Some Viewpoints towards Safety Analysis Report & Technical Issues of Qinshan III NPP

蔡剑平，申 森

（上海核工程研究设计院，上海，200233）

摘 要： 就秦山三期安全分析报告和某些技术问题提出了几点看法，并给出了解决这些问题的建议途径，对保证秦山三期核电厂今后的安全运行会有很大的帮助。

关键词： 秦山三期 安全分析报告 执照申请审评

Abstract： This paper offers several opinions on Safety Analysis Report for Qinshan Phase III NPP and certain such technical issues as safety design principle, reliability of safety-important systems, design basis accident analysis, technical specification and severe accidents management etc. with suggested approaches to solve them, which would be a great help for the safe operation of Qinshan Phase III NPP in the future.

Key words： Qinshan Phase III Safety Analysis Report License application review

　　秦山三期CANDU堆核电厂的执照申请审评工作始于1997年，直至2002年7月秦山三期业主才获得了我国核安全局发放的1号机组首次装料批准书，标志着历时5年的执照申请审评工作已基本结束。作为秦山三期业主的技术后援，我们不仅参与了执照申请审评的全过程，而且还对加拿大原子能有限公司（AECL）的核岛设计进行了设计审查，使得我们对CANDU核电厂的设计有了更全面的了解，有利于我们做好执照申请审评的技术后援工作。

　回顾这5年多的工作，参与此项审评工作的各方都能本着实事求是、客观公正、认真负责的精神，高效务实地完成了我国首座进口CANDU 6核电厂在中国的核安全取照工作。虽然秦山三期CANDU堆核电厂的执照申请审评工作已完成一年多了，但并不意味着秦山三期的安全工作可以告一段落，及时总结执照申请审评中的经验和问题，对保证秦山三期核电厂今后的安全运行会有很大的帮助。下面就秦山三期的最终安全分析报告和某些评审中的问题谈谈我们的看法，并提出我们的一些建议。

1 　关于秦山三期最终安全分析报告

　　对秦山三期最终安全分析报告的审评是整个执照申请审评工作中的重点，贯穿于整个执照申请审评工作。AECL为秦山三期CANDU 6核电厂所做的安全分析报告有这些特点：

　　（1） CANDU堆的安全设计原则与我国的HAF法规是一致的，这为秦山三期安全分析报告通过我国的核安全评审打下了良好的基础。

　　（2） 虽然CANDU堆设计有其独特性，但秦山三期CANDU 6核电厂安全分析报告的总体编写格式采用了与国际上轻水堆的标准格式一致的格式。这为我们评审其内容的完整性方面带来了方便。

　　（3） 秦山三期安全分析报告是以加拿大的法规作为安全分析的验收准则的，但与我国的法规是不冲突的。这为我们评审整个电厂的安全性带来了可操作性。

　　（4） 虽然整个安全分析报告在分析深度上表现有参差不齐，但其事故分析工作的广度和深度并不亚于我国压水堆核电厂的安全分析工作。

　　（5） 虽然秦山三期安全分析报告是采用确定论方法的，但概率安全分析（PSA）在整个安全分析和安全设计中有着很重要的地位，这与我国压水堆核电厂的安全分析基本完全采用确定论有较大差别。

　　以上这些特点，既为我们对AECL为秦山三期CANDU 6核电厂所做的安全分析报告进行审评提供了有利的基础，也给我们的审评工作带来了一些困难，　而且以前国内对CANDU堆的技术储备也比较欠缺。因此客观地说，整个评审过程也是一个学习过程。通过这个评审过程也使国内各方对CANDU 6核电厂的技术特点有了更多的了解和掌握，最后国内各方对CANDU 6核电厂的安全性有了比较一致的评价，我国的核安全当局才给秦山三期业主发放了装料批准书。通过秦山三期CANDU 6核电厂的安全评审，不仅使国内各方对CANDU 6堆的技术特点有了更多的了解和掌握，而且在某些方面也推动了CANDU 6堆技术的发展。因此，秦山三期CANDU 6核电厂的安全分析报告审评是相当成功的。

