核電站安全分析報告中各類事故分析假設和結論以及安全分析、安全功能的始終有效，為機組的安全運行提供重要的保障。

1 國內核電廠技術規(guī)格書體系現狀

我國核電行業(yè)一直以來奉行的是“以我為主，中外合作”的發(fā)展方針，除了自主設計建造之外，還引進了源自法國、俄羅斯、美國、加拿大等國的各類堆型，隨之也同步引進了與機組配套的各不相同的技術文件體系。由于我國核安全監(jiān)管早期是從秦山一期起步的，參照當時美國核管會NRC的監(jiān)管體系進行探索發(fā)展，因此為了便于開展核安全監(jiān)管，國內核電廠安全分析報告（SAR）統(tǒng)一參照美國NRC的管理導則RG1.70《核電廠安全分析報告的格式與內容》要求的格式和內容進行編制，再用相應的國內或原產國的法規(guī)、標準、規(guī)則來替代美國法規(guī)、標準、規(guī)則。“技術規(guī)格書”作為安全分析報告的第16章，單獨形成一個章節(jié)。從這個層面上說，我國核電廠的安全分析報告其實都屬于“美系”。

20世紀70年代，法國核電業(yè)界在引進、吸取美國核電的經驗基礎上，基于西屋的技術發(fā)展出CPY/M310型，同時也建立起了一整套完全不同于美國體系的文件體系。法國機組采用的是安全分析報告（SAR）三卷+運行總則（GOR）十章形式的執(zhí)照文件體系，沒有單獨的“技術規(guī)格書”章節(jié)，與美國SAR的格式差異較大，其中GOR部分章節(jié)的格式內容都是獨立自成體系，不能隨意拆分，也無法與美國的SAR各章節(jié)內容和要求完全對應和融合。因此，為了給引進國內的法系機組申請我國的運行執(zhí)照，就在原GOR第3章基礎上編制形成了《運行技術規(guī)范》和《化學和放射性化學技術規(guī)范》，在GOR第9章基礎上編制形成了《安全相關系統(tǒng)和設備定期試驗監(jiān)督要求》，在GOR第10章基礎上編制形成了《物理試驗監(jiān)督要求》，這四份文件即組成了法系機組的“電站運行規(guī)范”，再加上參照美系格式編寫的總則和行政管理內容，共同組成了國內法系機組的FSAR第16章“技術規(guī)格書”。

可見，目前國內大量源于法國技術機組的FSAR，實際上是將原法系的SAR和GOR兩類文件通過內容拆分整合進了美系格式的SAR中。法系和美系兩者FSAR文件最大的區(qū)別，便是第16章“技術規(guī)格書”部分。這就是國內業(yè)界“美系”和“法系”兩種電廠技術規(guī)格書體系并存局面形成的原因。

2 當前法系技術規(guī)格書存在的系統(tǒng)問題

國內法系技術規(guī)格書具有“美系的皮子、法系的里子”的特點。隨著我國核電業(yè)界安全審評、各電廠運行經驗的積累，以及國內外核電安全監(jiān)管方式方法的最新發(fā)展，這種法美融合的技術規(guī)格書體系逐漸暴露出一些無法通過常規(guī)的手段解決的系統(tǒng)問題。

