现有法规在高温气冷堆核动力厂安全评价与独立验证中的适用性分析

陈志鹏，陈福冰，石 磊，李 富，王海涛

（清华大学 核能与新能源技术研究院，先进核能技术协同创新中心，先进反应堆工程与安全教育部重点实验室，北京 100084）

我国正在开展高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）的设计和建造工作，高温气冷堆核动力厂（HTGR NPP）法规、导则及安全审查技术的研究是重大专项的重要组成部分，《高温气冷堆核动力厂安全评价与验证》是拟编制的核安全导则之一。

目前，我国针对轻水堆核动力厂（LWR NPP）已建立了一套与国际水平接轨的核安全法规体系。而对于LWR NPP 的安全评价及其独立验证，国际原子能机构（IAEA）发布了专门的核安全导则，美国核管理委员会（NRC）则制定了不同层次的法规文件，欧洲技术安全组织网络（ETSON）也出版了专门的技术报告。因而，深入分析LWR NPP 安全评价及其独立验证方面的文件，对《高温气冷堆核动力厂安全评价与验证》的编制有重要的参考意义，本文即对此进行深入分析。

1 安全评价与独立验证的定义及关系

按照IAEA 以及我国核安全法规的定义，安全评价是核动力厂设计单位在整个设计过程中为满足所有相关安全要求而进行的全面而综合的研究工作。安全评价包括但不限于安全分析，后者的目的是借助适当的分析工具建立并确认安全重要物项的设计基准。在评价核动力厂的安全特性时，通常使用两种相互平衡和相互补充的安全分析方法，即确定论和概率论，前者亦称事故分析。

核动力厂的设计工作应依据质量保证大纲进行，必须制定控制措施从而验证设计是否恰当。此种设计验证在设计单位内部进行，但必须由未参加原设计的人员或小组进行。而安全评价的独立验证是由营运单位完成或在其名义下完成的工作，参与人员必须独立于原有的设计人员和安全评价人员。简言之，设计、设计验证、安全评价均由设计单位本身负责，而安全评价的独立验证则由营运单位负责。

核动力厂的设计是一个依据质量保证大纲不断深入和完善的迭代过程，安全评价与独立验证均是这一迭代过程的组成部分，如图1所示。在设计过程的一些阶段，如建造前或首次装料前，设计工作将被冻结，在此期间需完成安全分析报告，以描述到此时为止所完成的设计和安全评价。

图1 我国核安全法规体系中安全评价与独立验证的关系Fig.1 Relationship of safety assessment and independent verification in China's nuclear safety regulations system

2 相关法规的发展与现状

2.1 国际原子能机构

IAEA 一直致力于建立一套国际社会广泛认可的核安全法规体系。从1996 年开始，IAEA 开始发展安全标准丛书（SSS），以全面更新和取代之前出版的安全丛书（SS）。SSS纵向分3个层次，即安全基本法则、安全要求和安全导则［1］。

2000年，IAEA 发布了安全要求“Safety of Nuclear Power Plants：Design”（NS-R-1）。NS-R-1考虑了核动力厂设计安全要求的各种发展，提出了许多新的安全要求［2］。一重要的变化是NS-R-1 增加了第3 章“安全管理要求”，内容包括管理职责、设计管理、经验证的工程实践、运行经验和安全研究、安全评价、独立验证以及质量保证等方面的要求。

为 给NS-R-1 提 供 技 术 支 撑，IAEA 于2001年发布了安全导则“Safety Assessment and Verification for Nuclear Power Plants”（NS-G-1.2），就如何满足安全评价和独立验证的要求提供了指导性意见。NS-G-1.2明确并统一了安全评价、安全分析和独立验证等术语的定义，概述了设计过程中这些活动之间的关系，并给出了针对以下方面的关键建议：对安全重要的工程技术方面进行安全评价；对核动力厂进行安全分析；对核动力厂的安全评价进行独立验证。

2006年，IAEA 颁布了新的安全基本法则“Fundamental Safety Principles”（SF-1）。这一安全标准的重要发展促使IAEA 于2008年发布了安全标准的长期结构［3］，如图2所示。目前，IAEA 的安全标准正在向这一长期结构过渡。

SF-1的安全原则3——对安全的领导和管理指出：必须根据分级方案对所有设施和活动的安全进行评价。为此，IAEA 于2009年发布了一般安全要求“Safety Assessment for Facilities and Activities”（GSR Part 4），从内容上取代了原来的导则NS-G-1.2。该文件将安全评价的范围扩展到所有设施和活动，并规定了安全评价的过程和要素以及安全分析必须满足的要求。除安全评价外，GSR Part 4 也明确规定：营运单位必须在对安全评价进行独立验证后再利用这些安全评价或将其提交给监管机构。

