秦山核電廠運行技術規格書應用與改進

(中核核電運行管理有限公司，浙江　海鹽　314300)

眾所周知，核電廠運行技術規格書(以下簡稱“技術規格書”)是核電廠運行階段技術管理的綱領性文件，是核電廠的“憲法”。技術規格書是核電廠操縱員在日常工作中使用頻度最高、最權威的，也是其他絕大部分技術文件，技術規程以及管理程序必須要遵守的上層技術文件。自1991年12月首次并網發電以來，秦山核電廠30萬千瓦機組已經運行20多年了，考慮到機組在運行壽期屆滿(2021年)時將申請延續運行20年，本文嘗試對其技術規格書的使用情況進行總結，通過比較國內不同技術系列技術規格書的特點，指出了30萬千瓦機組技術規格書目前存在的主要問題；同時結合國內核電技術規格書的發展形勢為30萬千瓦機組乃至秦山地區技術規格書的今后的發展改進提出了建議。

1　技術規格書的內容

技術規格書有三大目的：一是實現核電廠的安全目標，即建立并保持對輻射危害的有效防御，保護廠區人員、公眾和環境的安全；二是防止核電廠偏離正常運行，以及在偏離正常運行的情況下，防止預計運行事件升級為事故工況；三是保證正常運行期間或中等頻率事件下實體屏障的完整性。例如，一旦發現偏離了技術規格書的某一要求(如某一參數超限、某一備用設備故障、某一定期試驗未能如期進行等)，且未能及時糾正或者獲得國家核安全局對這項偏離的特許，則機組必須在技術規格書規定的后撤時間撤到規定的運行模式。

具體來講，技術規格書規定了核電廠在正常運行、瞬態和異常運行工況下的技術和管理要求，主要包含安全限值、安全系統整定值、運行限制條件和監督要求。

1.1　安全限值

安全限值是對過程變量的限值，核電廠在此限值范圍內運行是安全的。如果超過這些限值，就有釋放大量放射性物質，威脅堆芯安全的可能?；镜陌踩拗凳侵溉剂蠝囟?，燃料包殼溫度和冷卻劑壓力的限值。壓水堆的設計可以保證在正常運行和預計運行事件中安全限值不被超過，而只有在事故工況和嚴重事故條件下安全限值可能被超過。

1.2　安全系統整定值

安全系統整定值是各種自動保護裝置的觸發點，這些保護裝置用以觸發防止超過安全限值和應付預計運行事件的保護動作。對于安全限值中的參數以及影響壓力或溫度瞬態的其他參數或參數組合，都要選定安全系統整定值；超過某些整定值將引起停堆以抑制瞬態，超過另一些整定值將導致其他自動動作以防止超越安全限值；還有一些安全系統整定值用于使專設安全系統投入運行，用來限制預計瞬態過程以防止超越安全限值，或減輕假想事故的后果。

1.3　運行限制條件

制定運行限制條件是為了使正常運行值與規定的安全系統整定值之間留有個接受的裕量，當某一安全相關物項不可用或某一安全相關參數偏離正常時，要求機組在規定的時間內后撤到規定的工況，從而防止事故發生或緩解事故后果。

1.4　監督要求

規定了對安全相關物項和參數在適當的深度和頻度范圍內進行試驗、檢定、監測和檢查的監督要求，以保證技術規格書規定的安全限值、安全系統整定值和運行限制條件的有效性。

2　技術規格書的使用情況

秦山核電廠30萬千瓦機組技術規格書是最終安全分析報告的第16章，目前已經過四次修訂，修改比較大的一次為2006年開展的第二次修訂，是參考《標準技術規格書(西屋核電廠)》(NUREG-1431 ，1992版，1998年國家核安全局譯本)進行升版，并落實十年定期安全審查中對技術規格書提出的修改意見。相對于最初版本，新版技術規格書界面更友好，使用更方便，更加符合機組現場實際，也就更能有效地保證電廠安全穩定運行。但是隨著核電形勢的發展，運行經驗的積累，以及比較其他技術系列，特別是比較法系技術規格書后，筆者認為秦山核電廠的技術規格書仍然存在下述幾個方面的不足之處。

