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

1　技術(shù)規(guī)格書的內(nèi)容

技術(shù)規(guī)格書有三大目的：一是實現(xiàn)核電廠的安全目標(biāo)，即建立并保持對輻射危害的有效防御，保護(hù)廠區(qū)人員、公眾和環(huán)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(yù)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(fā)現(xiàn)偏離了技術(shù)規(guī)格書的某一要求(如某一參數(shù)超限、某一備用設(shè)備故障、某一定期試驗未能如期進(jìn)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(jī)組必須在技術(shù)規(guī)格書規(guī)定的后撤時間撤到規(guī)定的運行模式。

具體來講，技術(shù)規(guī)格書規(guī)定了核電廠在正常運行、瞬態(tài)和異常運行工況下的技術(shù)和管理要求，主要包含安全限值、安全系統(tǒng)整定值、運行限制條件和監(jiān)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(nèi)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(zhì)，威脅堆芯安全的可能。基本的安全限值是指燃料溫度，燃料包殼溫度和冷卻劑壓力的限值。壓水堆的設(shè)計可以保證在正常運行和預(yù)計運行事件中安全限值不被超過，而只有在事故工況和嚴(yán)重事故條件下安全限值可能被超過。

1.2　安全系統(tǒng)整定值

安全系統(tǒng)整定值是各種自動保護(hù)裝置的觸發(fā)點，這些保護(hù)裝置用以觸發(fā)防止超過安全限值和應(yīng)付預(yù)計運行事件的保護(hù)動作。對于安全限值中的參數(shù)以及影響壓力或溫度瞬態(tài)的其他參數(shù)或參數(shù)組合，都要選定安全系統(tǒng)整定值；超過某些整定值將引起停堆以抑制瞬態(tài)，超過另一些整定值將導(dǎo)致其他自動動作以防止超越安全限值；還有一些安全系統(tǒng)整定值用于使專設(shè)安全系統(tǒng)投入運行，用來限制預(yù)計瞬態(tài)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(guī)定的安全系統(tǒng)整定值之間留有個接受的裕量，當(dāng)某一安全相關(guān)物項不可用或某一安全相關(guān)參數(shù)偏離正常時，要求機(jī)組在規(guī)定的時間內(nèi)后撤到規(guī)定的工況，從而防止事故發(fā)生或緩解事故后果。

1.4　監(jiān)督要求

規(guī)定了對安全相關(guān)物項和參數(shù)在適當(dāng)?shù)纳疃群皖l度范圍內(nèi)進(jìn)行試驗、檢定、監(jiān)測和檢查的監(jiān)督要求，以保證技術(shù)規(guī)格書規(guī)定的安全限值、安全系統(tǒng)整定值和運行限制條件的有效性。

2　技術(shù)規(guī)格書的使用情況

秦山核電廠30萬千瓦機(jī)組技術(shù)規(guī)格書是最終安全分析報告的第16章，目前已經(jīng)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(biāo)準(zhǔn)技術(shù)規(guī)格書(西屋核電廠)》(NUREG-1431 ，1992版，1998年國家核安全局譯本)進(jìn)行升版，并落實十年定期安全審查中對技術(shù)規(guī)格書提出的修改意見。相對于最初版本，新版技術(shù)規(guī)格書界面更友好，使用更方便，更加符合機(jī)組現(xiàn)場實際，也就更能有效地保證電廠安全穩(wěn)定運行。但是隨著核電形勢的發(fā)展，運行經(jīng)驗的積累，以及比較其他技術(shù)系列，特別是比較法系技術(shù)規(guī)格書后，筆者認(rèn)為秦山核電廠的技術(shù)規(guī)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(guī)定》中規(guī)定運行限制條件“必須包括對各種運行狀態(tài)(包括停堆在內(nèi))的要求”[1]。法規(guī)中沒有對“各種運行狀態(tài)”進(jìn)行具體解釋，一般理解應(yīng)該是包括堆芯無料，也即完全卸料狀態(tài)。但30萬千瓦機(jī)組技術(shù)規(guī)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(yīng)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(nèi)。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(nèi)外部交流電源供應(yīng)和設(shè)冷、海水等冷卻系統(tǒng)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(jīng)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(shù)規(guī)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(guī)程和系統(tǒng)設(shè)備停復(fù)役計劃時缺少保證乏燃料安全的上層依據(jù)文件，從而會增加乏燃料池喪失冷卻的風(fēng)險。

