核安全

为了指导国内运行核电厂开展设备可靠性数据采集工作，国家核安全局于 2015 年发布了《核电厂设备可靠性数据》，并于2019 年对其进行了适应性升版，同时将文件名修改为《核电厂设备可靠性数据采集指南》(以下简称“指南”)。 根据指南的要求，在上一版数据的基础上，以 2007 版《美国商用核电站设备和始发事件的行业平均水平》(NUREG/CR-6928)作为通用数据源，采用适当的数据处理方法进行了参数估计，对各核电厂新报送的数据进行了整合和处理，形成《中国核电厂设备可靠性数据报告 (2022 版)》(以下简称 2022 版报告)。2022版报告给出了我国运行核电厂商运至2021年底423 个堆年的44个常用设备类的可靠性数据统计结果，以及 7个安全重要系统的列不可用数据统计结果。本文件还与其他国家数据进行了分析对比，综合评价我国核电厂重要设备类的可靠性水平,可供国内各有关单位在PSA、MRRCM 等安全评价和可靠性相关工作中参考使用。

该成果是中广核集团研发的高可靠性高精度的核电站关键装备，能够为核电站乏燃料水池提供正常条件下、事故条件下及事故后长期冷却期间乏燃料水池液位的监测，并保证在丧失全部交流电源供电情况下连续工作7天以上，满足控制性、可靠性、安全性等一系列极限技术指标，有效提升核电站安全系数。该产品在传输距离方面上，对比国外同类产品实现了三倍的传输距离技术，将安全性能提高3倍以上。成果经过核电行业最高级别最严苛的核级（1E级）设备鉴定试验，经过了国家核安全局、中国核能行业协会等权威机构和专家的独立评审，认定该产品填补了国内空白，技术水平达到国际先进水平。

蒸汽发生器（SG）的传热管、管板及其密封焊缝是核电站一回路最薄弱的承压边界，决定了核电站安全运行和在役寿命。某核电项目在制SG密封焊阶段因焊接设备故障导致管板熔损（图1），承压边界受到破坏，针对SG管子管板区域复杂的结构以及该问题发生的特殊节点，从根本上解决上述问题成为制约工程建设的关键节点。 管于管板密封焊阶段，SG管板不能进行焊后热处理（热处理将导致管孔和传热管变形、氧化，管板报废等系列风险）。项目组通过反复研究提出了采用在国内重大工程领域应用尚属空白的回火焊道技术，制定了完整的返修方案和评价准则，研制了系列专用焊接及无损检测设备和工装，攻克了多项技术难关，顺利完成产品返修并通过了工厂和核电现场多次试验验证，避免了已穿管和已完成密封焊工序的传热管报废带来的巨大经济损失和工期延期。本技术成果根本上解决了SG管板熔损世界首发性难题，通过国内专家鉴定，技术成果达到了国际先进水平。 项目成果经国家核安全局批准，成功应用于某核电项目SG的返修，揽回直接经济损失超过3400万元，节约工程建设关键路径7个月，实现了回火焊道技术在核电重大装备修复上的国内首次应用，成果还可推广到我国其它重大军用、民用工程，经济效益和社会效益显著。

核电鉴于其核安全要求的特殊性，需接受国家、地方、行业乃至国际社会最严格的监督与监管，同时，核电厂还要适应公众、股东、客户及自身员工的要求。这些要求伴随核电厂建设与运营的各个阶段，并以不同的形式体现，它们制约着核电厂管理的各个方面，需设立适应各方面的规章制度以约束和规范核电厂各类活动的管理，形成“凡事有章可循,凡事有人负责,凡事有据可查,凡事有人监督”。因此，在核电厂质量保证体系的基础上，采用一个统一的管理模式，将核安全、质量、环境、职业健康安全、内部控制、风险管理等标准要求和各个业务领域的要求进行融合，建设一个集约型一体化的“多标一体”全面管理体系，是核电企业的发展方向。 通过一体化体系的建设和运行，在企业中形成了相对统一的管理理念、思想和方法。在强调安全、质量与环保的同时体现了卓越绩效的理念。 核电厂管理体系的建设必须解决由于多体系并行运作存有的一些弊端，如接口众多、文件重复、资源浪费等，通过深入研究对比核质量保证标准、安质环管理体系标准、两化融合管理体系标准、内控体系等体系标准文件要求，梳理标准体系运行思想，比对体系要素要求，创建适合核电厂运营管理的一体化管理体系，同时具备强大的兼容性，可以容纳其他新的管理体系的导入。公司总结出了适合公司经营发展的十大管理原则，形成了四个层级包含 27 个业务领域的共计 800 余份管理程序组成的管理体系文件。通过体系的有效运作和实施，促使公司在卓越绩效管理的推进和实施、经营业绩、安质环业绩、两化融合、社会效益等方面等都取得了一定的成绩。体系管理形成优势互补，超越了单体系运作的效果，避免多体系运作造成管理的重复和浪费，实现了各体系间“1+1＞2”的效果，值得各方借鉴。 电力企业可直接复制本管理体系框架，根据企业自身情况优化后进行应用。对其他受多方面监管行业的大中型企业，也可参考移植体系框架，通用管理领域不变，针对企业主业相关领域进行适应性修改后进行应用。