2.1　需完善運行模式的定義

HAF103-2004《核動力廠運行安全規定》中規定運行限制條件“必須包括對各種運行狀態(包括停堆在內)的要求”[1]。法規中沒有對“各種運行狀態”進行具體解釋，一般理解應該是包括堆芯無料，也即完全卸料狀態。但30萬千瓦機組技術規格書沒有堆芯無料工況的運行限制條件，其運行模式的定義如表1所示。

表1　運行模式

其中“模式6——停堆換料”所指的工況為：反應堆壓力容器頂蓋的螺栓已松開或頂蓋已移走，燃料仍在壓力容器內。并未涵蓋卸料完成至開始裝料之前的工況。然而我們知道燃料完全卸到乏燃料池后，仍需保證必要的內外部交流電源供應和設冷、海水等冷卻系統運行，以便使乏燃料池水溫不超限，確保乏燃料的安全。福島核事故的經驗反饋也再次昭示“排出乏燃料池中的熱”是保證核電廠安全的基本安全功能之一。技術規格書缺少完全卸料模式的運行限制條件，這將使運行人員在制定該工況下的運行規程和系統設備停復役計劃時缺少保證乏燃料安全的上層依據文件，從而會增加乏燃料池喪失冷卻的風險。

目前，核電廠根據WANO SOER2010-1的經驗反饋，已編制了包含完全卸料狀態下保證核安全的管理程序，該管理程序的嚴格執行可以在一定程度上彌補上述漏洞所引起的核安全問題。建議后續將相關內容反映到技術規格書中，以便監督部門更有效地對電廠核安全狀況進行監管。

2.2　需增補核安全相關系統設備的運行限制條件

上文已提到，乏燃料池的水溫需要保持在一定的范圍內，而乏燃料池冷卻系統(含冷卻泵和冷卻器等設備)的功能就是將乏燃料池的熱量傳遞給冷源(設冷水系統)，從而帶走乏燃料的衰變熱；應急冷凍水系統主要給專設安全設施泵房的風機提供冷凍水，其中冷凍水輸送泵還是安注或失電信號的帶載程序需要啟動的設備之一，為發揮專設安全功能起著重要作用；大氣釋放閥是停冷系統投入之前冷卻堆芯的重要手段之一，也是防止蒸汽發生器二次側超壓的重要設備，美國核管會(NRC)出版的標準技術規格書NUREG-1431中也有關于“大氣排放閥”的運行限制條件[2]。上述系統和設備都承擔著一定的安全功能，但在技術規格書中并未有對應的運行限制條件，需要補充。

2.3　需充實技術規格書的依據

BASE是技術規格書的最后一部分內容，是技術規格書前文各條款的技術支持材料。然而通過對比發現，NRC頒布的標準技術規格書NUREG-1431的BASE部分共有40余萬字，而秦山核電廠技術規格書的相應章節只有不到2萬字，兩者的內容格式差距之大。正是因為后者內容不夠詳細和具體，使得技術規格書存在一些“灰色地帶”，對這些條款理解和尺度把握的不同會給技術規格書的執行人員和監督人員帶來一些迷惑和困擾。例如，在一個要求停冷系統閥門V08-01C(屬于安全殼隔離閥)處于關閉斷電狀態的維修工作中，如果僅僅對照“可運行性”的定義，閥門喪失控制和動力電源時應該屬于不可運行，需進入TS規定的運行限制條件3.6.3節，但由于另一串聯隔離閥本來在關閉狀態，直接就滿足“不可運行”時需采取的措施，故產生了進入運行限制條件時間為0s的尷尬狀態[3]。由于BASE缺少相應的解釋，只能參照NUREG-1431對應條款，可知此類閥門在關閉狀態且泄漏合格的話是可以認定為可運行的，這樣就能比較恰當地解決上述引起歧義的問題。所以有必要參考NUREG-1431的格式，對秦山核電廠技術規格書的BASE部分進行充實，以利于運行、維修等人員的理解和使用。