2.1 核電業(yè)界技術規(guī)格書缺少統(tǒng)一的標準版本

目前國內運行著幾乎所有國際上主流的機組類型，但無論美系還是法系技術規(guī)格書，都缺少一個標準目錄（即技術規(guī)格書邊界范圍）和格式的版本。即使是源自相同設計的兩個機組，由于分屬不同的設計和營運單位，隨著運行時間和經驗的積累，最終體現在對技術規(guī)格書的修改上，兩者之間的區(qū)別也變得越來越大。這勢必給核安全監(jiān)管帶來了一系列困難，導致需要越來越多的人力、物力資源對各電廠提交的各不相同的技術規(guī)格書版本進行安全評審，很多情況下這些審批內容都可能是重復的，客觀上也導致每份文件評審周期逐年增加,并可能對評審質量產生負面的影響。以M310機組的ARE主給水系統(tǒng)的主/旁調節(jié)閥為例，其安全功能是為蒸汽發(fā)生器的二次側提供主給水隔離。主給水調節(jié)閥及其旁路閥在蒸汽管道破裂或給水管道破裂等事故后若不能及時關閉，將導致堆芯過冷從而引入正反應性。因此，當反應堆冷卻劑系統(tǒng)及蒸汽發(fā)生器中充滿大量質量和能量時，ARE主給水系統(tǒng)的主/旁路調節(jié)閥的可用性在部分電廠是作為運行限值和條件進行要求的，但在其他的同類電廠，ARE主給水系統(tǒng)的主/旁調節(jié)閥雖然也具有相同的安全功能，但其可用性要求并沒有被納入技術規(guī)格書中?？梢?，即使是相同設計的不同電廠之間，由于種種原因，法系技術規(guī)格書的邊界篩選范圍也存在一定的差異，從而導致不同電廠對“安全相關”系統(tǒng)和設備的認知或監(jiān)管始終缺少統(tǒng)一標準。

近年來，隨著第三代核電堆型華龍一號在國內正式商運以及海外首堆工程的順利推進，中國核電技術和標準的“走出去”戰(zhàn)略步伐明顯加快。我國目前已經擁有完全自主知識產權的核電技術，建設和運行了世界上多種堆型的核電機組，積累了豐富的核電站建設和運營經驗，但是國內依然存在著不同電廠間技術規(guī)格書文件體系的不統(tǒng)一現象，甚至相同設計的不同電廠之間由于技術規(guī)格書要求差異，導致核安全監(jiān)管標準尺度的不一致。這些現狀勢必會引起國外同行以及潛在客戶的質疑，與我國核電“走出去”戰(zhàn)略相悖。

2.2 法系技術規(guī)格書不滿足我國核安全法規(guī)發(fā)展的要求

我國的核安全法律法規(guī)體系是基于IAEA的核安全體系建立的，經過多年的努力，已經形成了一套與國際接軌的核安全監(jiān)管體制和相關法律法規(guī)。但是隨之而來的，也越來越多暴露出一些法系技術規(guī)格書已不符合現行核安全法規(guī)的問題。

法系電廠的“運行限值和條件”，實際上是基于法系執(zhí)照文件體系中的GOR第3、9和10章編制而成。由于這三章GOR文件之間格式內容互相獨立，導致由此組合形成的法系技術規(guī)格書先天存在一定的自洽性問題。例如，HAD103/01《核動力廠運行限值和條件及運行規(guī)程》2004年修訂版本相比1987年版，新增的第2.2條（運行限值和條件的制定）明確規(guī)定:“每個運行限值和條件應有相關的監(jiān)督要求以支持運行人員保證遵守運行限值和條件”[2]。而法系GOR文件體系中GOR9（試驗監(jiān)督要求）是獨立于GOR3（運行技術規(guī)范）外單獨編制的，其初始編制過程中并沒有考慮與GOR3邊界范圍的一致性，因此法系技術規(guī)格書中存在比較多“有設備可用性要求但沒有對應試驗監(jiān)督要求”，或者“有試驗監(jiān)督要求但沒有對應設備可用性要求”的現象。同時，由于《安全相關系統(tǒng)和設備定期試驗監(jiān)督要求》中沒有描述監(jiān)督要求的適用模式，并且也沒有總則將這些監(jiān)督要求與《運行技術規(guī)范》中相應條款進行關聯，導則至今在有些電廠依然存在諸如“不可用（或不再要求可用）的設備是否還需要執(zhí)行監(jiān)督要求”這樣的爭論。