核电站数字化控制系统经常面临应用软件也称为“组态”需要修改的需求。如果在新组态修改和生效过程中，无需中断系统的运行并且未修改的部分逻辑不受新组态影响，则这个系统支持“无扰下装”功能。系统支持无扰下装功能可有效减少人因失误、缩短组态修改工期，因此系统使用者对这一功能需求强烈。但由于在线下装功能涉及产品范围广泛性、实现的复杂性、对安全功能影响的难以评估性，在核安全级数字化仪控领域，已存在的绝大多数安全级数字化仪控系统平台也不支持这项功能。和睦系统(FirmSys)是我国首个研发和获得应用的核安全级数字化控制保护系统平台，本项目通过对和睦系统无扰下装功能进行需求分析，研制了基于“先从后主，分时下装”的无扰下装产品。 “无扰下装”研制和实施意义重大，可实现电站安全运行及经济性的重大提升，在核电站反应堆装料后进行安全级应用软件改造时，通过无扰下装功能的应用可实现： a)无需将机组状态后撤至反应堆完全卸料模式，可避免由于机组后撤造成的经济损失及设备风险；b)可将设备隔离工作量减少90%，从而大大降低改造实施中的人因失误风险；c)提升工程调试过程中安全级软件改造实施的便利性，避免对工程建设主线进度的影响。无扰下装的研制和应用对电站的安全性和经济性都将产生巨大的贡献。 因涉及技术复杂、对安全影响评估困难，国外核级DCS产品Spinline-3(法国)、HFC-6000(韩国)、Radiy(乌克兰) 、TXS(法国)等均不支持“无扰下装”功能，日本三菱Meltec-N平台虽实现了此功能，但对中国进行了技术封锁，导致满足核级标准要求的无扰下装研制技术难度大幅增加。 和睦系统无扰下装，100%自主研发，突破了存储碎片管理与回收、智能多元组态数据比对、组态防篡改安全防范设计、任意版本增量编译、全网地址安全管理、主从机大数据量高性通讯、时序数据同步等十余项重大关键技术，涉及和睦系统11种软件工具以及6种硬件产品，新设计代码7.5万行，整体技术达到国际领先水平。 和睦系统无扰下装已经在阳江56号机组、红沿河56号机组、田湾56号机组、防城港3、4号机组8台核电机组得到大规模应用，取得良好应用效果。

反应堆衰变热在反应堆运行阶段和事故处置阶段应用广泛，是关乎机组安全和提升机组运行灵活性的关键参数。机组正常运行阶段，精准的燃料组件衰变热帮助改善机组运行策略，例如应用反应堆自身余热作为动能，停堆期间保持关键系统的正常运行，从而大幅度减少停堆关键路径。发生核安全事故时，对指导事故处置，监督事故进程，缓解事故后果有着至关重要的作用。在经历国内外调研后发现，海阳核电与传统电厂使用的燃料组件相比，存在燃料组件中包含不同富集度的铀元素等诸多差异，当前没有适用于三代核电机组的反应堆衰变热分析方法。

“华龙一号”安全壳钢衬里作为反应堆厂房预应力钢筋混凝土安全壳的重要组成部分，与预应力混凝土结构共同组成核反应堆的第三道安全屏障。其功能主要是在正常运行期间为反应堆堆芯和冷却剂系统提供屏障，控制周围环境对安全壳内部设施的影响,当发生事故时，用于包容气载放射性的释放物，阻止外泄。其分为钢衬里底板部分、筒体部分及穹顶三大部分。钢衬里外观呈圆柱形，直径 46.8m，高 77.93m，由 6mm 厚特制 Q265HR 钢板、外侧加强型钢背肋、锚固钉焊接而成的密封容器结构，且其中又包含 45 个环吊牛腿、194 个贯穿件、3 个大型闸门套筒、1054 个锚固件等附属构件，其制作、安装难度大且精度要求高。钢衬里属于核安全 2 级设备，质保等级 QA1 级，抗震类别Ⅰ类，连接以焊接为主，设计要求采用的钢板弹性性能好，并具备较高的可焊性。整个钢衬里对密封性有严格的要求。特别是焊缝质量要经过目视检测（VT）、渗透检测（PT）、真空盒检漏（LT）、射线检测（RT）的检验。安全壳钢衬里施工位于关键路线上，且与土建交叉施工，管理难度大，前期策划要求高、过程实施工作强度大，通过采用三维模拟信息技术、辅助胎具、制定合理的焊接工艺顺序、变形工装、有限元分析技术、设备改造等技术措施，确保钢衬里制作、安装工作顺利开展，提高工作效率，保证施工安全，确保施工进度。 “华龙一号”钢衬里施工关键技术适应我国自主研发的三代压水堆核电技术建设需求，形成多项专利、施工工法等科技成果，综合考虑了施工进度、质量、安全等方面因素，实践证明在“华龙一号”钢衬里施工关键技术在核电建设施行业具有较高的创新性、先进行和使用性，对“华龙一号”新型压水堆核电技术的推广和应用具有指导意义，福清 5、6 号机组钢衬里施工已充分验证关键技术的实施效果，随着我国核电技术的发展，“华龙一号”钢衬里施工关键技术在核电建设中具有广阔的应用前景。