2 　对某些技术问题的看法

　　尽管秦山三期CANDU 6核电厂的最终安全分析报告已被国家核安全局评审通过，但我们觉得仍有一些技术问题值得各方探讨或应引起业主单位在今后运行时加以关注。

　　（1） 安全设计原则

　　CANDU堆与国际上其它反应堆一样，也采用"纵深防御"的核安全原则，并按照事故预防、事故缓解和事故管理这样的层次进行安全设计的。这一原则与我国的核安全法规（HAF）是完全一致的。

　　在CANDU堆的安全设计中考虑了安全停堆、导出余热、包容放射性物质以及监测电厂安全状态等四项安全功能，这也与我国和国际上的核安全规定相一致。在具体设计中设置了四个专设安全系统，即：两套完全独立且不同设计的停堆系统SDS1和SDS2、应急堆芯冷却系统ECCS以及安全壳系统（Containment）。另外还设计了应急供电系统EPS、应急供水系统EWS、事故后仪表压空系统等安全支持系统。这些安全重要系统也与压水堆一样，在设计中采用了多重性、多样性、分组、隔离、设备鉴定、质量保证以及使用合适的设计法规和标准等手段，以提高系统的可靠性。

　　这里值得一提的是分组，是CANDU堆的一个设计特点。它将安全重要系统分为两组，1号停堆系统SDS1、应急堆芯冷却系统ECCS、应急供电系统EPS、主控室等为第一组，2号停堆系统SDS2、安全壳系统、应急供水系统EWS、第二控制区等为第二组，每一组都具有独立完成上述四项安全功能的能力。

　　这一特点是不同与目前压水堆的设计思想，从安全角度看是不差于压水堆的，因为它比压水堆多了一个缓解事故的层次。或者从另外角度看，这是多重性、多样性和独立性的另外一种有别于压水堆的设计方法和手段。因此是完全可以被接受的。

　　（2） 安全重要系统的可靠性

　　前面已经提到，总体上说，为了提高安全重要系统的可靠性，CANDU堆在设计中采用了多重性、多样性、分组、隔离、设备鉴定、质量保证以及使用合适的设计法规和标准等手段。但是在落实到具体系统和设备设计时，又不是严格遵循这些原则的，而是根据运行条件或PSA分析结果来区别对待。虽然这些系统的设计满足加拿大的法规对专设安全系统的不可利用率的要求，即：小于10-3，而且由于有分组的设计方法，这些安全重要系统的设计是可以接受的。但这种做法增加了人们判别CANDU堆安全性的困难。我们也认识到目前要改变以上这些做法对于AECL来说也是非常困难的。然而，我们仍然希望AECL能在今后ACR的安全重要系统的可靠性设计方面有一个清晰的设计思想、明确的设计原则和合乎逻辑的设计方法，以使CANDU堆的安全性能清晰地表现出来，这对CANDU堆的今后发展是非常有利的。

　　（3） 安全壳系统

　　安全壳系统是包容放射性物质的最后一道屏障，其重要性是不言而喻的。但秦山三期CANDU堆的安全壳设计压力不能覆盖主蒸汽管断裂（MSLB）事故，这在压水堆设计中是不可想象的。由于考虑到这个设计完全符合加拿大的法规要求和在主蒸汽管断裂事故下不会造成不可接受的放射性释放，在安全评审中这个设计才被我们的核安全当局所接受。

　　另外在原设计中，安全壳内的事故后压力测量仪表量程为－20～150 kPa(g)，参考电厂也是相同的设计。但在安全审评中，中方一致认为：这样的设计不仅不符合中国的法规要求，也不符合加拿大的标准要求，　而且给今后事故的处理和评价带来不利影响。在中方的强烈要求下，AECL同意修改设计，将事故后压力测量仪表的量程扩大为－20～400 kPa(g)。

　　关于安全壳系统的另外一个问题是LOCA事故后的氢气燃烧问题。在压水堆设计中设计基准事故的安全壳内氢气浓度的验收准则是4%体积浓度，而在CANDU堆设计中，这个验收准则是9%体积浓度。这样，在事故过程中，安全壳内的氢气有可能发生燃烧，甚至爆燃，威胁到安全壳的完整性和包容放射性的安全功能。但AECL的多份分析报告表明在LOCA设计基准事故下安全壳内不可能发生氢气爆燃，这些报告已被我们的核安全当局所接受。