技術規(guī)格書邊界的篩選準則直接關系到其所監(jiān)管范圍大小，范圍太小不利于安全保障，范圍太大又會影響電廠運行的靈活性，增加運營負擔[5]。根據我國HAD103/01對“運行限值和條件”的要求的邊界范圍，法系技術規(guī)格書中部分內容并不屬于現行法規(guī)中的“運行限值和條件”范疇。這些過多過廣的技術要求反而可能造成電廠運營期間頻繁的運行事件和特許申請，直接影響機組運行的靈活性和可利用率。以國內某M310型機組為例，目前的《運行技術規(guī)范》中存在較多與氣載放射性物質控制功能不相關的通風、冷凍水等輔助系統(tǒng)，這些系統(tǒng)在HAD103/01附錄I（正常運行限值和條件的選擇）中并沒有要求包含在運行限值和條件內。而對于上述附錄I要求的地震監(jiān)測儀表、重物移動、主控室外停堆儀表和控制等系統(tǒng)功能，其反倒沒有被納入現行的技術規(guī)格書中。

以上這些問題的產生，根源還是法系技術規(guī)格書體系的內容和格式已無法完全匹配我國的核安全法規(guī)要求，可以說是法系技術規(guī)格書的一個先天不足、水土不服的體系問題。這些問題很難通過個別電廠對現行法系技術規(guī)格書個別章節(jié)的修改增減來徹底消除或彌補。只有通過整個業(yè)界的共同努力，推動法系技術規(guī)格書轉型，按照我國核安全法規(guī)導則的要求進行標準化改進，形成一個標準化目錄和版本的“中系”技術規(guī)格書，才能從根本上解決以上問題。

3 對技術規(guī)格書標準化改進的探討

作為核電廠核安全管理的指導性文件，技術規(guī)格書的任何修改必須慎之又慎。在標準化改進的過程中，必須結合國情實際，循序漸進地建立一整套符合我國核安全法規(guī)的“中系”技術規(guī)格書體系。

3.1 確定統(tǒng)一的“中系”技術規(guī)格書的邊界篩選準則

分析美國核電業(yè)界TS改進的歷史進程，美國ISTS（改進型標準技術規(guī)格書）相比STS（標準技術規(guī)格書）最重要的改進，就是根據聯邦法規(guī)10CFR50.36《技術規(guī)格書》中“運行限制條件”的四條邊界篩選準則（見表1），原STS中近40%的內容被精簡挪到技術要求手冊（TRM）或轉化為配套大綱手冊[3]。

表1 10CFR50.36運行限制條件LCO篩選準則

上述四條篩選準則與我國現行核安全法規(guī)要求沒有明顯矛盾之處，可以直接適用于中系技術規(guī)格書內容的篩選。但需要注意的是，以上四條篩選準則不能完全包括我國現行核安全法規(guī)中對于“運行限值和條件”邊界的討論范圍，比如HAD103/01附錄I中用于電廠SBO設計擴展工況的水壓試驗泵組、安全重要系統(tǒng)的房間輔助通風系統(tǒng)、重物移動等，以及HAF102規(guī)定的用于緩解設計擴展工況的系統(tǒng)設備部件。這些要求雖不滿足上述任一條準則，但名義上依然屬于我國法規(guī)所要求的“運行限值和條件”，因此不能簡單地從目前的法系技術規(guī)格書中移出，否則又會產生與現行法規(guī)矛盾的問題，需要有針對地進行分析。參照美國的改進實踐，符合上述四條篩選準則的，納入新中系技術規(guī)格書（TS）管理；不符合篩選準則的，但屬于我國法規(guī)要求內容的，則歸入技術要求手冊（TRM）管理。同時，業(yè)界也要繼續(xù)推動我國核安全法規(guī)進一步完善，在法規(guī)層面明確上述篩選準則的合法性，形成中系技術規(guī)格書的標準邊界。

3.2 確定“中系”技術規(guī)格書文件體系的層級

美國STS向ISTS轉換的經驗證明，電廠將TS條款轉移到TRM最大的好處在于，只要不滿足10CFR50.59（c）（2）款中的8條準則，對TRM的更改便無需事先經過NRC審查和批準[4]。TRM屬于執(zhí)照基準文件，不屬于技術規(guī)格書的一部分，因此即使違反TRM中的措施或監(jiān)督要求也無需作為執(zhí)照運行事件向NRC報告。我國目前還沒有類似美國10CFR50.59這樣的法規(guī)來區(qū)分“執(zhí)照文件”和“執(zhí)照基準文件”。根據HAF103/01《核電廠換料、修改和事故停堆管理》第3.2條要求，所有運行限值和條件的修改都屬于安全重要修改，需要經過NNSA審查和批準。因此，中系標準技術規(guī)格書的TS以下層級的文件至少需要分為兩個層級，即“不滿足LCO篩選準則但屬于我國法規(guī)導則要求的內容”和“既不滿足LCO篩選準則，也不屬于我國法規(guī)導則要求的內容”。

