论文部分内容阅读
摘要：对核电厂构筑物、系统和部件分级的目的在于对于物项分级管理，以相对有限的资源保证核电厂的安全性、可靠性和经济性。AP1000沿用了传统压水堆核电厂的常规分级方法，包括安全分级、抗震分类和规范分级等;同时也有自身的特有分级，包括与核电厂经济性相关的发电可靠性分级（R分级）、非能动核电厂特有的非安全相关系统补充监督管理（RTNSS）以及先进核电厂所要求的设计可靠性保证大纲（D-RAP）。本文将对上述分级方法所构建的AP1000构筑物、系统和部件分级体系进行总结和分析。
关键词：AP1000;核电厂;物项分级
1.前言
IAEA SSR-2/1文件规定[1]：“必须确定所有安全重要物项并根据其安全功能和安全重要性分级。”对于传统压水堆核电厂构筑物、系统和部件（通称为“物项”）分级含义而言，狭义上专指物项的安全分级，广义上除安全分级外，还包括抗震分类、规范分级和质量保证分级。
由我国从美国西屋公司引进的第三代非能动核电厂AP1000采用非能动安全系统，运用设计简化、数字化仪控和模块化设计建造等先进理念，具有较高的安全性和良好的经济性，AP1000型核电厂将成为我国核电后续发展的重要堆型。AP1000沿用了传统压水堆核电厂的常规分级方法，包括安全分级、抗震分类、规范分级等;同时提出了特有的分级方法，其中包括与核电厂经济性相关的发电可靠性分级（R分级）、非能动核电厂特有的非安全相关系统补充监督管理（RTNSS）以及先进核电厂所要求的设计可靠性保证大纲（D-RAP）等。本文对AP1000的物项分级体系进行系统性的总结和分析，使AP1000设计、建造和运行的相关人员加深对AP1000物项分级的了解。
2.常规分级
在常规分级方面，AP1000的相关分级包括安全分级、抗震分类和规范等级，但并不包括质量保证分级。下面将对这些分级进行逐一介绍，同时对AP1000未采用质量保证分级的情况作分析说明。
2.1 安全分级
安全分级是整个传统分级体系的基础。AP1000的安全分级方法主要参考ANS 51.1中安全分级的相关内容，并结合了非能动核电厂的自身特点。从分级方法上讲，AP1000安全分级属于确定论分级方法。AP1000的安全分级级别分为A级、B级、C级、D级和其他级别（包括E、F、G、L、P、R、W级）。
2.1.1 安全相关级
A级、B级、C级为安全相关，适用于设计基准事故（DBA）期间或之后提供或支持安全功能的物项。基本的安全功能包括：
反应堆冷却剂压力边界完整性;
停堆和维持安全工况;
防止和缓解事故后放射性厂外泄漏导致超过法规限值。
总的来讲，A级适用于反应堆冷却剂压力边界（RCPB），其失效后会引起失水事故，包括与RCPB连接的隔离阀和相应的机械支撑，该等级具有最高级别的完整性和最低的泄漏概率。B级主要适用于设计基准事故后限制放射性物质从安全壳向外泄漏以及用于应急反应性控制（如控制棒）的物项。C级适用于提供或支持其他安全功能的物项。
由于AP1000采用了非能动安全系统，所以在安全级物项方面，与传统压水堆核电厂存在一定的差异。
（1）AP1000非能动安全系统仅依赖于自然力（如重力，流体的自然循环、自然对流、蒸发、冷凝等）以及压缩流体、蓄电池等的蓄能，而不需要泵、风机或柴油发电机等能动部件，来完成堆芯和安全壳热量导出等核电厂安全功能。所以，以往传统压水堆核电厂中安全级的能动安全系统的支持性系统在AP1000中降级为非安全级，如为转动泵提供设备冷却的设备冷却水系统、提供驱动交流电的备用柴油机系统。
（2）传统压水堆核电厂的能动专设安全系统（包括安全注入系统和安全壳喷淋系统）为安全2级，在AP1000中（包括非能动堆芯冷却系统和非能动安全壳冷却系统）为C级（相当于安全3级）。笔者认为：AP1000对这些系统降级，主要是因为考虑这些系统在事故后不承担安全壳压力边界的功能。
2.1.2 非安全相关级
