“华龙一号”示范工程独立验证管理实践

杨为城,祝 圆,薛峻峰

(福建福清核电有限公司,福建 福清 350318)

国家核安全局颁布的核安全法规 《HAF102核动力厂设计安全评价》及核安全导则《HAF102/17核动力厂安全评价与验证》明确要求在核电项目设计阶段应组织开展安全评价的独立验证工作;福岛事故后国家核安全局编制的《“十二五”期间新建核电厂安全要求 (征求意见稿)》对独立验证工作提出了更为明确的要求。独立验证是由营运单位组织,由一组熟悉核电厂设计,并熟悉安全分析和安全评价工作的专业人员对设计单位进行的安全评价进行审查,确认安全评价是否满足适用的安全要求[1],也是对重大技术方案的独立第三方技术验证。

福清核电5、6号机组作为 “华龙一号”全球首堆示范工程,设计上采用能动与非能动相结合的设计理念,考虑了超设计基准事故和严重事故预防与缓解措施,吸收福岛核事故的经验反馈,采取相应的安全改进。按国家核安全局总体审评方案要求 “华龙一号”独立验证由福清核电有限公司组织,并以 “华龙一号”重要安全设计改进可能产生的影响、保障运行安全的技术等为重点”。

本文以福清5、6号机组非能动安全壳热量导出系统 (PCS)设计安全评价独立验证实验项目为例,系统论述了 “华龙一号”首堆工程安全评价独立验证的工作流程和管理模式,包括验证实施方式、项目选取原则、技术承包商选取、项目组织管理和实施、成果审评验收等细则,并通过福清5、6号机组独立验证工作的顺利有效推进验证了该管理模式的可行性。图1为福清5、6号机组独立验证工作的主要步骤。

图1 独立验证工作流程图Fig.1 Independent verification flow chart

1 独立验证的方法

安全评价独立验证工作的要求主要有以下几点:

1)核电厂营运单位应在设计和建造过程中完成设计安全评价独立验证工作;

2)独立验证由营运单位组织实施,参与人员应尽可能独立于核动力厂的设计者和进行安全评价的人员;

3)独立验证可采取与设计阶段安全分析和评价类似的方式;

4)独立验证的范围是报送国家核安全监管部门报批的设计;

5)营运单位对独立验证负有完全责任。

根据导则的要求与建议,并结合相关设计单位和研究院所在核电设计安全分析和评价中所采用的方式,得出独立验证可以通过以下几种方式开展。

1)实验验证:由核电厂运营单位组织独立的一组专业人员,对本工程的重要安全设计进行实验验证,主要通过缩小比例模拟实验方式进行;

2)计算分析:由核电厂运营单位组织独立的一组专业人员通过计算机建模,对本工程的重要安全设计进行计算分析和评价;

3)实验见证:由核电厂运营单位组织对设计单位的重大实验活动进行现场独立见证,监督过程和结果,并撰写见证报告。

对于一些创新性的重要安全系统设计的验证,尤其是未经过工程实践检验的,应作为重点验证项目,采用实验或计算分析的方式进行,提高独立验证工作的独立性和有效性。若采用实验验证,应考虑开展实验的外部条件,如技术力量、经济可行性、时间周期等,制定合适的实验验证方案;若采用计算分析,可考虑采用不同计算软件或不同的建模方法对原设计进行评价验证。

2 独立验证项目管理与实践

2.1 独立验证选题

独立验证的选题应从机组技术特点、审评关注重点两方面确定。对于技术技术特点,可通过查阅技术文件获取,也可以通过与设计单位的技术交流来获取更为全面的信息。业主单位根据技术特点初步确定独立验证的范围后,应深入开展与核安全监管部门的沟通,同时梳理分析已提出的审评问题,找出核安全审评的的重点和监管部门的关注问题,在此基础上拟定独立验证选题和验证方式,并就独立验证选题与监管部门进行充分的沟通,在获得认可以后方可进入下一步实施工作,确保独立验证的选题满足核安全审评要求。

具体项目验证方式的选择,应结合技术可行性、进度、费用等方面条件,以及潜在外委承包商技术能力和硬件条件,综合考虑确定各项目的验证方式。

在以上工作基础上,为确定各项目统一管理要求,业主单位应编制独立验证工作大纲,将独立验证的项目、验证方式予以固化,同时提出独立验证的总体进度、项目管理相关要求。

“华龙一号”的重要技术创新非能动系统配置包括非能动安全壳热量导出系统 (PCS)、二次侧非能动余热排出系统 (PRS)和堆腔注水冷却系统 (CIS),这些新增的非能动系统均是为了提高核安全性,并且属于首次应用于工程,因此在独立验证中作为重点系统设计进行验证。图2为 “华龙一号”主要安全系统示意图。

