三代核电站严重事故下设备鉴定的研究

摘要：设备鉴定是核电站安全的重要保证。文章对国际三代核电站AP1000和EPR在严重事故下设备鉴定进行了研究，对自主化三代核电站是否进行严重事故下的设备鉴定进行了分析和论述，进而对自主化三代核电站如何进行严重事故下的设备鉴定进行了分析和探讨，并对今后严重事故工况下的设备鉴定工作提出了建议。

关键词：核电站；严重事故；设备鉴定

中图分类号：TM623 文献标识码：A 文章编号：1009-2374（2013）24-0104-03

1 概述

HAF102《核动力厂设计安全规定》“设备鉴定”要求：必须采用设备鉴定的程序来确认安全重要物项能够在其整个设计运行寿期内满足处于需要起作用时的环境条件下执行其安全功能的要求。在可能的范围内，应该以合理的可性度表明在严重事故中必须运行的设备能够达到设计要求。

设备鉴定是指：制造及维护的证据以证明设备在符合鉴定规范的情况下，满足其具体的工况条件。对于设备鉴定，已有相应的标准及规范，但相关研究均是针对二代加核电站，并且是基于设计基准事故下的鉴定，对于严重事故下的设备鉴定，目前尚未有具体研究或相关标准。

福岛核事故发生后，核安全更加受到重视。根据《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》：我国核电厂具有一定的严重事故预防和缓解能力，安全风险处于受控状态，安全是有保障的。为了进一步提高我国核电厂的核安全水平，国家核安全局依据检查结果对各核电厂提出了改进要求，包括“应急补水及相关设备技术要求”等8项改进，其中部分改进（例如应急补水及相关设备技术要求）与严重事故相关。

根HAF102的规定：核动力厂状态一般包括：正常运行、预计运行事件、设计基准事故和严重事故。超设计基准事故中的某些概率很低的核动力厂状态，可能由安全系统多重故障而引起，并导致堆芯明显恶化，它们可能危及多层或所有用于防止放射性物质释放的屏障的完整性。这些事件序列被称之为严重事故。

目前，国内已开展ACP1000等自主化三代核电站的设计，三代核电站较二代核电站的重要改进即为安全性能的提升，其中有更多的系统及设备用于严重事故的预防和缓解，应对严重事故下设备鉴定展开的研究。但严重事故下的设备由于其所处的复杂工况，设备是否进行鉴定或如何鉴定，目前尚无标准或要求。因此，有必要对国际上已有的三代核电站AP1000及EPR在严重事故下的设备鉴定展开研究，以作为国内自主化三代核电站的参考。

对于自主化第三代核电站，在严重事故工况下，哪些设备需要保证可用，这些设备如何能执行其功能，也需要展开研究。

综上所述，本文研究了国际三代核电站（AP1000、EPR）在严重事故下设备鉴定；基于此，对自主化三代核电站是否在严重事故下进行设备鉴定进行了论述，并对自主化三代核电站在严重事故下如何进行设备鉴定进行了探讨，并给出了自己的见解。

2 国际三代核电站对于严重事故下设备鉴定的研究

2.1 AP1000核电站对严重事故下设备鉴定的要求

AP1000要求：安全相关的设备必须在与设计基准事故相关的环境条件下执行其功能。对于设计基准事件，通过设备要求提供的确保等级即为“设备鉴定”。NRC提供了一个必要设备在严重事故环境条件下和一定的时间期间内在一个合理水平的保证能工作的准则。这个准则涉及“设备生存能力”。

设备生存能力评价是在独特的安全壳环境条件下，在堆芯损坏后的严重事故期间评价所要使用的设备和仪表的可用性，以使严重事故达到一个可控稳定的状态。

美国核管会（NRC）在SECY-93-087中推荐：只用于严重事故保护下的设备不必遵守10CFR50.49设备鉴定要求。然而，缓解特征必须设计成可以提供合理的保证，使设备在严重事故环境下能够按照其设计要求运行并超过其要求的时间范围。

AP1000规定，专门应对严重事故的设备不需要进行设备鉴定，不过这些设备的设计要以一定合理地保证在严重事故条件下可工作。专门应对严重事故的设备只要进行所谓的设备生存能力评价。

对于不是专门应对严重事故，但在缓解严重事故时可能用到的安全级设备，按要求要进行设备鉴定。这个鉴定仅是在正常、异常、紧急、设计基准事故条件下的鉴定。并不涉及严重事故下的环境条件鉴定。

用于证明设备生存能力的方法是：确定用于达到一个可控的、稳定状态的高可用性；定义每个高可用性的事故时间期限；确定在每个时间期限内，用于诊断、执行和判定高可用性的设备和仪表；确定每个时间期限的边界环境；对设备能够在执行其功能的严重事故环境下生存进行证明。

2.2 EPR核电站对严重事故下设备鉴定的要求

EPR核电站在设计中明确要求对机械和电气设备的进行鉴定。

2.2.1 在“确定环境条件所考虑的状况”中规定：在严重事故中用于状态诊断的主要仪器仪表，其鉴定要求应考虑在达到这些事故条件前可能遭受的环境条件。

2.2.2 在“严重事故苛刻环境条件的鉴定要求”中规定：在严重事故中（DEC-B）运行的设备鉴定要求应由设备任务的具体情况决定。

2.2.3 “环境条件的鉴定数据（压力、温度和辐射）”对严重事故下的厂房环境条件进行了规定，反应堆厂房和安全厂房会受到严重事故的影响，其环境条件（包括压力、温度和辐照）如下：