在核动力厂的设计方面，IAEA 于2012年发布了新的安全要求“Safety of Nuclear Power Plants：Design”（SSR-2／1），取代了之前的NSR-1。SSR-2／1将设计安全上升为安全原则之一，关于安全评价的规定成为了核动力厂设计必须满足的主要技术要求之一。和NS-R-1不同的是，SSR-2／1并未提及营运单位对安全评价进行独立验证的要求，原因可能是这一要求已在普遍适用的GSR Part 4中作了规定。

2.2 中国

国家核安全局负责我国民用核设施的安全监督管理，并建立了一套与国际水平接轨的核安全法规体系［4］，如图3所示。

图2 IAEA 安全标准的长期结构Fig.2 Long-term structure of IAEA safety standards

图3 我国的核安全法规体系Fig.3 Nuclear safety regulations system of China

国家核安全局于1991 年发布了HAF102《核电厂设计安全规定》；2002年，又发布了《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》，作为HAF102（1991）在某些方面的一些原则性延伸［5］，该文件在其设计管理一节中首次提出了有关安全评价和独立验证方面的要求。2004年，核安全局修订了HAF102（1991），并发布了HAF102《核动力厂设计安全规定》［6］。HAF102（2004）在其第3章安全管理要求中明确提出：必须进行全面的安全评价；营运单位必须保证由未参与相关设计的个人或团体对安全评价进行独立验证。关于独立验证，核安全局在2007年发布的《第二代改进型核电项目核安全审评原则》中又作了进一步的陈述。

为完善HAF102（2004）的下层导则，核安全局于2006年出版了HAD102／17《核动力厂安全评价与验证》，为设计单位在初始设计和设计修改过程中对核动力厂进行安全评价提出了建议，并为营运单位对上述安全评价进行独立验证提出了建议。

2.3 美国

根据1974年的能源重组法，NRC 负责美国民用核能安全的监管。美国的核安全法规也呈金字塔结构：顶层法案中，最重要的是1954年的原子能法；第2层是美国联邦法规（CFR），核安全法规体系汇编于CFR 第10篇；第3层包含了不同系列的文件，如管理导则（RG）、检查手册（IM）等。

根据10CFR 50“Domestic Licensing of Production and Utilization Facilities”的规定，NRC 早期对核动力厂的许可证实行二步法管理程序，“建造许可证（CP）”申请者和“运行许可证（OL）”申请者分别应提交初步安全分析报告（PSAR）和 最 终 安 全 分 析 报 告（FSAR）。10CFR 50.34对安全分析报告的内容和技术信息提出了最低限度的要求，其中包括对整个核设施的安全评价。而10CFR 50的附录B“Quality Assurance Criteria for Nuclear Power Plants and Fuel Reprocessing Plants”则规定了核动力厂的质保标准，其要求建立设计控制措施，这实际上是提出了设计验证的要求和方法。基于10CFR 50的要求，NRC于1978年发布了管理导则RG 1.70“Standard Format and Content of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants”，对安全分析报告的格式和内容作了详细规定，其第17章指出，PSAR 应对用来验证设计充分性的措施进行描述，比如设计审查、使用其他计算方法、开展鉴定试验。可看到，这与10CFR 50附录B的精神是一致的。

1981年，NRC 要求当时新近取得运行许可证的核电厂通过对设计的技术审查来保证他们的设计符合NRC的监管要求以及FSAR 中的设计承诺。这些技术审查被称之为独立设计验证计划（IDVP），它是对许可证持有者原有质保大纲的补充。NRC 一开始要求技术审查由完全独立于许可证持有者及其设计承包商的单位来实施，后来亦允许许可证持有者选择独立于原设计的内部人员来开展。除IDVP 外，NRC也对设计的技术充分性开展一定数量的、独立的直接检查，这些活动称为综合设计检查（IDIs），其内容和IDVP 有相似之处。NRC 对IDVP和IDIs的规定集中于检查手册和检查程序（IP）等文件，如IMC 2530（1985）、IMC 2535（1989）和IP 93814（2010）。

2.4 欧洲

在国际社会日益关注核安全和核安保的背景下，欧洲主要有核国家的技术安全组织（TSOs），即各国核安全监管当局的技术支持组织，于2006 年共同成立了ETSON，目前有8个成员。

2013年，ETSON 发布了其关于安全评价的指南“Safety Assessment Guide（SAG）”，该安全评价指南的目标是，制定用于ETSON 成员组织的协调一致的安全评价方法论，以保证安全评价具有共同的质量，并使得安全评价具有更高的可信度。SAG 陈述了安全评价的目的；提出了安全评价的要求，如承担评价任务的专家、组织的独立性和可胜任性，评价过程的透明性和可追朔性，开展评价的方法；描述了安全评价的一般过程，其中包括对安全评价的独立验证。