目前，核電廠根據(jù)WANO SOER2010-1的經(jīng)驗反饋，已編制了包含完全卸料狀態(tài)下保證核安全的管理程序，該管理程序的嚴(yán)格執(zhí)行可以在一定程度上彌補(bǔ)上述漏洞所引起的核安全問題。建議后續(xù)將相關(guān)內(nèi)容反映到技術(shù)規(guī)格書中，以便監(jiān)督部門更有效地對電廠核安全狀況進(jìn)行監(jiān)管。

2.2　需增補(bǔ)核安全相關(guān)系統(tǒng)設(shè)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(nèi)，而乏燃料池冷卻系統(tǒng)(含冷卻泵和冷卻器等設(shè)備)的功能就是將乏燃料池的熱量傳遞給冷源(設(shè)冷水系統(tǒng))，從而帶走乏燃料的衰變熱；應(yīng)急冷凍水系統(tǒng)主要給專設(shè)安全設(shè)施泵房的風(fēng)機(jī)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(shè)備之一，為發(fā)揮專設(shè)安全功能起著重要作用；大氣釋放閥是停冷系統(tǒng)投入之前冷卻堆芯的重要手段之一，也是防止蒸汽發(fā)生器二次側(cè)超壓的重要設(shè)備，美國核管會(NRC)出版的標(biāo)準(zhǔn)技術(shù)規(guī)格書NUREG-1431中也有關(guān)于“大氣排放閥”的運行限制條件[2]。上述系統(tǒng)和設(shè)備都承擔(dān)著一定的安全功能，但在技術(shù)規(guī)格書中并未有對應(yīng)的運行限制條件，需要補(bǔ)充。

2.3　需充實技術(shù)規(guī)格書的依據(jù)

BASE是技術(shù)規(guī)格書的最后一部分內(nèi)容，是技術(shù)規(guī)格書前文各條款的技術(shù)支持材料。然而通過對比發(fā)現(xiàn)，NRC頒布的標(biāo)準(zhǔn)技術(shù)規(guī)格書NUREG-1431的BASE部分共有40余萬字，而秦山核電廠技術(shù)規(guī)格書的相應(yīng)章節(jié)只有不到2萬字，兩者的內(nèi)容格式差距之大。正是因為后者內(nèi)容不夠詳細(xì)和具體，使得技術(shù)規(guī)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(shù)規(guī)格書的執(zhí)行人員和監(jiān)督人員帶來一些迷惑和困擾。例如，在一個要求停冷系統(tǒng)閥門V08-01C(屬于安全殼隔離閥)處于關(guān)閉斷電狀態(tài)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(yīng)該屬于不可運行，需進(jìn)入TS規(guī)定的運行限制條件3.6.3節(jié)，但由于另一串聯(lián)隔離閥本來在關(guān)閉狀態(tài)，直接就滿足“不可運行”時需采取的措施，故產(chǎn)生了進(jìn)入運行限制條件時間為0s的尷尬狀態(tài)[3]。由于BASE缺少相應(yīng)的解釋，只能參照NUREG-1431對應(yīng)條款，可知此類閥門在關(guān)閉狀態(tài)且泄漏合格的話是可以認(rèn)定為可運行的，這樣就能比較恰當(dāng)?shù)亟鉀Q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(shù)規(guī)格書的BASE部分進(jìn)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(shè)備的可運行性的判定有時會存在歧義外，技術(shù)規(guī)格書中部分條款還存在“運行限制條件”不夠直接明確、“狀態(tài)”描述不好理解等問題。例如運行限制條件3.9.11節(jié)規(guī)定：就位于貯存格架中的乏燃料組件頂部至水面，至少應(yīng)保持6.53 m水深。這個水深的要求與主控室人員讀表數(shù)據(jù)需要經(jīng)過一定的換算才能對應(yīng)起來。如果操縱員事先不去進(jìn)行相關(guān)計算的話，則可能會造成其無法通過監(jiān)盤直接獲知是否已經(jīng)突破了運行限制條件。