广利核公司2010年推出了核安全级数字化DCS通用平台产品，实现了核安全级数字化DCS设备的国产化零的突破，并在国内首次开展了国产化DCS设备在核电站的设备供货。为确保核电站供货仪控设备安全可靠，必须对工厂内产品开发、生产制造及工程应用的质量控制活动进行严格的控制。基于这一背景，广利核公司对工厂内全过程的质量控制体系与技术方法开展了全面研究。 本研究成果具有自主知识产权，受到IAEA、TUV、核电行业等多个组织的认可，达到国际同类技术先进水平。同时，本质量控制技术研究成果，是一个可普遍应用的技术，可以快速推广至各核电仪控平台中。通过对工厂内全过程的质量控制，提前发现问题，避免了在核电站应用现场出现严重事故，降低了工程项目的质量成本，也极大地降低了安全风险。使用本技术完成质量控制的和睦系统产品已成功应用于阳江5&6、田湾、防城港、石岛湾等工程项目，合同额超20亿元。

广利核公司基于可编程逻辑技术开发了核电站多样性保护平台，简称为 FitRel 平台，应用于核电多样性驱动系统，进一步加强核电站的纵深防御与多样性，同时解决基于微处理器技术保护系统的软件共因问题。根据国家核安全法规、导则和相关标准要求，需要对核安全级可编程逻辑执行软件验证与确认（简称 V&V）工作。鉴于国内外核安全级可编程逻辑 V&V 标准零散，国内缺少可操作的核安全级可编程逻辑 V&V 技术规范，从 2010 年 1 月开始，本项目对核级仪控系统中的 HPD 可编程逻辑 V&V 技术方法进行深入研究，通过了解和研究 HPD 可编程逻辑的技术特点，识别相关适用标准，建立了满足核级仪控设备 HPD 可编程逻辑要求的 V&V 技术方案，实现技术的破冰；然后经过项目实践，不断完善核级仪控设备 HPD 可编程逻辑 V&V 技术，并通过德国 ISTECd 认证。 通过可编程逻辑 V&V 技术的 FitRel 平台通过工程项目已应用于包括阳江 5/6 号、红沿河5/6 号、田湾 5/6 号机等多个机组，其中阳江 5 号机组投运 1 年以上。通过可编程逻辑 V&V 的FitRel 平台在核电应用，降低工程造价，一台机组比引进国外系统降低近十亿，并缩短了核电站建设工期；同时，在核电站运行期间，核级仪控系统维护费用降低到国外进行系统的 1/3 到1/5。同时可编程逻辑 V&V 技术推广到国内外其他单位和行业中，主编《核电厂系统和软件的验证和确认》，有效促进了核电行业软件验证与确认方面进步，本项目共产生了 7 项专利、3 项著作权和 4 篇论文。

非能动余热排出热交换器（PRHR HX）是第三代先进非能 动核电厂（AP 系列）特有的核安全一级设备，是非能动堆芯 冷却系统的关键安全设备之一，对核电厂在各种瞬态及事故 工况下堆芯衰变热导出及安全性有重要影响。本项目属于 “大型先进压水堆及高温气冷堆核电站科技重大专项”中 “CAP1400 核岛重大设备设计技术研究”课题的一个重要研 究内容，开发了非能动余热排出热交换器热工水力、结构力 学及流致振动等分析方法和试验技术，实现了该设备高精度 全尺寸安全分析及设计，为第三代先进非能动核电厂的核安 全审评和 AP 系列核电厂设备的国产化提供了重要支持。本成果对非能动余热排出热交换器结构设计、安全分析 和安全审评都有重要的参考价值，项目过程中产生的技术、 程序均具有自主知识产权，填补了国内空白，同时可以推广 应用于在役核电厂类似设备的技术改造，具有显著的经济效 益和社会效益。