AP1000质量保证原则要求分析

罗水云，张小倩

（中电投江西核电有限公司，九江 332000）

1 AP1000技术简要介绍

1.1 AP1000非能动技术简述

AP1000非能动技术利用诸如重力、蒸发、冷凝、自然循环、对流和气体蓄能启动等自然物理现象驱动流体，带走堆芯余热和安全壳的热量，无需交流电源驱动。因此，AP1000核电厂设计发生了根本变化，与传统能动压水堆比较而言，AP1000的部分安全系统被简化或取消，如图1所示。诸如正常余热导出系统（RNS）、设备冷却水系统（CCS）和化学容积控制系统（CVS）等能动非安全系统是为非能动的安全系统提供纵深防御作用，减少非能动安全系统的启动，保证其可靠性和可用性对保护核电厂的巨大投资具有重要意义。NRC认为本身不要求这些非安全相关系统满足一切对安全相关系统所要求的准则，但是，非能动的安全系统的运行经验和较低的驱动能力（与能动系统比较），使得非能动安全系统效果上存在不确定性。因此，NRC认为应对这些非安全相关系统进行恰当的监督管理，以尽可能保证对安全有重要贡献的能动系统在需要时可用，并提出非安全系统补充管理要求（Regulatory Treatment of Non Safety System，简称RTNSS）。

图1 AP1000与第二代PWR比较Fig.1 Comparison between AP1000 and traditional PWR

1.2 AP1000系统和设备分类及分组

根据上述对AP1000的论述，因此可以把AP1000核电厂系统和设备可分为安全相关系统和设备、安全无关但重要系统和设备及非安全重要系统和设备［1-3］，如图2所示。

（1）安全相关功能

AP1000非能动的安全系统提供了反应堆反应性控制（RCS）、反应堆冷却剂压力边界和事故工况下堆芯余热排出（PXS、PCS等）的安全功能，称为安全相关SSCs。AP1000将这些安全相关SSCs分为A、B、C三组，分别对应于ANS的安全1、2、3级。

（2）非安全相关纵深防御功能

非安全相关安全重要的系统和设备提供纵深防御功能，对安全有重要贡献，AP1000将这些SSCs列为D组，其中Design Reliability Assurance Program，简称D-RAP范围内提出RTNSS管理要求。

（3）其他非安全相关功能

此类系统和设备主要分级为E、F、G、L、P、R、W非安全相关级，它们不执行安全功能，包含的放射性物质不足以超过适用的限值。

图2 AP1000设备分组Fig.2 AP1000 equipment quality classification

2 中美核质保法规、标准比较分析

2.1 中美核质保法规、标准来源和结构比较

我国参考国际原子能机构（IAEA）的标准体系，经过20多年的努力，已基本形成以法律、国务院条例和部门规章（HAF）、管理导则（HAD）、核安全法规技术文件（HAFJ）和技术标准等不同层次的核安全法规、标准体系，如图3和图4所示。基于《原子能法》及《核安全法》仍未发布，核行业技术标准还未形成适合国情的体系标准的现实，国内相关研究部门和学者对此研究提出很多建议［4］。

美国已形成以原子能法、联邦法规（能源部分）、管理导则、NRC的技术文件及核电行业的标准和规范，完善的、结构层次清晰的核电安全法规、标准体系，如图3所示。考虑到美国联邦核质保法规10 CFR 50附录B《核电厂和燃料后处理厂质量保证准则》只规定了最基本质保原则要求，为向实施法规的组织提供可执行的详细质保要求，美国核管会（NRC）认可采用美国ASME协会制订的核质保标准NQA-1［5］，其包含了附录B的所有内容，并对内容进行了扩展。

图3 中美核电法规、标准结构比较Fig.3 Comparison between HAF and CFR

我国核电厂质量保证安全规定（HAF 003-91）是根据IAEA 50-C-QA（88）直接等效采用，形成13章12个要素的核质保体系结构。而IAEA 50-C-QA（88）来源蓝本是美国NQA-1（79）18章的要求，如图4所示。

图4 中国与美国核安全法规关系Fig.4 Relation between HAF and CFR

通过上述论述，NRC实际上通过执行所批准采用的核质量保证标准NQA - 1， 实现政府监管部门对核领域质量保证要求的法规监管。因此，NQA - 1标准在美国的地位及其内容详细程度相当于中国的核安全法规HAF 003及其导则。中国核安全法规的来源证实了AP1000引入中国后，为适用中国核安全法规提供了依据。