与传统压水堆核电厂物项分级相比，AP1000的非安全相关级别更为细化，包括：D、E、F、G、L、P、R、W级。D级是附加了采购、检查和检测额外要求的非安全级，适用于为核电厂提供纵深防御功能、放射性物质处理、乏燃料操作等。E、F、G、L、P、R、W级为除D级以外的非安全相关级。其中E级适用于没有专门工业标准的非安全或分级的设备;F级和G级用于消防系统;L级用于加热、通风和空调系统;P级用于给排水设备;R级用于容纳、清洁或排除放射性污染空气的空气净化机组和设备;W级用于水工系统和设备。
2.2 抗震分类
AP1000将电厂的系统、构筑物和部件依照有关可抵抗安全停堆地震（SSE）影响的要求进行分类，划分为抗震I类（C-I）、抗震II类（C-II）和非抗震类（NS）。
2.2.1 抗震I类（C-I）
抗震I类适用于要求在SSE地震条件下既要保证物项的完整性又要保持安全功能的物项。A级、B级和C级物项的抗震分类一般为抗震I类。
2.2.2 抗震II类（C-II）
抗震II类适用于要求在SSE地震条件下仅需保证物项的完整性不要求保持安全功能的物项。物项划分为抗震II类是为了预防在SSE地震时结构失效而影响安全相关物项执行安全功能或对主控制室人员造成不能承受的伤害。满足上述要求的非安全级物项可划分为抗震II类。
2.2.3 非抗震类（NS）
非抗震类是指那些没有被归类为抗震I类或II类定义的物项。
2.3 规范等级 所谓规范等级，是指为满足不同安全分级物项在质量和性能上的要求而确定的规范等级和选择合适的建造规范。AP1000设计主要采用的是美国国内的相关规范和标准，包括ASME、ANSI、IEEE和NFPA标准等等。安全分级同所采用的设计建造规范之间的主要对应关系见表2-1。
表2-1 安全分级与设计建造规范对应表
安全分级
建造规范
安全相关级
A级
ASME-III，NB
B级
ASME-III，NC（安全壳设备采用NE）
C级
ASME-III，ND
非安全相关级
D级
承压容器-ASME，第VIII卷
管系-ANSI B31.1
泵-API 610，水力协会标准
阀-ANSI B 16.34
空气储存罐-API-650，AWWA D100
0-15psig储存罐-API-620
F级和G级
ANSI B31.1、NFPA
L级
SMACNA、AMCA-500
P级
BOCA Basic/National Plumbing Code
R级
ASME509
W级
AWWA
2.4 质量保证分级
传统压水堆核电厂基于物项的安全分级等因素对物项进行质量保证分级，针对于每个质量保证等级分别提出相应的质量保证要求，以使得物项设计、采购、制造、安装、运行和维护等活动中实施合理的质量保证措施。而AP1000的质量保证要求直接基于安全分级，并没有专门的提出质量保证分级的概念，其安全分级与质量保证要求的对应关系见表2-2。同时，AP1000在其他分级中提出了补充的质保要求，发电可靠性分级、RTNSS和D-RAP的质保要求分别参见3.1节、3.2节和3.3节。
表2-2 安全分级与质保要求对应表
安全分级
应满足的质量保证要求
A、B、C级
10CFR50附录B、10CFR21、ASME NQA-1
D级
工业标准（如ISO900）
其他非安全级
企业标准
3.AP1000特有分级
从核电厂设计和运行可靠性的角度，AP1000提出了发电可靠性分级（R分级）、非安全相关系统补充监督管理（RTNSS）、设计可靠性保证大纲（D-RAP）三个有别于传统压水堆核电厂的特有分级。其中RNTSS和D-RAP与核电厂安全性相关，主要考虑设备失效对核电厂安全风险的影响;R分级与核电厂经济性相关，考虑设备失效对核电厂发电造成的影响。
3.1 发电可靠性分级
AP1000核电厂的可用率目标为93%。为了提高核电厂稳定发电能力并在一定程度上支持上述目标的实现，AP1000开发了一套用于识别发电关键设备方法，即发电可靠性分级方法。
