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摘要：以核安全导则《核动力厂定期安全审查》（HAD103/11）为依据，对定期安全审查之核动力厂设计要素的审查目的、审查依据、审查范围以及审查方法进行了研究和分析，并确定此要素审查可分为四个专题进行，分别是设计基准文件专题、设备分级专题、安全标准差异项专题以及电厂设计改进项分析专题。此四个专题覆盖了导则规定的所有审查要点。岭澳核电厂的第一次定期安全审查使用了该审查方法，证明该方法是可行有效的。
关键词：定期安全审查；核动力厂设计；设备分级
按照核安全导则《核动力厂定期安全审查》（HAD103/11）[1]，定期安全审查是对运行核电厂现有安全水平进行综合性和系统性重新评估的过程，已成为国家核安全局对核电厂实施许可证制度的一种执照要求。根据导则的要求，核电厂的定期安全审查分为14 项安全要素进行，核动力厂设计要素是其中一项重要的安全要素，因此对核动力厂设计要素审查的研究对标准化定期安全审查体系的建立将有重要意义。
1 审查目的
核动力厂设计要素的审查目的是确定核动力厂设计及设计文件的充分性，这要通过与现行的标准和实践相比较而确定。
2 审查依据
审查应以与核电厂安全有关的法律、法规、导则、规范或标准等为依据。核动力厂在设计、建造、调试、运行的初始阶段所遵循的一些法律、法规、规范或标准等称作原始安全基准文件。运行核电厂必须满足原始安全基准文件规定的最低安全要求。应审查电厂现状是否满足原始安全基准文件要求，如果不满足原始安全基准文件要求则必须提出纠正措施，尽快实施改进。
电厂投入运行后，随着科技、管理、认识上的进步，原有法律、法规、规范或标准可能已做了必要的修正，从而对核动力厂安全提出了新的或更高的要求。这些修正之后的版本文件称为现行安全基准文件。运行核动力厂可不完全满足现行安全基准文件要求，但现行安全基准文件的新要求应作为提高运行核动力厂安全性的努力方向。审查时应甄别出原始安全基准文件与现行安全基准文件的差别，筛选出达到现行安全基准文件要求可行的改进措施，为进一步提高运行核电厂安全性指出改进方向。
核动力厂设计要素审查参考的基准文件见表1，但审查时不应局限于表1所列的基准文件。
3.审查范围
审查应依据核安全导则HAD103/11的要求进行，一般审查范围如下（可根据实际需要扩大审查范围）：
1）文件体系审查；
2）设计文件充分性审查，尤其是设计基准文件的的建立和完善；
3）核岛系统的安全重要设备的分级；
4）识别安全标准差异项；
5）分析设计改进项；
4 审查方法
以上审查范围涉及广泛的内容和多种专业，不便于审查操作。实际审查时可从审查范围提炼出若干审查要点，按要点开展审查，并根据电厂实际情况进行专题划分，将内容有联系的几个审查要点归入一个审查专题，进行专题审查，所划分专题应能覆盖本要素的审查范围，尤其应涵盖核安全导则HAD103/11规定的所有审查要点。
审查时，可按照核安全导则HAD103/11的附件I中本要素审查的5个要点，逐一进行要点分析：
（a）由布置、系统和设备图所支持的核动力厂设计的详细描述；
审查核动力厂已有文件体系是否健全、管理是否规范。设计相关文件是否有合适的分类和编码系统，是否能够反映电厂的实际状态以及保证电厂长期安全稳定运行的需要。
（b）安全重要的构筑物、系统和部件的清单及它们的分级；
构筑物、系统和部件（SSCs）的安全分级的目的在于根据其安全功能和安全重要性对SSCs进行分类（以便后续按照与其安全分级相符的质量和可靠性要求来设计、制造和运行），使安全重要设备的安全等级与其在安全方面发挥的功能相匹配，在保证电厂安全性的同时寻找安全性和经济性的平衡点。
