CAP非能動核電廠ANS58.14分級實踐及探討

張懷遠

（上海核工程研究設(shè)計院有限公司，上海 200233）

CAP 非能動核電廠是我國在三代非能動技術(shù)引進消化吸收基礎(chǔ)上，結(jié)合國內(nèi)壓水堆核電長期積累的研發(fā)、設(shè)計、建設(shè)和運行經(jīng)驗，依托國家重大科技專項，通過自主研發(fā)/設(shè)計形成的各功率水平的系列化非能動壓水堆型號，典型代表如“國和一號”（CAP1400）。

安全分級方法是重要的核電廠總體設(shè)計準(zhǔn)則，按照其所確定的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件（SSC）安全等級是物項設(shè)計、采購、制造、建造和運維的主要依據(jù)。CAP 非能動核電廠安全分級借鑒AP1000 安全分級方法，主要參考ANS51.1—1983“固定式壓水堆電廠設(shè)計的核安全準(zhǔn)則”[1]中的安全分級方法并結(jié)合非能動特性作適當(dāng)修改。因為ANS51.1—1983 已廢止，美國核學(xué)會發(fā)布ANS58.14—2011“輕水反應(yīng)堆安全和壓力完整性分級準(zhǔn)則”[2]，用于替代ANS51.1 中的安全分級內(nèi)容?；谏鲜霰尘埃珻AP 非能動核電廠（以CAP1400 為例）開展了ANS58.14 分級工作。

本文首先介紹ANS51.1—1983 的安全分級方法，分析其與CAP 非能動核電廠安全分級的差異；其次闡述ANS58.14—2011 的分級內(nèi)容和要求，分析其與ANS51.1、IAEA SSG30 等安全分級方法的差異；在此基礎(chǔ)上，給出CAP1400開展ANS58.14 分級的實施流程和分級結(jié)果。

1 ANS51.1 安全分級

ANS51.1 作為經(jīng)典的壓水堆核電廠總設(shè)計要求標(biāo)準(zhǔn)，對世界核電設(shè)計產(chǎn)生深遠影響，其提出的安全分級方法被各國廣泛參考。我國現(xiàn)行的安全分級導(dǎo)則及標(biāo)準(zhǔn)與ANS51.1 方法類似。

1.1 ANS51.1 安全分級方法

ANS51.1 安全分級采用確定論方法，將物項按具體執(zhí)行功能劃分為4 個級別：安全1 級（SC-1），安全2 級（SC-2），安全3 級（SC-3）和非安全級（NNS）。對于每一級別，基于工程設(shè)計實踐經(jīng)驗，ANS51.1 以條目羅列方式給出適用功能。SC-1 級適用反應(yīng)堆冷卻劑承壓邊界（RCPB），其失效將導(dǎo)致反應(yīng)堆冷卻劑泄漏量超過正常補給能力。SC-2 級主要功能包括安全殼放射性物質(zhì)包容、隔離，安全殼冷卻或放射性物質(zhì)去除，應(yīng)急負(fù)反應(yīng)性引入或通過壓力邊界設(shè)備限制正反應(yīng)性的增加，反應(yīng)堆堆芯應(yīng)急冷卻和余熱導(dǎo)出，反應(yīng)堆水裝量維持等。SC-3 級主要功能包括乏燃料池冷卻，主控制室可居留以及安全級設(shè)備執(zhí)行安全功能所需的儀控、電氣、冷卻水、暖通等支持功能等。NNS 級中包含一個特殊子類，即有附加要求的非安全級，相關(guān)功能包括放射性廢物處理和貯存，一回路凈化，重要過程變量監(jiān)測，放射性流出物監(jiān)測等。

1.2 CAP 非能動核電廠安全分級與ANS51.1的主要差異

CAP 非能動核電廠安全分級[3]將物項劃分為A 級、B 級、C 級、D 級和其他非安全級，其參考ANS51.1 但作了適當(dāng)修改。ANS51.1 編制時間早，基于當(dāng)時的核電技術(shù)特征，其安全分級適用對象為傳統(tǒng)能動核電廠。CAP 非能動核電廠屬于革新型機組，其安全分級與ANS51.1差異主要體現(xiàn)在：

（1） 非能動核電廠采用非能動安全系統(tǒng)執(zhí)行設(shè)計基準(zhǔn)內(nèi)的安全功能，其不依賴泵、柴油機等能動設(shè)備以及交流電源、冷卻水等支持系統(tǒng)。這部分系統(tǒng)設(shè)備在ANS51.1 中定為安全級，但在非能動核電廠中降為非安全級。