AP1000发电可靠性分级方法基本原理是：基于单一设备故障准则，假设设备失效并在一定时间内得不到恢复，其对电厂正常发电运行或计划停堆等相关方面造成了影响，则将该设备认定为发电关键设备（R级设备），并根据其产生的具体影响程度来进一步划分R分级的等级。同时，为提高发电重要设备的可靠性，针对不同R级别物项分别制定了对应的质量保证措施。表3-1给出了R分级的划分准则和对应质量保证措施。
表3-1 R分级划分准则和质保要求
R分级
划分准则
质量保证要求
R-1
（1）立即停堆或停机（手动或自动）;
（2）换料停堆检修关键路径非计划地延长24小时以上;
（3）专设安全设施动作（手动或自动）。
工业标准质量保证
运行经验报告
失效模式分析报告或设计评审
R-2
（1）违反技术规格书运行限制条件或其他原因，要求机组7天内停运;
（2）非计划降功率（功率瞬降>5%或功率降低>2%持续24小时）。
工业标准质量保证
运行经验报告
R-3
（1）违反技术规格书运行限制条件或其他原因，要求机组7天后停运;
（2）完全失去放射性液体和气体废物处理能力。
工业标准质量保证
NR
（1）不会威胁到电厂发电的失效或通过适当应用电厂维修和工作大纲可使设备恢复的失效。
（2）假设不会失效的设备。
无
3.2 非安全相关系统补充监督管理（RTNSS）
AP1000采用非能动理念，利用非能动安全系统来执行核电厂安全功能。尽管AP1000可依赖非能动安全系统来完成实现堆芯和安全壳冷却等安全功能来缓解设计基准事故，但NRC为进一步提高非能动核电厂的纵深防御能力和增强核电厂安全水平，要求AP1000等非能动核电厂专门针对非安全相关系统制定补充监督管理要求，即RTNSS。
AP1000 RTNSS物项的识别范围是针对全厂的非安全相关系统，识别方法包括概率论和确定论两个方面。概率论角度主要是采用专用PSA进行非安全系统的敏感性研究以及考虑非安全相关物项对始发事件频率的重要性;确定论角度考虑包括未能紧急停堆的预期瞬态、丧失所有交流电源、72小时后的行动、安全壳性能、与安全相关系统的不利作用和抗震等。 3.3 设计可靠性保证大纲（D-RAP）
在上世纪80年代末，NRC就提出了在先进轻水反应堆核电厂设计中应采用可靠性保证大纲（D-RAP）的要求[3]，并明确了建立可靠性保证大纲的目的：①使风险重要的物项的设计、采购、建造、维修和运行与PSA中的假设和结果相一致;②在电厂运行期间，使风险重要的物项不会退化到不可接受的地步;③使对风险重要的物项构成威胁的瞬态发生频率降到最小;④风险重要的物项在遇到挑战时能可靠地执行其功能。
AP1000 D-RAP物项的识别范围是全厂所有系统，即包括安全相关系统也包括非安全相关系统，识别方法由两大部分组成：
（1）使用概率论方法识别出对风险有重要贡献的SSC，通过PRA定量分析得到设备的风险增加值（RAW），风险降低值（RRW）或F-V值（FVW）以确定设备重要程度，进而判断是否将该物项划分为D-RAP。
（2）使用确定论方法识别出对风险有重要贡献的SSC，主要通过专家分析、行业经验、法规和工程判断来识别。
与RTNSS类似，对于非安全级的D-RAP物项也划分为D级，对应D级的质量保证要求;同时在DCD第17章“质量保证”中给出D-RAP物项的额外质量保证要求。
4.小结
通过AP1000依托项目的建设和后续项目的开展，AP1000类型的非能动压水堆核机组将成为我国核电后续规模发展的重要堆型。AP1000物项分级体系基于传统压水堆核电厂分级方法，并以发电可靠性分级、RTNSS和D-RAP等特有分级作为补充，在分级体系中增加了维度且有助于核电厂的安全性和经济性的提升。对于这些AP1000特有分级，特别是RTNSS和D-RAP，目前工程的实践经验相对不足，所以国内应加强这些方面的关注和研究，认真总结AP1000依托项目和后续项目的工程经验，加以发展和应用。
参考文献：
[1]IAEA.SSR-2/1 Specific Safety Requirements-Safety of Nuclear Power Plants Design[S].Vienna，2012