“华龙一号”延长了操纵员事故后不干预时间,提高电厂固有安全性,针对在一些典型事故工况下反应堆设计特性,选取设计基准事故蒸汽发生器传热管破裂 (SGTR)、中破口 (LOCA)进行事故分析。此外 “华龙一号”采用双层安全壳,作为结构设计上的重大创新,安全壳在极限工况下的承载能力也确定为重点验证项目。另外选取科研试验阶段重要实验项目进行见证,作为独立验证的一种补充。“华龙一号”示范工程独立验证项目和验证方式见表1。

图2 “华龙一号”主要安全系统示意图Fig.2 Main safety system of HPR1000

表1 福清5、6号机组独立验证项目清单及验证方式Table 1 Independent verification projects in Fuqing 5&6

以PCS为例,在严重事故工况下,PCS建立安全壳内外的自然循环,将壳内热量导出到壳外,从而保证将安全壳内压力和温度降低至安全水平,保持安全壳完整性。设计单位在科研阶段已进行了较深入的科研工作,包括大量的计算分析和自然循环模拟实验。但同时该系统也是首次应用于工程实践,故作为重点验证项目,在验证方式选择上,由于该系统原理上是依靠重力驱动的自然循环而发挥作用,因此优先考虑实验验证方式来模拟自然循环过程。经过调研了解,为验证 “华龙一号”PCS系统设计的可行性,中核集团在哈尔滨工程大学建设了 “PCS系统综合性能验证实验装置”,在该实验装置上,已完成了ACP1000和ACP100PCS性能验证实验。目前该实验装置仍然可用,且供电、供水及供气等相关场地资源满足实验验证要求,因此从技术可实施性、资金投入、验证有效性等方面综合考虑,确定通过模拟实验的方式进行PCS系统的独立验证。图3为 “华龙一号”非能动安全壳冷却系统流程图 (单个系列)。

图3 “华龙一号”非能动安全壳冷却系统流程图Fig.3 The flowchart of the passive contain ment heat removal system of HPR1000

2.2 独立验证技术方案确定

独立验证项目技术方案主要包括验证的目的、实验或计算方法、实验工况或事故序列选取、实验装置或计算软件系统说明、实验或计算主要步骤等内容。技术方案的确定可分为以下几个步骤进行:确定验证目的和方法→编制技术规格书→确定技术外委承包商→联合制定技术方案→通过NNSA专家审查→发布验证技术方案。

业主单位根据验证目的和工作内容等制定各项目的技术规格书。技术规格书明确项目的工作范围、验证目的、承包商职责与资质要求、管理与接口要求、文件要求、质量保证、进度要求、验收要求等内容。技术规格书是确定独立验证实施技术方案的第一步,是各项目后续工作开展的依据[2]。

在技术服务承包商选择方面,对于实验项目,考虑资金投入和进度因素,优先考虑有现成可利用实验装置 (加以改造)的单位进行合作,同时应注意项目参与人员的独立性,并在技术规格书和合同中予以明确;对于计算分析项目,可以考虑开设核工程专业的高等院校、未参与本项目核工程科研设计单位,由于一些计算项目可能涉及到原设计单位的商业秘密,因此优先考虑高等院校进行合作。

在确定技术服务承包商后,承包商按照技术规格书要求与业主单位共同制定详细的项目实施技术方案。此项工作牵涉验证项目实施的最终效果,因此在技术方案初步确定后,应组织外部专家,尤其是NNSA专家对技术方案进行审查认可至关重要,以确保验证技术方案符合审评要求,为后续审评结果获得认可奠定基础。

PCS系统独立验证项目采用实验验证的方法,在科研阶段由总承包单位组织开展了全高度、全压力的综合验证实验模拟实际运行参数,确认PCS设计的有效性。本次独立验证选择与哈尔滨工程大学合作开展实验研究工作,经分析研究并与科研阶段实验开展情况进行对比,共确定了包括设计工况、水位、阻力、低压、SBO(全厂断电)五大类工况,对原系统设计进行较为全面的实验验证。图4为位于哈尔滨工程大学的 “华龙一号”非能动安全壳冷却系统实验装置。

2.3 独立验证实施过程管理

2.3.1 建立项目管理组织机构

由于项目实施周期较长,成立专门的项目管理机构有利于理顺接口,顺利推进项目实施。PCS项目在项目实施大纲中明确了以业主人员担任组长,承包商担任技术负责人,并由双方指定人员负责项目日常管理、质量安全、实验执行、项目验收等各项工作。

2.3.2 独立验证实施过程的管理和技术参与

实验或计算分析过程中,业主应从项目管理和技术参与两方面对实施过程进行管控。项目管理方面,侧重于实施进度控制、质量管理、人员资质审查、数据点记录等工作。另外应尽量深入技术工作的参与,通过深层次参与实验过程,更好地了解系统设计原理,为系统设计改进提出建议,并尽可能为后续的系统调试、运行规程编制等工作打下基础。