（2） 能動核電廠基于安全殼空間有限及運維方便等的考慮，將專設(shè)安全系統(tǒng)的泵、熱交換器等設(shè)備布置在殼外（見圖1）。這使得事故工況下這些系統(tǒng)設(shè)備在執(zhí)行安全功能時需貫穿安全殼以完成流體輸運，從而使其間接成為安全殼壓力邊界的一部分。因此ANS51.1 將安全殼冷卻和堆芯冷卻等功能定為安全2 級。CAP非能動核電廠將堆芯冷卻系統(tǒng)布置在殼內(nèi)、非能動安全殼冷卻系統(tǒng)布置在殼外（見圖2），在事故緩解過程中無需貫穿安全殼，因此可考慮將堆芯冷卻和安全殼冷卻等相關(guān)功能和設(shè)備降為安全3 級。

2 ANS58.14 分級

美國核學(xué)會將ANS51.1—1983 廢止后，發(fā)布了ANS58.14—2011“輕水反應(yīng)堆安全和壓力完整性分級準(zhǔn)則”，用于替代ANS51.1 中的安全分級內(nèi)容。

2.1 ANS58.14 安全分級和壓力完整性分級

ANS58.14 分級包含安全分級和壓力完整性分級方法兩部分內(nèi)容。

物項的安全分級基于所執(zhí)行的安全功能和其他功能，分為安全級（Q）、附加要求非安全級（A）、非安全級（N）。其中安全功能基于電廠設(shè)計基準(zhǔn)事件（DBE）所確定，提供或支持完成任意一項或多項安全功能所必要且充分的物項劃分為安全級。用于滿足特殊事件、執(zhí)照要求或安審承諾的物項劃分為附加要求非安全級。整個安全分級過程始于電廠DBE，依次延伸至安全功能識別，系統(tǒng)、設(shè)備、部件和零件分級。

同時ANS58.14 針對承壓物項專門定義了壓力完整性分級，基于物項所承擔(dān)的壓力邊界功能，將物項劃分為C-1、C-2、C-3、C-4 和C-5。C-1 適用于一回路壓力邊界，C-2 主要適用于安全殼壓力邊界，C-3 適用于其他Q 級承壓物項，C-4 適用于A 級承壓物項，C-5 對應(yīng)N級承壓物項。壓力完整性分級的目的是為承壓物項選用設(shè)計規(guī)范（如ASME B&PVC 第Ⅲ卷）提供依據(jù)。

此外ANS58.14 給出了各級別物項的基本設(shè)計要求，其與目前核電設(shè)計實踐一致，具體如表1 所示。

表1 ANS58.14 基本設(shè)計要求Table 1 The basic design requirements of ANS58.14

2.2 ANS58.14 與ANS51.1 安全分級的主要差異

ANS58.14 由ANS51.1 安全分級發(fā)展而來，兩者均屬于確定論安全分級的范疇，但存在明顯差異：

（1） ANS58.14 分級包括安全分級和壓力完整性分級兩部分內(nèi)容。其中ANS58.14 安全分級要求基于設(shè)計基準(zhǔn)事件演繹形成安全功能進而開展SSC 分級，相比于ANS51.1 規(guī)定條目式的安全功能羅列，增加了安全分級的邏輯性和操作空間，提高了標(biāo)準(zhǔn)對不同堆型的適用性。同時ANS58.14 給出壓力完整性分級，其目的是用于指導(dǎo)承壓設(shè)備選用規(guī)范標(biāo)準(zhǔn)，以滿足如NRC RG1.26 等管理導(dǎo)則要求，匹配現(xiàn)行核電行業(yè)實踐，是安全分級的補充。

（2） ANS58.14 體現(xiàn)了當(dāng)今核電的發(fā)展成果，如商品級物項轉(zhuǎn)化和非能動核電廠特性。非能動設(shè)計作為當(dāng)前堆型研發(fā)的重要技術(shù)路線，為不少新研發(fā)堆型（如NuScale、SMR-160）所采用，ANS58.14 分級體現(xiàn)了非能動核電廠的設(shè)計特性，如：

（1） 對于執(zhí)行堆芯冷卻、安全殼冷卻等的專設(shè)安全系統(tǒng)設(shè)備，明確僅當(dāng)位于安全殼外且執(zhí)行功能時需貫穿安全殼的情況才被要求劃分為C-2，從而避免本文第1.2（2）節(jié)所述差異。