关键词：AP1000;核电厂;物项分级
1.前言
IAEA SSR-2/1文件规定[1]：“必须确定所有安全重要物项并根据其安全功能和安全重要性分级。”对于传统压水堆核电厂构筑物、系统和部件（通称为“物项”）分级含义而言，狭义上专指物项的安全分级，广义上除安全分级外，还包括抗震分类、规范分级和质量保证分级。
由我国从美国西屋公司引进的第三代非能动核电厂AP1000采用非能动安全系统，运用设计简化、数字化仪控和模块化设计建造等先进理念，具有较高的安全性和良好的经济性，AP1000型核电厂将成为我国核电后续发展的重要堆型。AP1000沿用了传统压水堆核电厂的常规分级方法，包括安全分级、抗震分类、规范分级等;同时提出了特有的分级方法，其中包括与核电厂经济性相关的发电可靠性分级（R分级）、非能动核电厂特有的非安全相关系统补充监督管理（RTNSS）以及先进核电厂所要求的设计可靠性保证大纲（D-RAP）等。本文对AP1000的物项分级体系进行系统性的总结和分析，使AP1000设计、建造和运行的相关人员加深对AP1000物项分级的了解。
2.常规分级
在常规分级方面，AP1000的相关分级包括安全分级、抗震分类和规范等级，但并不包括质量保证分级。下面将对这些分级进行逐一介绍，同时对AP1000未采用质量保证分级的情况作分析说明。
2.1 安全分级
安全分级是整个传统分级体系的基础。AP1000的安全分级方法主要参考ANS 51.1中安全分级的相关内容，并结合了非能动核电厂的自身特点。从分级方法上讲，AP1000安全分级属于确定论分级方法。AP1000的安全分级级别分为A级、B级、C级、D级和其他级别（包括E、F、G、L、P、R、W级）。
2.1.1 安全相关级
A级、B级、C级为安全相关，适用于设计基准事故（DBA）期间或之后提供或支持安全功能的物项。基本的安全功能包括：
反应堆冷却剂压力边界完整性;
停堆和维持安全工况;
防止和缓解事故后放射性厂外泄漏导致超过法规限值。
总的来讲，A级适用于反应堆冷却剂压力边界（RCPB），其失效后会引起失水事故，包括与RCPB连接的隔离阀和相应的机械支撑，该等级具有最高级别的完整性和最低的泄漏概率。B级主要适用于设计基准事故后限制放射性物质从安全壳向外泄漏以及用于应急反应性控制（如控制棒）的物项。C级适用于提供或支持其他安全功能的物项。
由于AP1000采用了非能动安全系统，所以在安全级物项方面，与传统压水堆核电厂存在一定的差异。
（1）AP1000非能动安全系统仅依赖于自然力（如重力，流体的自然循环、自然对流、蒸发、冷凝等）以及压缩流体、蓄电池等的蓄能，而不需要泵、风机或柴油发电机等能动部件，来完成堆芯和安全壳热量导出等核电厂安全功能。所以，以往传统压水堆核电厂中安全级的能动安全系统的支持性系统在AP1000中降级为非安全级，如为转动泵提供设备冷却的设备冷却水系统、提供驱动交流电的备用柴油机系统。
（2）传统压水堆核电厂的能动专设安全系统（包括安全注入系统和安全壳喷淋系统）为安全2级，在AP1000中（包括非能动堆芯冷却系统和非能动安全壳冷却系统）为C级（相当于安全3级）。笔者认为：AP1000对这些系统降级，主要是因为考虑这些系统在事故后不承担安全壳压力边界的功能。
2.1.2 非安全相关级
与传统压水堆核电厂物项分级相比，AP1000的非安全相关级别更为细化，包括：D、E、F、G、L、P、R、W级。D级是附加了采购、检查和检测额外要求的非安全级，适用于为核电厂提供纵深防御功能、放射性物质处理、乏燃料操作等。E、F、G、L、P、R、W级为除D级以外的非安全相关级。其中E级适用于没有专门工业标准的非安全或分级的设备;F级和G级用于消防系统;L级用于加热、通风和空调系统;P级用于给排水设备;R级用于容纳、清洁或排除放射性污染空气的空气净化机组和设备;W级用于水工系统和设备。
2.2 抗震分类
AP1000将电厂的系统、构筑物和部件依照有关可抵抗安全停堆地震（SSE）影响的要求进行分类，划分为抗震I类（C-I）、抗震II类（C-II）和非抗震类（NS）。