　　对于以上三个安全壳方面的问题，通过安全审评，都已经被我国核安全当局所接受了，但由于其设计思想不同，安全余度也就与压水堆的不同，这样就要求业主单位在今后运行中要更加注意，严防事故的出现和扩大，防止安全壳失效。　另外，我们认为在今后的ACR设计中可改进安全壳的设计，如：敷设钢衬里、提高设计压力、用高效被动式氢气复合器替代点火器等。另外在开发严重事故管理导则中，也应特别关注防止安全壳失效。

　　（4） 压力管

　　CANDU堆的压力管是燃料通道的关键承压部件，也是一回路的压力边界。　其材质为Zr-2.5Nb合金，其设计寿命为25年。由于在核电厂寿期内必须进行一次整个堆内压力管更换，这对业主今后在压力管寿命管理（包括监测、鉴别、失效评定）及更换维修（技术、器具、工艺程序等）方面增加大量的工作和困难。因此建议AECL经常向业主通报有关压力管寿命管理和更换维修等方面的技术信息，使业主能及时了解和掌握这方面的最新技术和动态。业主单位也应尽早开展这方面的有关工作，及时了解压力管的运行状况，记录并永久保存有关数据，为今后压力管的寿命评估做好准备。同时还应开展电厂其他安全重要关键设备的老化管理工作，争取在25~30年的压力管更换后，　能再继续运行25~30年，这样使整个核电厂的寿命延长至50~60年，使CANDU堆的经济性能更加优化。

　　对于秦山三期的压力管，还存在着首次使用没有可靠辐照数据的俄罗斯Zr-2.5Nb压力管胚料的问题。为此，在安全评审中，关于压力管的问题AECL提供了大量的试验和分析报告，并就压力管的堆内辐照效应、变形行为、吸氢、设计寿命、更换等问题进行了详细的说明。2002年1月，AECL向国家核安全局提交了秦山三期的压力管材料辐照性能试验报告和寿命管理导则等文件，使国家核安全局接受了压力管的安全性。

　　（5） 设计基准事故的分析

　　核电厂设计基准事故分析是核电厂安全分析的最重要组成部分，在秦山三期最终安全分析报告的11册中有5册是第15章事故分析报告，远远多于压水堆的第15章。主要是因为一些在压水堆中作为超设计基准的具有严重后果的组合事故，在CANDU堆的事故分析中是作为设计基准来分析的，因此说CANDU堆的事故分析其分析的广度和深度不亚于压水堆核电厂的安全分析工作。从中也可以看到CANDU堆的安全性也并不亚于压水堆的安全性。

　　但是秦山三期最终安全分析报告的内容大多数是沿用了参考电厂的分析内容，由于秦山三期与参考电厂的差别不大，因此沿用参考电厂的分析内容也是可以的。然而毕竟这些分析是在八十年代和九十年代初做的，当时的分析工具和模型由于受计算机能力的限制而比较粗糙，因此分析方法显得比较保守。而且也不可能反映这十几年在核电厂事故研究方面的成果。因此建议AECL在今后ACR的事故分析中能重新建立一套合适的分析方法，以反映这十几年来在CANDU堆核电厂事故研究方面的成果，体现CANDU堆核电厂安全研究方面的先进性。

　　另外，我国作为一个拥有CANDU堆的国家，应该具有CANDU堆的事故分析能力，否则不仅影响到国内对CANDU堆某些安全问题的深入研究和探讨，还必将影响今后秦山三期的安全运行，这对CANDU堆在中国的发展是不利的。因此我们认为AECL应更积极主动地与中方合作，认真考虑如何提供CANDU堆事故分析的软件库和数据库，培养中方人员在这方面的全部能力。目前AECL已与上海核工程研究设计院开始了合作，我们希望这种合作能进一步地深入和扩大。