（2） 考慮非能動核電廠特有的RTNSS（非安全級系統(tǒng)監(jiān)管要求）功能，并將其納入附加要求非安全級。

2.3 ANS58.14 與IAEA SSG30 的主要差異

2014 年，IAEA 發(fā)布了SSG30“核電廠構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件安全分級”[4]。IAEA SSG30安全分級準(zhǔn)則以假設(shè)始發(fā)事件清單作為起點，在識別安全功能之后開展具體的物項分級工作。由事件清單演繹安全功能的做法與ANS58.14 類似，但兩者對于安全功能的處理理念和方式存在著明顯差異。

IAEA SSG30 強調(diào)安全功能重要性的差異，將用于預(yù)計運行事件、設(shè)計基準(zhǔn)事故和設(shè)計擴展工況涉及的安全功能按功能投運頻率、事故后投運時間以及該功能失效導(dǎo)致的后果嚴(yán)重程度，劃分為安全1 級、安全2 級和安全3 級。

ANS58.14 則有不同的處理方式：對于預(yù)計運行事件和設(shè)計基準(zhǔn)事故，考慮側(cè)重縱深防御體系的均衡，認(rèn)為各種事故預(yù)防和/或緩解功能同等重要，既不強調(diào)某些安全功能高于其他安全功能，也不強調(diào)單一元素（如事故預(yù)防）或屏障（如安全殼）而排除其他方面，因此對安全功能等級不做進一步劃分。對于設(shè)計擴展工況，如全廠斷電（SBO）、未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)（ATWS），ANS58.14 考慮納入附加要求非安全級范圍。

表 2 給出兩個標(biāo)準(zhǔn)在安全功能分級原則上的差異對照。IAEA SSG30 分級理念先進，分級規(guī)則考慮細(xì)致，但相對復(fù)雜的分級邏輯提高了操作難度。此外IAEA SSG30 安全1、2、3 級的定義與傳統(tǒng)安全分級存在差異，若嚴(yán)格按其實施會帶來部分物項安全級別的調(diào)整，同時可能導(dǎo)致物項安全級別與規(guī)范等級不對應(yīng)的情況，例如安全1 級物項可能會對應(yīng)到ASME NC或ND 分卷[5]，與目前核電實踐經(jīng)驗產(chǎn)生偏差。相較而言，ANS58.14 在安全分級操作上簡潔易行，同時其在安全分級基礎(chǔ)上輔以壓力完整性分級，匹配現(xiàn)有工程實踐，實現(xiàn)與現(xiàn)行核電行業(yè)體系的有效銜接。

表2 SSG30 與ANS58.14 安全功能分級差異Table 2 Difference of the safety function classification between SSG30 and ANS58.14

3 CAP非能動核電廠ANS58.14安全分級實踐

參照ANS58.14—2011，CAP 非能動核電廠（以CAP1400 為實施對象）開展了重新分級。分級實施過程包括設(shè)計基準(zhǔn)事件梳理、安全功能識別、物項安全分級和壓力完整性分級等流程。分級結(jié)果表明現(xiàn)有CAP1400 安全分級能夠滿足ANS58.14—2011 要求。

3.1 設(shè)計基準(zhǔn)事件梳理

設(shè)計基準(zhǔn)事件（DBE）包括預(yù)期運行事件、設(shè)計基準(zhǔn)事故、外部人為事件和自然現(xiàn)象。在設(shè)計基準(zhǔn)事件下應(yīng)確保核電廠完成如下基本安全功能：

（1）反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界完整性；

（2）反應(yīng)堆停堆并維持安全停堆狀態(tài)；

（3）預(yù)防或緩解事故后放射性后果。1）預(yù)期運行事件和設(shè)計基準(zhǔn)事故

核電廠事故分析將事故/事件按照發(fā)生頻率劃分為工況Ⅰ、工況Ⅱ、工況Ⅲ和工況Ⅳ四類工況，其中工況Ⅱ?qū)?yīng)預(yù)期運行事件，工況Ⅲ和Ⅳ對應(yīng)設(shè)計基準(zhǔn)事故，具體如表 3所示。

表3 工況對應(yīng)關(guān)系Table 3 Corresponding relation of working conditions

2）外部人為事件

對于外部人為事件，一般考慮外部工業(yè)設(shè)施對核電廠造成的潛在影響。其中，外部工業(yè)設(shè)施包括制造廠、化工廠、煉油廠、化學(xué)品倉庫、油氣管線、采礦場、軍事基地、運行路線（水陸空）、碼頭、機場等；導(dǎo)致的

潛在事件包括爆炸、著火、易燃易爆或有毒或腐蝕性或放射性氣云的釋放、飛機墜毀、地面塌陷等。通過對工業(yè)設(shè)施位置、路線和事件頻率等因素進行篩選，確定構(gòu)成設(shè)計基準(zhǔn)事件的外部人為事件。對于核電廠設(shè)計，通過廠址篩選和規(guī)劃限制等手段，避免外部人為事件成為設(shè)計基準(zhǔn)事件。