2.2.1 抗震I类（C-I）
抗震I类适用于要求在SSE地震条件下既要保证物项的完整性又要保持安全功能的物项。A级、B级和C级物项的抗震分类一般为抗震I类。
2.2.2 抗震II类（C-II）
抗震II类适用于要求在SSE地震条件下仅需保证物项的完整性不要求保持安全功能的物项。物项划分为抗震II类是为了预防在SSE地震时结构失效而影响安全相关物项执行安全功能或对主控制室人员造成不能承受的伤害。满足上述要求的非安全级物项可划分为抗震II类。
2.2.3 非抗震类（NS）
非抗震类是指那些没有被归类为抗震I类或II类定义的物项。
2.3 规范等级 所谓规范等级，是指为满足不同安全分级物项在质量和性能上的要求而确定的规范等级和选择合适的建造规范。AP1000设计主要采用的是美国国内的相关规范和标准，包括ASME、ANSI、IEEE和NFPA标准等等。安全分级同所采用的设计建造规范之间的主要对应关系见表2-1。
表2-1 安全分级与设计建造规范对应表
安全分级
建造规范
安全相关级
A级
ASME-III，NB
B级
ASME-III，NC（安全壳设备采用NE）
C级
ASME-III，ND
非安全相关级
D级
承压容器-ASME，第VIII卷
管系-ANSI B31.1
泵-API 610，水力协会标准
阀-ANSI B 16.34
空气储存罐-API-650，AWWA D100
0-15psig储存罐-API-620
F级和G级
ANSI B31.1、NFPA
L级
SMACNA、AMCA-500
P级
BOCA Basic/National Plumbing Code
R级
ASME509
W级
AWWA
2.4 质量保证分级
传统压水堆核电厂基于物项的安全分级等因素对物项进行质量保证分级，针对于每个质量保证等级分别提出相应的质量保证要求，以使得物项设计、采购、制造、安装、运行和维护等活动中实施合理的质量保证措施。而AP1000的质量保证要求直接基于安全分级，并没有专门的提出质量保证分级的概念，其安全分级与质量保证要求的对应关系见表2-2。同时，AP1000在其他分级中提出了补充的质保要求，发电可靠性分级、RTNSS和D-RAP的质保要求分别参见3.1节、3.2节和3.3节。
表2-2 安全分级与质保要求对应表
安全分级
应满足的质量保证要求
A、B、C级
10CFR50附录B、10CFR21、ASME NQA-1
D级
工业标准（如ISO900）
其他非安全级
企业标准
3.AP1000特有分级
从核电厂设计和运行可靠性的角度，AP1000提出了发电可靠性分级（R分级）、非安全相关系统补充监督管理（RTNSS）、设计可靠性保证大纲（D-RAP）三个有别于传统压水堆核电厂的特有分级。其中RNTSS和D-RAP与核电厂安全性相关，主要考虑设备失效对核电厂安全风险的影响;R分级与核电厂经济性相关，考虑设备失效对核电厂发电造成的影响。
3.1 发电可靠性分级
AP1000核电厂的可用率目标为93%。为了提高核电厂稳定发电能力并在一定程度上支持上述目标的实现，AP1000开发了一套用于识别发电关键设备方法，即发电可靠性分级方法。
AP1000发电可靠性分级方法基本原理是：基于单一设备故障准则，假设设备失效并在一定时间内得不到恢复，其对电厂正常发电运行或计划停堆等相关方面造成了影响，则将该设备认定为发电关键设备（R级设备），并根据其产生的具体影响程度来进一步划分R分级的等级。同时，为提高发电重要设备的可靠性，针对不同R级别物项分别制定了对应的质量保证措施。表3-1给出了R分级的划分准则和对应质量保证措施。
表3-1 R分级划分准则和质保要求
R分级
划分准则
质量保证要求
R-1
（1）立即停堆或停机（手动或自动）;
（2）换料停堆检修关键路径非计划地延长24小时以上;
（3）专设安全设施动作（手动或自动）。
工业标准质量保证
运行经验报告
