秦山第三核电厂首次PSR审评要点浅析

【摘 要】秦山第三核电厂重水堆是从加拿大引进的CANDU-6机组，不同于目前广泛应用的轻水堆，重水堆有其自身设计特点及核安全特性。因此，第三核电厂首次PSR（Periodic Safety Review）审评是摆在审评人员面前的新课题。本文主要介绍了此次PSR审评的背景及内容、特点，对审评实施要点进行了分析探讨，为同类核电厂可具一定参考作用。

【关键词】重水堆；PSR；定期安全审查；审评

1 背景概述

PSR定期安全审查是对运行核电厂的综合性评价，审查范围包括电厂核安全的所有方面。通过PSR，可以找出核电厂现存的弱项，分析差距和不足，以达到持续改进、保证电厂核安全目的。秦山第三核电厂自正式商运已十年，根据2004年HAF103《核动力厂运行安全规定》，秦山第三核电厂需开展首次PSR审查，以满足相关核安全法规标准的基本要求，保证运行许可证的发放仍然有效，以具备后续10年安全运行的条件。

2 审评主要内容

根据核安全法规的要求，秦山第三核电厂共计编制了14份安全要素审查报告及其支持性的148份报告，覆盖了PSR审查的全部范围。14份要素为：核动力厂设计、SSCs实际状态、设备合格鉴定、老化、确定论安全分析、概率论安全分析、灾害分析、安全性能、其他核动力厂经验及研究成果的应用、组织机构和行政管理、程序、人因、应急计划、辐射环境影响。另提交了一份总报告对首次PSR工作全面总结和评价。首次PSR审评工作主要是围绕这14份安全要素审查报告及总报告展开。审评者依据HAD103/11 核动力厂定期安全审查、首次PSR大纲及各安全要素审查程序的相关要求开展全面的审评工作。

3 首次PSR審评的要点

本次审评采取突出重点、全面关注，把握住以下要点进行分析探讨。

1）重水堆首次PSR特点

此次PSR将重水堆建造时的标准和目前最新标准进行对比，CANDU-6作为从加拿大引进的机组，在建设期使用的是加拿大当时有效的有关法规和标准，在审评中需考虑当时使用的原始法规标准和当前标准的差异。做法是提交所有涉及到的法规标准清单，进行列表横向对比。并针对福岛事故后，相关标准的加强核安全的新增要求，需要审查电厂现状及改造情况是否满足新增要求，说明其对升版后法规的符合性。

其次，首次PSR审查范围为第一个十年阶段，第二次及以后的PSR，都要根据首次的审查情况，审查后续PSR的调整和更改。因此首次PSR显得颇为重要，审查所得到的数据和结果将作为以后PSR的参考标准，这对首次PSR审评工作也提出了高标准的要求。

最后，因秦山第三核电厂为国内唯一正在商运的CANDU-6重水堆机组，国内且为首次PSR，并无参考。故此选择借鉴国外同类机组PSR的经验及技术，并利用了国际原子能机构OSART评估和WANO组织的成果。审评工作对采用这些外部经验反馈并在本国机组的应用进行了重点审查，以确认这些外部经验反馈的管理和应用能提高电厂的实际运行水平。

2）核安全相关的重要系统

此次PSR审评的重点围绕核电厂安全相关的重要系统，对于PSR报告中的重要系统范围，审评提出增加同为核安全相关的废物处理系统和消防系统，补充提交这两个系统的审查内容，保证了审评覆盖的全面性。这些系统包括慢化剂系统、端屏蔽冷却系统、主热传输系统、主蒸汽系统、专设安全设施等27个系统，同时兼顾非核安全相关系统。

对SSCs实际状态要素报告中涉及到的这些安全重要系统的设备缺陷和核安全风险，如核级管道热疲劳、高能管道支撑、重要系统过滤器堵塞、渗漏、老旧设备升级等系统设备状态要求业主进行解释说明。对于设备合格鉴定要素，重点审查了这些重要系统是否有完整的鉴定设备清单及鉴定报告，鉴定文件是否有效。对于老化要素，也侧重对重要系统核安全相关的排管容器、压力管、稳压器、蒸汽发生器、核安全级电力及仪控电缆等设备的老化进行了重点审评。通过对重要系统的审评，暴露了若干核安全弱项，对这些核安全相关的重要系统、设备的整改，有助于提升核电厂整体的安全性。