应审查核动力厂已有的安全重要的构筑物、系统和部件的清单文件，应注意这些清单文件对同一设备的分级规定是否一致，如有偏差，应根据标准要求确定设备分级，完善原有分级清单；审查核动力厂现有设备分级与最新核安全实践经验（最新核安全实践：反映同类型电厂最新安全水平的要求和方法）的偏差，按照分级原则，并考虑核动力厂实际状态，确定是否补充或修改现有分级，确定是否需要进行相应的管理要求改进甚至进行改造或替代活动等。
审查方法可为：（1）整理安全重要的构筑物、系统和部件的分级清单，核查核岛系统设备的安全等级是否与其在安全方面发挥的功能相匹配；（2）通过与最新实践要求的对比，找出现有设备分级的偏差并提出必要的纠正措施，从而保证电厂设备分级的准确性，维持电厂高安全水平。
（c）文档化的设计基准（原有的和更新的）；
审查核动力厂的设计基准文件体系，包括已有的和在建的。
（d）通过现有核动力厂设计与现行标准比较发现的重大差异（强项和弱项）；
核动力厂设计与现行安全标准符合性的偏差应先通过对比原始安全标准和现行安全标准（列出两者清单，对比清单内容），发现变化较大的和影响电厂设计的变化项，再分析电厂现有设计是否满足此变化项的要求，并识别出重大差异，以便提出设计改进措施。
（e）识别出来的与应用纵深防御概念有关的缺陷的安全重要性；
应识别出与应用纵深防御概念有关的缺陷，并分析其安全重要性。缺陷识别可分为三个层次开展工作：（1）电厂实际状态符合性检查，评价电厂是否满足原設计的要求；（2）与现行安全标准对比，识别出不符合现行安全标准的偏差：（3）与最新核安全实践对比，识别出电厂适用且还未采纳的改进项。这三个层次偏差的集合为总的偏差和潜在设计改进项。以岭澳核电厂第一次PSR的核动力厂设计要素审查为例，其缺陷识别的三个层次见图1。 在深入分析各審查要点后，审查专题的划分以及审查专题与审查要点对应关系见表2。其中的设计基准文件专题，应审查核动力厂设计基准文件体系现状，审查其是否建立设计基准文件体系或类似的文件体系，设计基准文件内容包括：设计基准功能；设计基准参数；设计裕量、运行裕量；分析计算报告等设计支持信息，如：抗震分析计算报告、事故分析报告、水力特性分析计算报告、力学分析计算报告、各类整定值计算分析报告、设备结构分析计算报告等。而设备分级专题、安全标准差异项专题、电厂设计改进项分析专题，其审查方法分别见本章审查要点分析（b）、（d）、（e）。
5 要素审查
在审查了要素各个专题后，审查结论宜按符合项、弱项进行整理，以便形成清晰的专题审查结论；此外，对符合项还应明确审查中发现的强项和需要电厂予以关注的关注项，以供其他电厂借鉴使用或明确电厂的改进方向：
1）符合相关法律法规要求的归为符合项：
√核动力厂在特定问题上的安全状态高于现行标准和实践、可作为其他电厂借鉴使用的，归为强项；
√需通过优化进一步提高，但目前还没有确切的改进措施或改进措施正在实施中，需要核动力厂管理者给予关注的领域，归为关注项。
2）不满足法律法规要求，或与其它核动力厂相比明显处于劣势，亟需进行改进的领域归为弱项。
6 结论
通过详细分析核安全导则HAD103/11所规定的对要素审查目的、审查范围以及审查要点，并结合岭澳核电厂第一次定期安全审查的工作成果，本文研究了核动力厂设计要素的审查方法。此方法把要素审查分为四个专题审查，分别是设计基准文件专题、设备分级专题、安全标准差异项专题以及电厂设计改进项分析专题。此四个专题可覆盖核安全导则HAD103/11规定的所有审查要点。岭澳核电厂的第一次定期安全审查使用了该审查方法，顺利地完成了核动力厂要素审查，证明该方法是可行有效的。
参考文献：
[1]国家核安全局. 核动力厂定期安全审查. HAD 103/11，2006版.