除了針對特定設備的可運行性的判定有時會存在歧義外，技術規格書中部分條款還存在“運行限制條件”不夠直接明確、“狀態”描述不好理解等問題。例如運行限制條件3.9.11節規定：就位于貯存格架中的乏燃料組件頂部至水面，至少應保持6.53 m水深。這個水深的要求與主控室人員讀表數據需要經過一定的換算才能對應起來。如果操縱員事先不去進行相關計算的話，則可能會造成其無法通過監盤直接獲知是否已經突破了運行限制條件。

3　關于技術規格書發展的建議

隨著我國核電事業的不斷發展，國內核電廠的運行技術規格書也隨之不斷地發展更新。目前按照我國核電技術的情況，技術規格書主要可以分為以法國M310機組技術規格書為代表的法系模式和以美國西屋公司標準技術規格書為代表的美系模式等兩類。秦山核電廠的技術規格書屬于后者。通過對比兩類技術規格書的不同特點以及結合國際上技術規格書發展動態，筆者認為秦山核電廠30萬千瓦機組技術規格書后續的升版改進工作可以考慮以下幾個方向。

3.1　優化運行限制條件管理

法系M310機組所需設備出現隨機不可用稱為“事件”，即產生“I0”；而秦山核電廠若出現達不到技術規格書要求的稱進入運行限制條件(LCO)。對比M310機組的I0，秦山核電廠技術規格書的LCO有條理簡單易執行的特點，但也存在重點不突出、進入運行限制條件門檻低等問題，具體表現在沒有對LCO進行分級管理、沒有對LCO的個數進行限制、沒有考慮不同LCO之間的疊加效果。

我們知道，LCO跟機組模式有關，絕大部分LCO在停堆換料期間就沒有要求了。由于技術規格書沒有對進入運行限制條件的設備進行限制，這就造成機組功率運行期間安排進入LCO設備的預防性維修工作帶有一定的主觀性和隨意性。特別是核電廠對大修工期控制越來越嚴，再加上機組績效指標上又沒有計劃進入LCO的控制指標，這就造成越來越多的本來安排在換料大修進行的預維工作調整到機組功率運行期間進行，人為產生了許多LCO，給機組的安全運行帶來了一定的影響。目前電廠管理層已經意識到這個問題，正在采取措施逐步減少功率運行期間的計劃產生的LCO。建議后續借鑒概率安全分析(PSA)中設備失效引起的堆芯損壞頻率(CDF)和早期放射性大劑量釋放頻率(LERF)的預期變化評價結果對LCO進行分類，對于高級別的LCO禁止人為產生LCO，以便電廠在統籌安排各項工作時有據可依，最大程度保證安全和效益之間的平衡。

另外，針對上文提到的技術規格書BASE過于簡單的問題，由于BASE升版需要外部科研院所的支持以及獲得核安全局的批準，過程將可能比較復雜和漫長，所以筆者認為電廠應盡快編制技術規格書的使用手冊或者執行細則，對一些可能引起爭議或者執行起來比較困難的運行限制條件等內容加以闡釋和明確，以便電廠的各項生產活動都能準確無誤地滿足技術規格書相應條款的要求，也能更清楚和有效地回答核安全監管部門的提問。

3.2　應用風險指引型安全管理的方法

核電廠風險指引管理是一種采用確定論與概率論方法相結合的新的核電廠安全管理模式，進行綜合決策時不僅要基于傳統的使用確定論方法的縱深防御和安全裕量評價，而且還要基于使用概率論方法的風險影響評價。將風險概念融入核電廠的安全管理模式中，可以促使廣泛使用PSA的分析結果和見解來突出管理重點，強化管理要求和更有效地利用資源，改進以往安全管理方法中過于保守、靈活性不夠的不足之處，從而減輕核電廠不必要的負擔[4]。PSA的研究表明有很多“安全相關的”設備對安全并不重要，而某些不是“安全相關的”卻有高的安全重要性。不恰當的設備分類可能會不利于安全，本該用于安全重要設備上的資源卻被用于對安全幾乎沒有或根本沒有作用的設備。因此，要避免以平均主義來對待所有的安全問題，包括技術規格書中的運行限制條件和監督要求[5]。