原法系技術規(guī)格書的內容經過前文篩選準則篩選后，將分成三類不同層級的文件。表2中給出了筆者對中系標準技術規(guī)格書文件體系三層級分法的建議。當然，為了便于TRM的廠內管理，可將TRM按照內容性質，分成獨立的兩份文件管理。

表2 中系STS文件體系層級建議

3.3 “中系”技術規(guī)格書的配置風險管理

法系技術規(guī)格書在《運行技術規(guī)范》總則（DEF）中給出了事件分組和數量累積限制的規(guī)定，但由于實際電廠配置組合的復雜性和多樣性，這種基于簡單數量統(tǒng)計的風險控制方式在很多情況下缺少科學合理性。國際實踐表明，對多重設備失效進行控制的有效方式是核電廠的配置風險管理。中系技術規(guī)格書參照美系的ISTS的格式，不再規(guī)定LCO的累積規(guī)則，只在其引用的安全功能鑒定大綱（SFDP）中略有提及，無法應對多重系統(tǒng)或設備同時失效導致的核電廠風險增量。作為ISTS的補充，美國聯邦法規(guī)10CFR50.65《維修規(guī)則》要求在電廠正常配置出現不可用狀態(tài)前后，通過風險評價工具科學評價相應的風險并采取對應的管理行動。這種風險管理方式，是建立在美國業(yè)界在風險指引型決策原則方法上幾十年的研究探索和工程實踐經驗。相較而言，我國PRA在核電廠的應用方面剛剛起步，無論是相關技術標準，還是電廠工程實踐經驗都還比較欠缺。中系技術規(guī)格書在缺少風險評價工具輔助下，如何管控不同配置下電廠的維修風險，乃至避免大量涉及LCO的生產活動一哄而上而導致安全嚴重降級，將會是安全監(jiān)管層和電廠運行決策層需要面對和思考的問題，需要監(jiān)管方和營運方在配套的行政管理規(guī)定等文件的完備性和匹配性上進行一定的探索和創(chuàng)新。近些年，國家核安全局先后發(fā)布了關于核電廠配置風險管理的技術政策和配置風險管理大綱的制定要求，目前國內多個核電廠設計和運營單位都已開展這一領域的研究實踐，并已取得階段性的成果。因此在中系標準技術規(guī)格書試點推廣過程中，筆者建議可以將電廠制定配置風險管理大綱作為中系技術規(guī)格書應用的先決條件。

4 結語

本文從我國核電廠技術規(guī)格書體系的現狀入手，對比美國STS轉型ISTS的成功經驗，分析我國法系技術規(guī)格書體系標準化轉型過程中可能需要面對和解決的問題。筆者認為法系技術規(guī)格書參照美系進行標準化轉型，能夠在不降低機組安全裕量的情況下，顯著提升機組運行的靈活性和經濟性。但是這種轉型的優(yōu)勢必須通過建立完善配套的法規(guī)支持體系來保證，這需要安全監(jiān)管方、電站設計方、營運方的共同努力，從上至下完善現有核安全法律法規(guī)、國家標準、行業(yè)標準、監(jiān)管要求、行政管理規(guī)定等體系，絕不能以犧牲安全裕量為代價來謀求電廠業(yè)績的提升。

隨著中國核電“走出去”戰(zhàn)略步伐的加快，以及實現“碳達峰、碳中和”目標的要求，我國核電業(yè)界將迎來全新的發(fā)展機遇，對“中系”標準技術規(guī)格書體系的探索也將越來越具有歷史意義。