SAG 的下层是一系列特定的技术安全评价指南（TSAG），用于对安全重要的特定技术领域，如运行经验的反馈、人因的评估、严重事故的预防等。

3 现有法规的适用性分析

通过对IAEA、我国、NRC 和ETSON 有关轻水堆核动力厂安全评价与独立验证的法规的调研，确定了适用于《高温气冷堆核动力厂安全评价与验证》的或可为其提供参考的法规，形成了以下看法和建议。

1）HAF102（2004）中有关安全评价和独立验证的安全要求，所涉及的大多是管理和程序方面的工作，因而适用于各种类型的核动力厂。因此，作为HAF102（2004）的下层导则，HAD102／17（2006）为《高温气冷堆核动力厂安全评价与验证》从格式和内容上提供了范本。IAEA 安全标准丛书中，虽然NS-G-1.2已经由GSR Part 4所取代，但它是HAD102／17（2006）的蓝本。HAD102／17（2006）和NS-G-1.2中的大部分建议都是通用的，并适用于所有类型的反应堆。但导则中也有一部分特殊建议和范例主要用于水冷反应堆。另外，有关安全评价的具体方面、安全分析的具体方法、独立验证采用的方式，高温气冷堆核动力厂可能因其自身特点而有所变化。所以，参考时需要仔细研究、区分具体建议的适用对象，并结合高温气冷堆自身的特点来修正、替换具体的建议。

2）ETSON 的安全评价指南SAG，其逻辑、内容与NS-G-1.2以及HAD102／17（2006）非常相似，SAG 关于安全评价的要求、开展评价的方法、安全评价的一般过程以及安全评价的独立验证的论述可为《高温气冷堆核动力厂安全评价与验证》提供顶层认知和指导。

3）NRC 的法规是以法律观点编撰而成，不同于我们熟悉的工程逻辑，有关安全评价与独立验证的内容散布于不同层次的文件。NRC 并不要求营运单位开展安全评价的独立验证工作，法规中有关独立验证的内容更多指质保体系下设计单位开展的设计验证，因而与本文讨论的安全评价的独立验证并不相同。当然，有关设计验证的具体内容和方法仍可为安全评价的独立验证提供一些参考。

结合上述适用性分析，初步确定了《高温气冷堆核动力厂安全评价与验证》的章节安排和主要内容，并列于表1。

表1 《高温气冷堆核动力厂安全评价与验证》的章节和内容Table 1 Chapter and content of“Safety Assessment and Verification for NPPs with HTGRs”

4 结论

基于IAEA、我国、NRC、ETSON 有关核动力厂安全评价及其独立验证的法规，总结了《高温气冷堆核动力厂安全评价与验证》可参考的文件，据此初步确定了导则的章节安排和主要内容。

需指出，《高温气冷堆核动力厂安全评价与验证》所涉及的安全重要的工程技术方面，即应进行安全评价的方面，还应结合导则上层的安全要求，即拟编制的《高温气冷堆核动力厂安全规定》来最终确定。

［1］ International Atomic Energy Agency.IAEA safety standards［S／OL］.［2014-11-03］.http：∥www-ns.iaea.org／standards.

［2］ 濮继龙，任俊生，刘宝亭.IAEA 核动力厂设计新标准：理解与执行中的若干问题［J］.核电，2004（6）：1-10.PU Jilong，REN Junsheng，LIU Baoting.Some understanding and implementing issues on IAEA new design standard of NPP［J］.Nulear Power，2004（6）：1-10（in Chinese）.

［3］ 陈妍，左嘉旭.国际原子能机构安全标准的长期结构与现状［J］.国外核新闻，2011（8）：22-33.CHEN Yan，ZUO Jiaxu.Long-term structure and current status of IAEA safety standards［J］.Foreign Nuclear News，2011（8）：22-33（in Chinese）.

［4］ 司国建.核安全与辐射防护法规体系的现状与发展［J］.核安全，2005（3）：29-33.SI Guojian.The actuality and development on the regulations in nuclear safety and radiation protection［J］.Nuclear Safety，2005（3）：29-33（in Chinese）.

［5］ 周士荣，司国建.中国核电厂设计安全法规的发展［J］.核安全，2004（2）：39-44.ZHOU Shirong，SI Guojian.The development of the code on the safety of nuclear power plant design in China［J］.Nuclear Safety，2004（2）：39-44（in Chinese）.

［6］ 汤博.新一代核电厂设计的安全要求：学习新版HAF102《核动力厂设计安全规定》的一些认识和体会［J］.核安全，2004（2）：1-8.TANG Bo.Design safety requirements about new generation nuclear power plants［J］.Nuclear Safety，2004（2）：1-8（in Chinese）.