3）设备分级优化

根据旧版核安全法规《核动力厂设计安全规定》HAF0200-1991要求：“构筑物、系统和部件必须按其安全的重要性进行分级。”新版《核动力厂设计安全规定》HAF102-2004在设备安全分级的基础上划分了抗震类别、规范级别以及质保等级，分级要求更为详细。秦山第三核电厂CANDU-6机组设备分级使用的为加拿大的标准规范，但是也必须符合上述中国的核安全法规标准，加拿大的法规标准也进行了相应的升版，秦山第三核电厂的设备分级原则应符合当前适用的法规标准的要求。

审评中要求业主对于同类重水堆核电厂的分级实践进行考虑，意图通过对比与同类机组最新实践的设备分级清单，找出二者的偏差，并对二者的差异进行分析和评价，并对其中的弱项提出相应的纠正行动建议，使电厂保持与同类机组同样的安全运行水平。业主针对上述问题进行了说明，其“在设备分级清单审查中，对比了加拿大标准规范中对设备分级要求的变化，同时参考了同类CANDU电站经验反馈”，且已开始针对原有的设备分级持续开展分级优化工作。审评对此表示肯定，该方法能保证核电厂设备分级与最新法规标准符合并保持在分级优化的前沿水平。

4）核安全相关的变更改造

秦山第三核电厂自商运十年以来，进行了众多的设计变更改造，其中部分涉及到安全相关的设计修改。这些变更改造对提高核电厂的安全水平和经济效益起到积极的作用。对这些改造项逐一审查既无必要也不现实，为了保证工作的全面性同时提高效率，先对改造项清单进行筛选，整理出设备分级重要的改造项清单，然后再对这些重要的改造项进行逐一审查。即对涉及核安全相关的系统和设备变更改造进行重点关注，核实这些变更改造对核电厂安全的影响，变更改造相关的程序、文件的完整性及一致性。

在审评过程中注意到业主并未能提供完整的变更改造项清单，因此要求其梳理完整的电厂重要变更改造项，并从电厂设计的角度评价这些变更改造对电厂安全性和经济性的影响。业主在答复中补充完善了“调节棒变更”这一重大变更改造，并增加了重要变更改造项对电厂安全性和经济性的影响评价报告。根据法规要求，同时审查了所有涉及安全相关系统和部件的变更改造的国家核安全局报备情况，确认了这些变更改造均已获核安全局批准，改造实施后有助于提高原有系统的安全性能，并符合各项法规要求。

5）弱项及后续整改

在对14个安全要素审查中共发现24个弱项，根据其性质分为三类。A类：与现行法规和标准要求存在差异；B类：核电厂设备问题相关；C类：由于管理不足造成。审评者注意到此种分类的原则是在参考了秦山第二核电厂PSR弱项分类的方法，弱项处理优先级从高到低。通过分类和逐项进行定性评价，可以确认这些弱项并不会导致核安全事件或事故。针对业主提出的全部弱项处理方案，审评也考虑了其可行性，确认其能按弱项纠正行动和安全改进计划完成弱项处理。对于弱项处理的效果，参考同类电厂确认处理措施能满足电厂安全稳定运行要求。对于尚未完成的弱项，在后续整改中仍需持续的关注。在所有弱项实施完成后，能有效提高秦山第三核电厂运行的安全和稳定性，确保核电厂在后续十年运行寿期内始终保持高的安全水平。

4 结论

此次PSR审评对各要点进行了把握和重点审查，并通过全面审评得到结论：秦山第三核电厂各个安全要素审查已达到了此次PSR目的，相关的运行许可证发放依据仍然有效，具备后续安全运行的条件。同时在这次核安全审评工作实践中，也获得了一些審评经验。此次PSR审评是对核电厂安全状态的全面复核与评估，涉及内容多、专业面广，需要审评者做好分工和相互的配合，也对审评者各专业知识延展提出了更高的要求。同时，法规标准是审评的依据和基础，审评者要加深对法规标准的理解，审查基准要与现行的有关核安全法规标准、导则相适应，消除核电厂安全状态和现行法规标准及实践的差距。此次PSR审评是核安全审评工作开展的一次良好实践，对推进PSR安全技术研究及PSR安审法规建设有一定的积极作用。

【参考文献】

[1]HAD103/11 《核动力厂定期安全审查》，2006.

[2]HAF103 《核电厂运行安全规定》，2004.

[3]《秦山三期修订版最终安全分析报告》，2007.

[4]《CANDU-6核电厂系统与运行》，2010.