2.2 中美核质保法规的适用范围比较

《核电厂质量保证规定》（HAF 003-91）提出的原则和目标是适用于“对安全重要物项和服务质量具有影响的各种活动”［6］，而10 CFR 50规定“对于安全重要级别中的安全相关物项的活动需要建立并实施满足10 CFR 50附录B的质量保证大纲”［7］。附录B仅适用于“安全相关的物项及活动”，非“安全重要物项和服务的活动”，这与HAF 003规定的不同，如图5所示。

《核电厂质量保证规定》（HAF 003-91）又提出“本规定对陆上固定式热中子反应堆核电厂质量保证提出了必须满足的基本要求”。因此，通过上述分析，AP1000引入中国后，安全重要物项和服务均应执行《核电厂质量保证规定》（HAF 003-91）的要求，即HAF 003的核质量保证要求。

图5 中美核质保法规适用范围比较Fig.5 Application Scope of HAF & CFR

2.3 HAF 003（91）与NQA-1（94）的比较分析简述

目前国内核质保业界从两者的文本结构和具体内容等，对HAF 003与NQA-1两者比较分析，做了大量工作［8］，得出的主要结论是：①结构不一致，但内容仍保持一定的对应关系；②具体内容：商品级（Commercial Grade ）物项的检查和试验、计算机程序控制、检查和试验控制软件、物项的装储运等方面的质保要求，NQA-1提出了更为详细的具体要求。

根据IAEA安全导则《核电厂反应堆堆芯设计》（NS-G-1.12）［9］将要修订我国《核动力厂反应堆堆芯设计》中第五章“设计中的质量保证”提到的“在开发和评价安全分析所用的计算机程序及相关的方法时，应实施高水平的质量保证”。

根据HAF 003与NQA-1在具体内容上的区别，结合AP1000工程实际，“计算机程序的质量保证”和“商品级物项的质量管理”等将是HAF 003面临的质量保证管理上的真空。

3 西屋公司程序对AP1000的质量保证要求

3.1 与AP1000安全相关系统、结构和部件的质量保证要求

对安全级设备（A、B、C）根据US NRC 10 CFR 50规定，应建立和实施满足10 CFR 50附录B的质量保证大纲，并满足10 CFR 21的要求。对于D-RAP范围内安全级设备除满足前面质量保证要求外，D-RAP范围内的SSCs还要求提交一份运行经验报告（Operating Experience Report，简称OPEX），以确保能够维持D-RAP的可靠性。西屋公司编制了《AP1000系统、构筑物和部件质量保证要求》（APP-GW-GAH-020）［10］和《AP1000标准核电厂安全相关设备/服务质量保证要求》（QAR，APP-GW-GAH-030）［11］程序文件。

3.2 与安全无关但对安全有重要影响的系统和设备质量保证要求

前面已分析NRC要求对与安全无关，但对电厂安全有重要影响的系统和设备提出非安全系统的补充管理要求（RTNSS），并且已制订非安全系统的监管办法（NUREG-0800，Section17.5，Guidance on Quality control for RTNSS SSCs），规定其涵盖范畴及接收准则等。对于与安全无关但对安全有重要贡献D-RAP范围内的SSCs要求供方提交一份运行经验报告（OPEX）。西屋公司结合Design Control Document（简称DCD，DCD中表17-1）对RTNSS设备的质量保证要求和NRC标准审查大纲（NUREG-0800）第17.5章“RTNSS系统、构筑物和设备的质量控制导则”制订了《AP1000 RTNSS系统、构筑物和部件的附加质量保证要求》（APP-GW-GAM-200）［12］和《AP1000 RTNSS过程实施》（APP-GW-GL-026）［13］程序文件，见表1。

表1 AP1000设备质量要求Table 1 AP1000 quality requirement

3.3 设备可用率可靠性质量要求

在图2中属于R类的设备，西屋公司对其提出了附加的失效模型效果分析（Failure Module Effect Analysis，简称FMEA）或设计审查的质量保证要求，并编制《AP1000可用率分级方法》（APPGW-GRR-040）［14］和《AP1000设计可靠性保证大纲》（APP-GW-GRR-009）［15］程序文件，见表2。