NRC為風險指引管理制定和頒布了一系列的管理導則(RG)，增加了標準審查大綱(SRP)相應章節，同時還修改了相關法規(10CFR50)。其中管理導則1.177《特定電廠風險指引決策方法：技術規范》就適用于技術規格書中的條款和限制條件的修改，減少不必要的保守規定，如延長設備的后撤時間和變更定期試驗周期。大亞灣核電廠就曾參照上述導則開展PSA分析將應急柴油機允許后撤時間從3天延長到了14天，并允許應急柴油機進行在線維修，對大修關鍵路徑起到了很好的優化作用。建議秦山核電廠能在實際工作中更加主動地采用PSA方法及其結果，在核安全監管部門的指導下，積極推動風險指引管理工作的研究和應用，充分考慮運行經驗反饋，重新評估和修改技術規格書的運行限制條件，提升電廠的安全性和經濟性。

3.3　優選最終退防狀態

目前技術規格書中大部分進入LCO后機組后撤的最終模式都是冷停堆，即模式5。發展風險指引的技術規格書的動因之一就是將退防最終狀態由冷停堆(模式5)改為熱停堆(模式3)。根據已有的分析，維持在熱停堆比冷停堆有如下優勢：

1) 自動安注和蒸汽管線隔離信號在熱停堆時可用；

2) 安注箱和應急堆芯冷卻系統在熱停堆時可用；

3) 冷停堆時要求更多的操縱員動作來緩解事故，而操縱員手動操作沒有安全系統的自動動作更可靠；

4) 最終安全分析報告設計基準安全分析沒有考慮冷停堆的運行工況，但可以包括熱停堆的運行工況；

5) 從熱停堆轉到冷停堆時余熱排出系統需手動投入，由于操縱員失誤或系統故障可能會導致水裝量喪失或系統過冷的事件發生；

6) 和冷停堆相比，熱停堆時有更多的設備要求可用(例如輔助給水和柴油機等)，這給緩解瞬態提供了更多的選擇。

據了解，美國部分壓水堆核電廠業主組織已經提交了退防狀態的修改，NRC也已經在評價意見中批準了在一些條款中的退防最終狀態調整到熱停堆[6]。當然在冷停堆下由于主系統溫度和壓力的降低，一些初始事件發生概率也會顯著降低，而且事件瞬態的進展相對來說也會變得更加緩慢，增加了操縱員響應動作的時間。建議秦山核電廠和科研院所合作，深入分析和討論熱停堆和冷停堆下異同點及風險因素，做好始發事件的概率風險評價(PRA)，摸索出熱停堆作為合適退防狀態的方法，從而為技術規格書相關條款的修改提供決策依據。

4　結束語

20世紀80年代以來，核電廠批量化的建造和運行使技術規格書出現標準化趨勢，從那時起，NRC陸續發布了由各核電業主集團起草并經NRC審批的標準技術規格書，即NUREG1430-1434。核電廠在編寫技術規格書時只要在同類型核電廠標準技術規格書的基礎上完善不同點。截至2015年底，我國核電在運機組總數26臺，基本上是一臺或者兩臺機組使用一本技術規格書，不同技術規格書之間差異明顯，加上后續將投入運行的AP1000和高溫氣冷堆等機組，技術規格書將顯得種類繁多。從核安全監管的通用性以及電廠之間交流的便利性出發，迫切需要分析不同核電廠技術規格書的技術特點，并在此基礎上吸收各種技術規格書的優點，逐步形成一套標準技術規格書。本文針對秦山核電廠30萬千瓦機組技術規格書特點的分析以及改進建議，對于建立我國標準技術規格書具有一定的參考價值。也許在不久的將來，在核安全監管部門和核電業主的共同努力下，我國也能建立一套符合國際高標準又有中國特色的標準技術規格書。秦山核電廠也將在此基礎上繼續完善和優化自身的運行技術規格書，不斷提高大陸首臺核電機組的安全性和經濟性，為祖國核電事業的發展繼續作出新的貢獻。