3　關(guān)于技術(shù)規(guī)格書發(fā)展的建議

隨著我國核電事業(yè)的不斷發(fā)展，國內(nèi)核電廠的運行技術(shù)規(guī)格書也隨之不斷地發(fā)展更新。目前按照我國核電技術(shù)的情況，技術(shù)規(guī)格書主要可以分為以法國M310機(jī)組技術(shù)規(guī)格書為代表的法系模式和以美國西屋公司標(biāo)準(zhǔn)技術(shù)規(guī)格書為代表的美系模式等兩類。秦山核電廠的技術(shù)規(guī)格書屬于后者。通過對比兩類技術(shù)規(guī)格書的不同特點以及結(jié)合國際上技術(shù)規(guī)格書發(fā)展動態(tài)，筆者認(rèn)為秦山核電廠30萬千瓦機(jī)組技術(shù)規(guī)格書后續(xù)的升版改進(jìn)工作可以考慮以下幾個方向。

3.1　優(yōu)化運行限制條件管理

法系M310機(jī)組所需設(shè)備出現(xiàn)隨機(jī)不可用稱為“事件”，即產(chǎn)生“I0”；而秦山核電廠若出現(xiàn)達(dá)不到技術(shù)規(guī)格書要求的稱進(jìn)入運行限制條件(LCO)。對比M310機(jī)組的I0，秦山核電廠技術(shù)規(guī)格書的LCO有條理簡單易執(zhí)行的特點，但也存在重點不突出、進(jìn)入運行限制條件門檻低等問題，具體表現(xiàn)在沒有對LCO進(jìn)行分級管理、沒有對LCO的個數(shù)進(jìn)行限制、沒有考慮不同LCO之間的疊加效果。

我們知道，LCO跟機(jī)組模式有關(guān)，絕大部分LCO在停堆換料期間就沒有要求了。由于技術(shù)規(guī)格書沒有對進(jìn)入運行限制條件的設(shè)備進(jìn)行限制，這就造成機(jī)組功率運行期間安排進(jìn)入LCO設(shè)備的預(yù)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(yán)，再加上機(jī)組績效指標(biāo)上又沒有計劃進(jìn)入LCO的控制指標(biāo)，這就造成越來越多的本來安排在換料大修進(jìn)行的預(yù)維工作調(diào)整到機(jī)組功率運行期間進(jìn)行，人為產(chǎn)生了許多LCO，給機(jī)組的安全運行帶來了一定的影響。目前電廠管理層已經(jīng)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(chǎn)生的LCO。建議后續(xù)借鑒概率安全分析(PSA)中設(shè)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(yù)期變化評價結(jié)果對LCO進(jìn)行分類，對于高級別的LCO禁止人為產(chǎn)生LCO，以便電廠在統(tǒng)籌安排各項工作時有據(jù)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(shù)規(guī)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(zhǔn)，過程將可能比較復(fù)雜和漫長，所以筆者認(rèn)為電廠應(yīng)盡快編制技術(shù)規(guī)格書的使用手冊或者執(zhí)行細(xì)則，對一些可能引起爭議或者執(zhí)行起來比較困難的運行限制條件等內(nèi)容加以闡釋和明確，以便電廠的各項生產(chǎn)活動都能準(zhǔn)確無誤地滿足技術(shù)規(guī)格書相應(yīng)條款的要求，也能更清楚和有效地回答核安全監(jiān)管部門的提問。