3）自然現(xiàn)象

考慮的自然現(xiàn)象包括地震、外部洪水、極端氣象（極端高溫、極端低溫、降雨、降雪、冰等）。這些對核電廠安全運行可能造成嚴(yán)重后果的自然現(xiàn)象納入核電廠設(shè)計基準(zhǔn)進行考慮，選取極端自然現(xiàn)象的相關(guān)參數(shù)作為設(shè)計輸入開展核電廠設(shè)計，確保相關(guān)SSC 在極端自然事件下執(zhí)行相應(yīng)安全功能。

3.2 安全功能識別

基于各設(shè)計基準(zhǔn)事件下電廠基本安全功能的實現(xiàn)需求演繹出電廠級安全功能，主要包括六大關(guān)鍵功能（堆芯次臨界、RCS 完整性、RCS熱導(dǎo)出、RCS 裝量控制、安全殼完整性和熱阱）、乏燃料熱導(dǎo)出以及相關(guān)支持功能等。由電廠級安全功能繼續(xù)演繹得到系統(tǒng)級安全功能、子系統(tǒng)級安全功能，進而開展物項的安全分級。表4給出了CAP 非能動核電廠主要的系統(tǒng)級安全功能。

表4 主要的系統(tǒng)級安全功能Table 4 Main system-level safety functions

3.3 具體物項分級

以核電廠系統(tǒng)作為單元，按照系統(tǒng)承擔(dān)功能要求和分級接口準(zhǔn)則，開展系統(tǒng)的安全分級和壓力完整性分級，主要流程如下：

（1） 安全分級

1） 按照設(shè)備承擔(dān)的具體功能，確定安全級設(shè)備。

2） 參考ANS58.14 第4.6.1 節(jié)準(zhǔn)則確定附加要求非安全級設(shè)備。

3） 其余設(shè)備劃入非安全級。

4） 對識別出的安全級設(shè)備開展零部件細(xì)化分級。

（2） 壓力完整性分級

1） 針對安全級設(shè)備部件中承壓物項：

① 參照ANS58.14 第5.1.1 節(jié)準(zhǔn)則確定C-1設(shè)備部件。

② 參照ANS58.14 第5.1.2 節(jié)準(zhǔn)則確定C-2設(shè)備部件。

③ 參照ANS58.14 第5.1.3 節(jié)準(zhǔn)則確定C-3設(shè)備部件。

2） 針對附加要求非安全級設(shè)備部件中承壓物項：

參照ANS58.14 第5.1.4 節(jié)準(zhǔn)則確定C-4 設(shè)備部件。

3） 其余承壓物項劃入C-5 設(shè)備部件。

3.4 分級結(jié)果

按照上述流程，CAP1400 核電廠實施了ANS58.14 安全分級和壓力完整性分級工作。分級結(jié)果表明，CAP1400 原有安全分級與ANS58.14-2011 分級基本滿足對應(yīng)關(guān)系（見表5），CAP1400 物項設(shè)計也符合ANS58.14 給出的基本設(shè)計要求（見表1）。對于不滿足表5 的個別例外物項（存在于附加要求非安全級），CAP1400 通過提高其質(zhì)量保證等級等方式對該物項進行強化，最終使得現(xiàn)有CAP1400 設(shè)計符合ANS58.14-2011 要求。此外，因為CAP1400安全分級與ANS58.14 分級存在此種對應(yīng)關(guān)系，為保持原有設(shè)計文件體系一致性，CAP1400 原分級符號維持不變。CAP1400 開展的ANS58.14分級工作和結(jié)論在其初步安全分析報告審評過程中得到了審評機構(gòu)的認(rèn)可。

表5 分級對照表Table 5 Comparison of classification

4 結(jié)論

基于 ANS51.1—1983 安全分級方法由ANS58.14—2011 所替代這一背景，CAP 非能動核電廠（以CAP1400 為例）開展了ANS58.14分級工作，分級結(jié)果表明現(xiàn)有CAP1400 設(shè)計符合ANS58.14—2011 要求。

此外，本文分析探討了 ANS58.14—2011與ANS51.1—1983、IAEA SSG30 等安全分級方法的理念和差異，認(rèn)為安全功能演繹法是目前核電廠安全分級的發(fā)展趨勢，相比安全功能羅列法更具有普適性，建議在充分考慮安全分級方法與現(xiàn)有核電體系兼容的基礎(chǔ)上，應(yīng)用于我國安全分級相關(guān)導(dǎo)則和標(biāo)準(zhǔn)的后續(xù)修訂。