图4 “华龙一号”非能动安全壳冷却系统实验装置Fig.4 The experi mental device for the passive contain ment heat re moval syste m of HPR1000

对于项目实施过程中的重大节点,应组织审评或见证,尤其是应邀请NNSA相关专家参加,在实施过程中消化解决审评部门关注的问题,避免后续审评阶段再次出现遗留问题。

在PCS实验开展过程中,业主派技术人员全程参与了验证实验,并邀请NNSA等外部专家对实验前状态检查、部分实验工况进行了见证,确保实验执行符合技术文件要求。图5为PCS实验执行主要步骤流程图,并给出了业主在各阶段工作中的工作侧重点。

2.4 独立验证成果报告编制与项目验收

实验或计算分析完成后,编制实验或计算分析报告,报告应包括实验数据分析或计算分析结果,并给出明确的验证结论。对于实验验证项目其报告的主要内容包括:项目综述、研究目的、技术方案、实验台架设计、实验工况、实验步骤、实验装置调试情况、实验执行情况、数据分析结果、独立验证结论。

项目的验收审查,包括承包商按照其内部质保体系的内部验收和业主单位的外部验收。对于外部验收,通常采用专家审查会的形式进行。验收审查的依据是项目技术规格书、外委合同、质量管理文件和项目实施方案。验收审查应对项目技术规格书对相关的过程记录文件进行查阅,确认其有效性,验证分析结论的全面性和准确性进行审查。在此过程中仍然需要NNSA专家的参与,并根据专家的意见对验证报告进行修改完善,如有必要还需要根据专家意见补充开展计算分析或实验工作,直至满足验收审查意见要求方可通过验收审查。

图5 PCS实验执行主要步骤流程图Fig.5 Main step flowchart of PCSexperi ment

3 实施效果和评价

福清5、6号机组独立验证工作自2013年开始策划至2017年7月,目前所有项目基本都已按计划实施完成,取得了可信的验证评价结果,独立验证的结果也验证了原设计单位对相关设计安全评价的有效性,证明了 “华龙一号”在提高机组安全性方面的设计改进能够有效提高机组事故预防和缓解能力,提高核安全性能。各项目均顺利通过了验收审查,在项目实施过程中多次组织外部专家评审和见证,获得了相关方认可。同时在知识产权保护方面也已取得一定成绩,部分专利正在申报中。

仍以PCS项目为例,该项目于2016年4月份通过实施大纲审查,并于2016年7月28日完成了全部工况实验,实验过程符合技术文件要求。根据实验现象和实验数据分析得出,在超设计基准事故工况下安全壳的长期排热能力满足设计要求,在电站发生超设计基准事故(包括严重事故)时,PCS能够将安全壳压力和温度降低至可以接受的水平,保持安全壳完整性,原设计单位对PCS系统设计安全评价的是可信、正确的[3]。

4 结束语

福清核电结合核安全法规要求、核安全审评情况和 “华龙一号”技术特点,制定了 “华龙一号”示范工程独立验证的管理体系,包括独立验证项目选取、验证方式确定、承包商选择、技术方案审查、项目实施过程管理、技术工作的参与、工作成果验收等各个阶段的工作要求。在福清核电5、6号机组独立验证工作实施过程中,各项技术环节均按照相关要求进行管理,实践证明该管理体系能够有效保证独立验证工作的质量满足法规和项目技术要求,及时有效的管理和实时的监控项目进度,是确保独立验证工作顺利实施的必备条件。独立验证工作的顺利完成既可以满足法规对独立验证工作的要求,同时也有助于营运单位更好履行核安全管理职能和安全评价独立验证的职责,为 “华龙一号”首堆示范工程项目首次装料申请和顺利建成迈出了坚实的一步。同时本文提出的一套在建核电工程安全评价独立验证管理体系也可作为后续同类项目开展独立验证工作的参考,具有一定推广价值。

[1]核动力厂安全评价与验证:HAD102/17[S]．国家核安全局,2006.HAD 102/17:Safety evaluation and verification of nuclear power plant,NNSA,2006-6-5．

[2]顾健,等.福清核电一期工程安全评价的独立验证管理体系 [J]．核安全,2012(4)．Safety evaluation independent verification management system of Fuqing Nuclear Power Plant Unit 1&2[J]．Nuclear Safety,2012-4．

[3]福清 “华龙一号”非能动安全壳热量导出系统 (PCS)独立验证分析评价报告:HEU-ACP1000-PCS-2016013[R]．哈尔滨工程大学,2017．HEU-ACP1000-PCS-2016013,independent verification analysis and evaluation report of HPR1000 passive containment heat removal system[R]．2017-3,Harbin Engineering University．