表2 设备可用率可靠性质量要求Table 2 AP1000 production & reliability requirement

4 AP1000自主化依托项目质量保证要求

AP1000自主化依托项目总承包合同中对核岛各层次、各类别、对安全有重要贡献的设备供方提出的质量保证基本原则要求如下。

（1）供方应建立和保持供方层次上的项目质量保证大纲，该大纲遵守中国法规 HAF 003（1991）和美国NRC 10 CFR 50附录B和ASME NQA-1、ISO9001-2000的要求。

（2）与安全相关的物项、服务和活动，供方应执行满足中国法规HAF 003（1991），IAEA法规 50-C/SG-Q （1996）和 US NRC 10 CFR 50 附录B或ASME NQA-1的质量保证要求。

（3）与安全无关但对电厂的安全有重要影响的系统、结构和部件（SSCs），供方应执行与其（指供方）在AP1000设计许可证中的设计分类和NUREG-0800 17.5.II.V中的要求相一致质量控制要求。

（4）对于安全无关且对核电厂安全不起重要作用的物项和服务的供方应制定确保所供物项和服务的质量所必须相应的控制措施。

上述质量保证条款主要分别对供方、安全相关物项和服务供方、安全无关但对安全有重要影响的物项和服务供方及安全无关且对安全不起重要作用的物项和服务供方提出了质量保证的基本原则要求。

5 后续AP1000项目质量保证要求的建议

通过本文的分析论述，后续国产化AP1000项目质量保证要求在满足国内核安全法规HAF 003的前提下，应补充以下质量保证要求。

（1）根据HAF 003使用范围规定，与安全无关但对核电厂有重要影响的物项和服务的供方应建立和实施满足HAF 003要求的核质量保证大纲。

（2）结合我国《核动力厂反应堆堆芯设计》导则的修订要求及AP1000工程实际，提出设计计算机程序软件质量保证要求和商品级物项质量控制要求，并且其他诸如设备装、储、运等其他更详细要求参照NRC认可NQA-1标准执行。

（3）根据西屋质保文件要求，根据系统设备对发电可靠性的影响程度不同提出设备可靠性的质量保证要求。

（4）后续AP1000国产化项目质量保证要求具体条款和设备可靠性质量保证要求将作进一步探讨和研究。

［1］Westinghouse. AP1000 Design Control Document. DCD，Rev17，2008［R］. Pittsburgh：Westinghouse，2008.

［2］罗水云，张清川. AP1000核电厂质量保证分级方法探讨［J］.核安全，2012（1）：10-14.

［3］罗水云，刘小燕.AP1000与传统压水堆物项分级的比较分析［J］.核安全，2012（1）：32-35.

［4］商照荣，王文海.借鉴IAEA安全标准体系完善我国核与辐射安全法规标准体系［J］.核安全，2010（4）：3-13.

［5］The American Society of Mechanical Engineers. ASME NQA-1-Quality Assurance Requirements for Nuclear Facility Applications. 2008.

［6］国家核安全局. 核电厂质量保证安全规定（HAF 003）［S］.北京：国家核安全局，1991.

［7］NRC.10CFR50 Domestic Licensing of Production &Ulization Facility.［S］. Washion D.C. ：NRC，1998.

［8］余群.中国核电项目应用美国核电质保法规和标准的探讨［J］.核电质保，2009（4）：16-24.

［9］IAEA. Design of the Reactor Core for Nuclear Power Plant，Safety Guide NS-G-1.12［S］. Vienna：IAEA，2006.

［10］Westinghouse. AP1000 System， Structure and Components Quality Requirements （APP-GW-GAH-020）［R］.Pittsburgh：Westinghouse，2009.

［11］Westinghouse. Quality Assurance Requirements for Safetyrelated Components/Services of Standard AP1000 Plants（QAR，APP-GW-GAH-030）［R］.Pittsburgh：Westinghouse，2011.

［12］Westinghouse. AP1000 Quality Assurance Requirements for RTNSS System， Structure， and Components （APPGW--GAM-200）［R］.Pittsburgh：Westinghouse，2011.

［13］Westinghouse. AP1000 Implementation of the Regulatory Treatment of Non-safety Systems Process（APP-GWGL-026）［R］.Pittsburgh：Westinghouse，2011.

［14］Westinghouse. AP1000 Power Production Reliability Classification Methodology （APP-GW-GRR-040）［R］.Pittsburgh：Westinghouse，2011.

［15］Westinghouse. AP1000 Design Reliability Assurance Program （APP-GW-GRR-009）［R］.Pittsburgh：Westinghouse，2011.