（1）反应堆厂房（HRA）环境条件：

压力：在反应堆厂房的严重事故中，除了氢燃烧时的2分钟，安全壳内压力不会超过5.5bar abs。在这很短的时间内，压力维持在6.5bar abs以下。12小时后启动安全壳热量导出系统，使压力降到2bar abs。

温度：严重事故中，安全壳内温度不会超过156℃。12小时后EVU的启动将导致温度降到110℃。

辐照：设备可能受到的辐射要设备实际情况，由其功能、位置和形状（对辐射敏感元件屏蔽）确定。设计规定要减少严重事故时运行设备对辐射的敏感性。这些规定包括：尽可能避免对辐射敏感的设备的使用、保护设备对P辐射最敏感的部分以及远离设备对辐射最敏感的部分，严重事故中可能堆积放射性同位素的地方。

（2）安全厂房（HLF-HLI）中环境条件：

压力和温度：安全壳内严重事故不与安全厂故结合。严重事故导致活性水泄漏于安全厂房内。

辐照：辐射由安全壳内活性水的泄漏引起的。安全壳内的活性水，严重事故时在安全厂房管道中循环流动，其放射性以后将会测出。

2.3 国际三代核电站对于严重事故下设备鉴定的小结

AP1000和EPR对严重事故设备的鉴定的要求不相同：相比之下，AP1000仅要求证明设备在严重事故下的生存能力。该要求可以通过分析的方法完成；EPR对严重事故下设备鉴定要求更加严格，EPR在设计中明确提出了设备鉴定要求，并给出了严重事故下的厂房环境条件。根据以往设备鉴定的要求，通常需要以试验的方式证明设备在环境条件的可用性。

3 自主化三代核电站严重事故下设备鉴定的研究

上述研究表明，AP1000和EPR对严重事故设备的鉴定的要求不相同。相比之下，EPR对严重事故下设备鉴定要求更加严格。对于自主化第三代核电站，相应的设计要求应不低于目前已有的三代核电站。

此外，根据HAF102对于设备鉴定的要求，除了设计基准外，设计中还必须考虑核动力厂在特定的超设计基准事故包括选定的严重事故中的行为。应该以合理的可性度表明在严重事故中必须运行的设备能够达到设计要求，随着国际社会对核安全的更加重视以及公众对核安全日益关注，在设计中有必要保证设备在严重事故下能够执行功能。因此，自主化三代核电站在设计中应考虑严重事故下设备的鉴定。

3.1 自主化三代核电站严重事故下鉴定设备的确定

自主化三代核电站严重事故下需鉴定设备，应从下列方面确定：

3.1.1 严重事故工况的确定。首先，要确定严重事故工况。严重事故工况具体包括环境工况和介质参数。严重事故工况的确定即要确定相应的环境工况和详细的介质参数。通过堆芯计算，分析出可能的严重事故工况，主要包括温度、压力参数以及辐照剂量等。

3.1.2 确定对应严重事故工况下的系统。根据严重事故工况，分析出在严重事故工况下需要投入的系统。对于自主化三代核电站，当发生严重事故时，反应堆冷却剂系统快速卸压系统以及非能动安全壳热量导出系统等相关系统将会投入使用。

3.1.3 确定出系统中需进行严重事故鉴定的设备。系统经过功能分析，确定出最终需进行严重事故鉴定的设备。对于自主化三代核电站，当发生严重事故时，稳压器快速卸压阀、相关系统的安全壳隔离阀等机械设备以及堆芯出口温度测量等仪表设备将需要动作或使用，因此，需对这些设备进行严重事故下鉴定。

3.2 自主化三代核电站如何进行严重事故下的设备鉴定

严重事故下设备的鉴定很重要的工作是要明确各设备在严重事故下所处的环境条件，在此基础上设备的鉴定可以借鉴已有的方法或标准。对于机械设备，可以参考ASME QME-1的方法；对于电气设备，可以参考IEEE 344或RCC-E的方法。

对于严重事故环境下设备的鉴定，应结合设计基准事故下的鉴定一起分析。如果设备所处的严重事故环境条件可以被设计基准事故条件所包络，那么设备已有的鉴定就可以覆盖严重事故下的设备鉴定；如果设备所处的环境条件超出了已有的设计基准事故条件，那么对于此类设备，需要单独进行严重事故下的鉴定。

4 结语

本文对三代核电站在严重事故下的设备鉴定进行了研究，结论如下：AP1000和EPR在设计中均对设备在严重事故工况下的可用性提出了要求，并且EPR明确要求设备在严重事故下进行鉴定；作为国内自主化三代核电站，设计中也必须考虑严重事故下设备鉴定要求。应进行严重事故工况分析，确定出需进行严重事故下鉴定的设备，然后对设备展开如何进行鉴定的研究；对于目前国内二代加核电站，如果涉及到严重事故下的相关改进，也应考虑相关设备的鉴定；核电设计中应重视严重事故下设备鉴定的研究，并应尽快建立严重事故下设备鉴定相关标准。

参考文献

[1] 国家核安全局.HAF102核动力厂设计安全规定[S].2004.

[2] 国家核安全局.福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求[S].

[3] 核电站能动机械设备的鉴定（ASME QME-1）[S].2007.

[4] 核电站1E级电气设备抗震鉴定导则（IEEE-344）[S].1987.

[5] 核岛电气设备设计和建造规则（RCC-E）[S].2005.