失效模式分析报告或设计评审
R-2
（1）违反技术规格书运行限制条件或其他原因，要求机组7天内停运;
（2）非计划降功率（功率瞬降>5%或功率降低>2%持续24小时）。
工业标准质量保证
运行经验报告
R-3
（1）违反技术规格书运行限制条件或其他原因，要求机组7天后停运;
（2）完全失去放射性液体和气体废物处理能力。
工业标准质量保证
NR
（1）不会威胁到电厂发电的失效或通过适当应用电厂维修和工作大纲可使设备恢复的失效。
（2）假设不会失效的设备。
无
3.2 非安全相关系统补充监督管理（RTNSS）
AP1000采用非能动理念，利用非能动安全系统来执行核电厂安全功能。尽管AP1000可依赖非能动安全系统来完成实现堆芯和安全壳冷却等安全功能来缓解设计基准事故，但NRC为进一步提高非能动核电厂的纵深防御能力和增强核电厂安全水平，要求AP1000等非能动核电厂专门针对非安全相关系统制定补充监督管理要求，即RTNSS。
AP1000 RTNSS物项的识别范围是针对全厂的非安全相关系统，识别方法包括概率论和确定论两个方面。概率论角度主要是采用专用PSA进行非安全系统的敏感性研究以及考虑非安全相关物项对始发事件频率的重要性;确定论角度考虑包括未能紧急停堆的预期瞬态、丧失所有交流电源、72小时后的行动、安全壳性能、与安全相关系统的不利作用和抗震等。 3.3 设计可靠性保证大纲（D-RAP）
在上世纪80年代末，NRC就提出了在先进轻水反应堆核电厂设计中应采用可靠性保证大纲（D-RAP）的要求[3]，并明确了建立可靠性保证大纲的目的：①使风险重要的物项的设计、采购、建造、维修和运行与PSA中的假设和结果相一致;②在电厂运行期间，使风险重要的物项不会退化到不可接受的地步;③使对风险重要的物项构成威胁的瞬态发生频率降到最小;④风险重要的物项在遇到挑战时能可靠地执行其功能。
AP1000 D-RAP物项的识别范围是全厂所有系统，即包括安全相关系统也包括非安全相关系统，识别方法由两大部分组成：
（1）使用概率论方法识别出对风险有重要贡献的SSC，通过PRA定量分析得到设备的风险增加值（RAW），风险降低值（RRW）或F-V值（FVW）以确定设备重要程度，进而判断是否将该物项划分为D-RAP。
（2）使用确定论方法识别出对风险有重要贡献的SSC，主要通过专家分析、行业经验、法规和工程判断来识别。
与RTNSS类似，对于非安全级的D-RAP物项也划分为D级，对应D级的质量保证要求;同时在DCD第17章“质量保证”中给出D-RAP物项的额外质量保证要求。
4.小结
通过AP1000依托项目的建设和后续项目的开展，AP1000类型的非能动压水堆核机组将成为我国核电后续规模发展的重要堆型。AP1000物项分级体系基于传统压水堆核电厂分级方法，并以发电可靠性分级、RTNSS和D-RAP等特有分级作为补充，在分级体系中增加了维度且有助于核电厂的安全性和经济性的提升。对于这些AP1000特有分级，特别是RTNSS和D-RAP，目前工程的实践经验相对不足，所以国内应加强这些方面的关注和研究，认真总结AP1000依托项目和后续项目的工程经验，加以发展和应用。
参考文献：
[1]IAEA.SSR-2/1 Specific Safety Requirements-Safety of Nuclear Power Plants Design[S].Vienna，2012
[2]NRC.NUREG-1793 Final Safety Evaluation Report[D].USA，2004
[3]NRC.SECY-89-013 Design Requirements Related to the Evolutionary ALWR[D]. USA，1989
[4]WEC.AP1000 Design Control Document （Rev19）[D]，USA，2011
作者简介：
张怀远（1983—），汉族，浙江，硕士，工程师，研究方向：核电厂设计。