3.2　應(yīng)用風(fēng)險指引型安全管理的方法

核電廠風(fēng)險指引管理是一種采用確定論與概率論方法相結(jié)合的新的核電廠安全管理模式，進(jìn)行綜合決策時不僅要基于傳統(tǒng)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(fēng)險影響評價。將風(fēng)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(jié)果和見解來突出管理重點，強(qiáng)化管理要求和更有效地利用資源，改進(jìn)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(fù)擔(dān)[4]。PSA的研究表明有很多“安全相關(guān)的”設(shè)備對安全并不重要，而某些不是“安全相關(guān)的”卻有高的安全重要性。不恰當(dāng)?shù)脑O(shè)備分類可能會不利于安全，本該用于安全重要設(shè)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(shè)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(shù)規(guī)格書中的運行限制條件和監(jiān)督要求[5]。

NRC為風(fēng)險指引管理制定和頒布了一系列的管理導(dǎo)則(RG)，增加了標(biāo)準(zhǔn)審查大綱(SRP)相應(yīng)章節(jié)，同時還修改了相關(guān)法規(guī)(10CFR50)。其中管理導(dǎo)則1.177《特定電廠風(fēng)險指引決策方法：技術(shù)規(guī)范》就適用于技術(shù)規(guī)格書中的條款和限制條件的修改，減少不必要的保守規(guī)定，如延長設(shè)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(dǎo)則開展PSA分析將應(yīng)急柴油機(jī)允許后撤時間從3天延長到了14天，并允許應(yīng)急柴油機(jī)進(jìn)行在線維修，對大修關(guān)鍵路徑起到了很好的優(yōu)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(jié)果，在核安全監(jiān)管部門的指導(dǎo)下，積極推動風(fēng)險指引管理工作的研究和應(yīng)用，充分考慮運行經(jīng)驗反饋，重新評估和修改技術(shù)規(guī)格書的運行限制條件，提升電廠的安全性和經(jīng)濟(jì)性。

3.3　優(yōu)選最終退防狀態(tài)

目前技術(shù)規(guī)格書中大部分進(jìn)入LCO后機(jī)組后撤的最終模式都是冷停堆，即模式5。發(fā)展風(fēng)險指引的技術(shù)規(guī)格書的動因之一就是將退防最終狀態(tài)由冷停堆(模式5)改為熱停堆(模式3)。根據(jù)已有的分析，維持在熱停堆比冷停堆有如下優(yōu)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(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)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(tǒng)的自動動作更可靠；

4) 最終安全分析報告設(shè)計基準(zhǔn)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(zhuǎn)到冷停堆時余熱排出系統(tǒng)需手動投入，由于操縱員失誤或系統(tǒng)故障可能會導(dǎo)致水裝量喪失或系統(tǒng)過冷的事件發(fā)生；

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

據(jù)了解，美國部分壓水堆核電廠業(yè)主組織已經(jīng)提交了退防狀態(tài)的修改，NRC也已經(jīng)在評價意見中批準(zhǔn)了在一些條款中的退防最終狀態(tài)調(diào)整到熱停堆[6]。當(dāng)然在冷停堆下由于主系統(tǒng)溫度和壓力的降低，一些初始事件發(fā)生概率也會顯著降低，而且事件瞬態(tài)的進(jìn)展相對來說也會變得更加緩慢，增加了操縱員響應(yīng)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(fēng)險因素，做好始發(fā)事件的概率風(fēng)險評價(PRA)，摸索出熱停堆作為合適退防狀態(tài)的方法，從而為技術(shù)規(guī)格書相關(guān)條款的修改提供決策依據(jù)。

4　結(jié)束語

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