[2]IAEA Safety Series. Periodic Safety Review of Operational Nuclear Power Plants. A Safety Guide，No.5Q-SG-O12，2003.
关键词：定期安全审查；核动力厂设计；设备分级
按照核安全导则《核动力厂定期安全审查》（HAD103/11）[1]，定期安全审查是对运行核电厂现有安全水平进行综合性和系统性重新评估的过程，已成为国家核安全局对核电厂实施许可证制度的一种执照要求。根据导则的要求，核电厂的定期安全审查分为14 项安全要素进行，核动力厂设计要素是其中一项重要的安全要素，因此对核动力厂设计要素审查的研究对标准化定期安全审查体系的建立将有重要意义。
1 审查目的
核动力厂设计要素的审查目的是确定核动力厂设计及设计文件的充分性，这要通过与现行的标准和实践相比较而确定。
2 审查依据
审查应以与核电厂安全有关的法律、法规、导则、规范或标准等为依据。核动力厂在设计、建造、调试、运行的初始阶段所遵循的一些法律、法规、规范或标准等称作原始安全基准文件。运行核电厂必须满足原始安全基准文件规定的最低安全要求。应审查电厂现状是否满足原始安全基准文件要求，如果不满足原始安全基准文件要求则必须提出纠正措施，尽快实施改进。
电厂投入运行后，随着科技、管理、认识上的进步，原有法律、法规、规范或标准可能已做了必要的修正，从而对核动力厂安全提出了新的或更高的要求。这些修正之后的版本文件称为现行安全基准文件。运行核动力厂可不完全满足现行安全基准文件要求，但现行安全基准文件的新要求应作为提高运行核动力厂安全性的努力方向。审查时应甄别出原始安全基准文件与现行安全基准文件的差别，筛选出达到现行安全基准文件要求可行的改进措施，为进一步提高运行核电厂安全性指出改进方向。
核动力厂设计要素审查参考的基准文件见表1，但审查时不应局限于表1所列的基准文件。
3.审查范围
审查应依据核安全导则HAD103/11的要求进行，一般审查范围如下（可根据实际需要扩大审查范围）：
1）文件体系审查；
2）设计文件充分性审查，尤其是设计基准文件的的建立和完善；
3）核岛系统的安全重要设备的分级；
4）识别安全标准差异项；
5）分析设计改进项；
4 审查方法
以上审查范围涉及广泛的内容和多种专业，不便于审查操作。实际审查时可从审查范围提炼出若干审查要点，按要点开展审查，并根据电厂实际情况进行专题划分，将内容有联系的几个审查要点归入一个审查专题，进行专题审查，所划分专题应能覆盖本要素的审查范围，尤其应涵盖核安全导则HAD103/11规定的所有审查要点。
审查时，可按照核安全导则HAD103/11的附件I中本要素审查的5个要点，逐一进行要点分析：
（a）由布置、系统和设备图所支持的核动力厂设计的详细描述；
审查核动力厂已有文件体系是否健全、管理是否规范。设计相关文件是否有合适的分类和编码系统，是否能够反映电厂的实际状态以及保证电厂长期安全稳定运行的需要。
（b）安全重要的构筑物、系统和部件的清单及它们的分级；
构筑物、系统和部件（SSCs）的安全分级的目的在于根据其安全功能和安全重要性对SSCs进行分类（以便后续按照与其安全分级相符的质量和可靠性要求来设计、制造和运行），使安全重要设备的安全等级与其在安全方面发挥的功能相匹配，在保证电厂安全性的同时寻找安全性和经济性的平衡点。
应审查核动力厂已有的安全重要的构筑物、系统和部件的清单文件，应注意这些清单文件对同一设备的分级规定是否一致，如有偏差，应根据标准要求确定设备分级，完善原有分级清单；审查核动力厂现有设备分级与最新核安全实践经验（最新核安全实践：反映同类型电厂最新安全水平的要求和方法）的偏差，按照分级原则，并考虑核动力厂实际状态，确定是否补充或修改现有分级，确定是否需要进行相应的管理要求改进甚至进行改造或替代活动等。