　　（6） FSAR第16章技术规格书

　　按照国际流行的安全分析报告编写格式，FSAR第16章是核电厂的技术规格书，它是指导核电厂安全运行的最基本文件。但是由于此前的CANDU堆没有技术规格书，只有运行原理和策略（OP&P），因此AECL提供给业主的FSAR第16章是一个秦山三期技术规格书的初稿，后经AECL和业主的反复修改，才基本符合了我国核安全当局的基本要求，被我国核安全局批准。

　　但是我们认为这个批准并不意味着秦山三期技术规格书的完美，它应是一个新的研究的开始。虽然秦山三期技术规格书是第一个比较完整的CANDU堆技术规格书，但仍有一些问题需要研究解决。因此，我们认为供货商、核电厂业主和技术后援单位在这方面还可继续合作，进一步完善秦山三期的技术规格书，可能的话开发出标准的CANDU堆核电厂技术规格书，为CANDU堆核电厂进一步提高运行的安全性做出贡献。

　　（7） 严重事故

　　根据我国的核安全法规要求，核电厂的安全设计应该考虑严重事故。这在我国的核安全法规"核电厂设计安全规定"（HAF 102）有比较明确的规定。最近在我国核安全局发布的政策声明中对核电厂严重事故作了更具体的要求。

　　但在秦山三期CANDU核电厂的安全设计中，是以设计基准事件为对象的，它没有考虑应付严重事故的措施。但是CANDU堆在防范和缓解严重事故方面有其天然的优越性。例如有两套完全独立的停堆系统，有独立的慢化剂及其冷却系统和屏蔽冷却系统，这些设计不仅降低了严重事故的发生概率，而且为缓解严重事故的后果提供了多种手段。例如：

　　" 只要慢化剂淹没排管，并有一定的慢化剂冷却，即使个别排管裸露于慢化剂水位以上，堆芯燃料和压力管也不会失效；

　　" 只要屏蔽箱的水位高于熔化的碎片床高度，熔化的碎片床不可能将排管容器熔穿，也就是说排管容器的完整性可以得到保证；

　　" 由于在CANDU堆设计中有独立的慢化剂及其冷却系统和屏蔽冷却系统，它们至少可以延迟堆芯熔化几小时甚至几天，这就给操作员进行电厂状态控制提供了有利条件。

　　从以上结论可以看到，缓解CANDU堆严重事故后果的措施的重点是给堆芯、排管容器和屏蔽箱注水。只要做到其中一项，就可终止严重事故进一步发展。而且PSA分析结果也表明，CANDU堆核电厂的堆芯熔化概率要小于同期压水堆的堆芯熔化概率。

　　但是，根据纵深防御的原则，核电厂应积极考虑我国核安全当局对严重事故的要求。虽然目前世界上的CANDU堆核电厂都没有配置严重事故管理规程，但随着核安全要求和设计水平的提高，核电厂配置严重事故管理规程是必然的。作为已建CANDU核电厂，研制和执行严重事故管理规程也是落实对严重事故要求的最佳途径。因此我们建议中加合作，联合起来，共同研制CANDU堆核电厂的严重事故管理规程，为CANDU堆核电厂的安全运行作贡献。

3 　总结

　　通过以上对秦山三期的最终安全分析报告评审的总结和对某些技术问题的探讨，我们可以看到：

　　（1） 秦山三期CANDU堆核电厂安全评审工作的结束，并不意味着秦山三期的安全工作的结束，而是新的安全落实工作的开始。

　　（2） 新的安全落实工作的主要责任虽然在业主，但我们认为AECL还应起积极促进作用，有些项目上甚至起主导作用。

　　（3） 通过秦山三期CANDU堆核电厂安全评审工作，　中国已经对CANDU堆的发展做出了自己的贡献。今后只有在各方面继续深入研究和探索，才能保证秦山三期CANDU堆核电厂的安全、稳定、经济的运行。

　　（4） 中国在核能领域的研究、开发和建设方面已有很好的基础，中加在CANDU堆技术方面的合作，可进一步推动CANDU堆技术的发展。

　　（5） 只有中加合作，才能保证秦山三期的安全、经济的运行；也只有中加合作，才能使CANDU堆技术在中国有更大的市场。中加合作，还可以为CANDU堆技术在世界的核能舞台上增光添彩，取得更大成功。