审查方法可为：（1）整理安全重要的构筑物、系统和部件的分级清单，核查核岛系统设备的安全等级是否与其在安全方面发挥的功能相匹配；（2）通过与最新实践要求的对比，找出现有设备分级的偏差并提出必要的纠正措施，从而保证电厂设备分级的准确性，维持电厂高安全水平。
（c）文档化的设计基准（原有的和更新的）；
审查核动力厂的设计基准文件体系，包括已有的和在建的。
（d）通过现有核动力厂设计与现行标准比较发现的重大差异（强项和弱项）；
核动力厂设计与现行安全标准符合性的偏差应先通过对比原始安全标准和现行安全标准（列出两者清单，对比清单内容），发现变化较大的和影响电厂设计的变化项，再分析电厂现有设计是否满足此变化项的要求，并识别出重大差异，以便提出设计改进措施。
（e）识别出来的与应用纵深防御概念有关的缺陷的安全重要性；
应识别出与应用纵深防御概念有关的缺陷，并分析其安全重要性。缺陷识别可分为三个层次开展工作：（1）电厂实际状态符合性检查，评价电厂是否满足原設计的要求；（2）与现行安全标准对比，识别出不符合现行安全标准的偏差：（3）与最新核安全实践对比，识别出电厂适用且还未采纳的改进项。这三个层次偏差的集合为总的偏差和潜在设计改进项。以岭澳核电厂第一次PSR的核动力厂设计要素审查为例，其缺陷识别的三个层次见图1。 在深入分析各審查要点后，审查专题的划分以及审查专题与审查要点对应关系见表2。其中的设计基准文件专题，应审查核动力厂设计基准文件体系现状，审查其是否建立设计基准文件体系或类似的文件体系，设计基准文件内容包括：设计基准功能；设计基准参数；设计裕量、运行裕量；分析计算报告等设计支持信息，如：抗震分析计算报告、事故分析报告、水力特性分析计算报告、力学分析计算报告、各类整定值计算分析报告、设备结构分析计算报告等。而设备分级专题、安全标准差异项专题、电厂设计改进项分析专题，其审查方法分别见本章审查要点分析（b）、（d）、（e）。
5 要素审查
在审查了要素各个专题后，审查结论宜按符合项、弱项进行整理，以便形成清晰的专题审查结论；此外，对符合项还应明确审查中发现的强项和需要电厂予以关注的关注项，以供其他电厂借鉴使用或明确电厂的改进方向：
1）符合相关法律法规要求的归为符合项：
√核动力厂在特定问题上的安全状态高于现行标准和实践、可作为其他电厂借鉴使用的，归为强项；
√需通过优化进一步提高，但目前还没有确切的改进措施或改进措施正在实施中，需要核动力厂管理者给予关注的领域，归为关注项。
2）不满足法律法规要求，或与其它核动力厂相比明显处于劣势，亟需进行改进的领域归为弱项。
6 结论
通过详细分析核安全导则HAD103/11所规定的对要素审查目的、审查范围以及审查要点，并结合岭澳核电厂第一次定期安全审查的工作成果，本文研究了核动力厂设计要素的审查方法。此方法把要素审查分为四个专题审查，分别是设计基准文件专题、设备分级专题、安全标准差异项专题以及电厂设计改进项分析专题。此四个专题可覆盖核安全导则HAD103/11规定的所有审查要点。岭澳核电厂的第一次定期安全审查使用了该审查方法，顺利地完成了核动力厂要素审查，证明该方法是可行有效的。
参考文献：
[1]国家核安全局. 核动力厂定期安全审查. HAD 103/11，2006版.
[2]IAEA Safety Series. Periodic Safety Review of Operational Nuclear Power Plants. A Safety Guide，No.5Q-SG-O12，2003.