核电厂运行许可证延续调试相关法律法规研究及实践

任忠

[摘 要] 通常，核电厂运行许可证延续涉及大量设备的更新，设备更新完成后需进行系统化的调试，以验证更新后的设备是否满足设计要求的功能。运行许可证延续处于核电厂寿期中的运行阶段，设备更新后的调试有别于核电厂商业运行前的调试。秦山第一核电厂30万机组系国内首台运行许可证延续的机组，当前核安全法规体系中尚无明确的核电厂运行许可证延续方面的操作规定。本文就现有法规体系下，对核电厂运行许可证延续项目调试适用的法律法规条款进行了研究，并介绍了秦山核电在30万机组运行许可证延续调试中的管理实践。

[关键词] 核电厂 运行许可证延续 管理实践

中图分类号：TM623 文献标志码：A

一、研究背景

核电厂设计时，基于一系列假设，针对“不可更换设备”（如反应堆冷却剂系统压力边界等）进行详细的设计寿期评价，获得核电厂理论上的“设计寿期”。在实际运行过程中，电厂工况要比设计工况好得多，特别是所设置的材料辐照监督样品可更真实地评估压力容器材料的实际性能变化等方式对“不可更换设备”的实际运行寿命评估和老化管理，以及可更换设备的必要维修或更换，核电厂的“实际寿期”可以超过理论上的“设计寿期”。

核电厂运行需要取得国家核安全监管当局颁发的《核电厂运行许可证》，其有效期限一般为设计寿期。核电厂运行期限即将到达其设计寿期时，经过技术论证评估，具有继续安全稳定运行的能力及经济价值，一般会申请超过其设计寿命运行。与此相应，运行许可证需要向核安全监管当局申请有效期延期，即核电厂运行许可证延续（Operation License Extension，简称OLE）。

秦山第一核电厂（以下简称“秦一厂”）30W机组1985年开工建设，1991年投入商业运行，设计寿命30年，其设计寿命将于2021年到期，营运单位于2015年向国家核安全局提出了运行许可证延续申请，系国内首台申请运行许可证延续的机组。目前，相关法规针对运行许可证延续尚未给出具体的操作规定。

通常，对申请运行许可证延续的机组来说，其设计、设备大部分是几十年前的技术，其设计、制造水平相对落后，并且设备经过多年的运行也存在不同程度的老化，为了保障机组安全、稳定、经济地运行，根据评估情况，需要开展大量设备的更新工作。完成设备更新后，在机组投运前，需要开展一系列的试验调试工作，确保设计要求，为机组继续投运后的运行奠定基础。如秦一厂，根据PSR情况，秦一厂申请在2018年度实施的Q1-OT118大修期间开展了大量的设备更新工作，包括主控室盘台屏PSR弱项整改、SPEC200非1E级过程控制仪表更换、常规岛设备更新、旁排系统改造、30W机组OT118大修变更实施后机组运行参数变更等核安全或机组整体控制性能相关的变更项目。这些项目数量大、实施范围广、专业交叉关联情况复杂，据统计，大修期间实施的变更类工单达6 824项，核岛、常规岛、主控室及BOP等各区域均有项目，仪控系统、电气系统、机械设备均有涉及。相应地，变更后的试验即“调试”也呈现出调试项目数量多、与其他调试项目接口复杂、验证层次复杂等特点，其实施及管理难度是其他普通变更后试验不可同日而语的，在法规缺乏具体操作规定的情况下，更须审慎。

二、相关法律法规研究

（一）適用的法规概述

我国的核安全法规体系，纵向上由国家法律、国务院行政法规、部门规章、核安全导则、标准及规范等不同层次，横向上由通用系列、核动力厂系列、研究堆系列、核燃料循环设施系列、放射性废物管理系列、核材料管制系列、民用核承压设备监督管理系列及放射性物质运输管理系列等不同领域组成的核安全法规体系[1]。我国核安全法规体系层次见表1。

就核动力厂系列（含通用系列）来说，适用的现行行政法规8个，部门规章14个，核安全导则共有59个，详细目录可参见国家环境保护总局核与辐射安全中心网站相关内容。

经过梳理，与核电厂设备更新、调试相关的法规、导则主要有：《核电厂调试和运行期间的质量保证》（HAD003-09）、《核电厂运行安全规定》（HAF103/2004版）、《核电厂换料、修改和事故停堆管理》（HAF103-01）、HAD003/06《核电厂设计中的质量保证》、HAD103/02《核电厂调试程序》、《核电厂安全重要物项的监督》（HAD103-09）等。

（二）法规条款研究结论

1.Q1-OT118大修设备更新属于核电厂修改范畴

《核电厂运行安全规定》（HAF103/2004版）规定：“核动力厂的修改包括：（1）构筑物、系统和部件的修改；（2）运行限值和条件的修改；（3）指令和规程的修改；（4）上述各项的组合；（5）组织机构的变更。”[2]

根据上述定义，秦一厂Q1-OT118大修中实施的设备更新属于核电厂修改范畴。

2.系统、构筑物、运行限值和条件修改后需要进行试验

《核电厂安全重要物项的监督》（HAD103-09）“5.3维护、修理或修改后的监督”规定：“5.3.1 任何系统或部件在修改后服役前必须经过试验……”[2]

《核电厂换料、修改和事故停堆管理》（HAF103-01）“3.3.5修改后试验和检查”规定：“3.3.5.1营运单位必须对修改结果进行评价……安全重要修改项目的评价报告应在修改结束后一个月内报送国家核安全局。”[2]

《核电厂运行安全规定》（HAF103/2004版）规定：“7.5必须根据核动力厂工作管理制度和合适的试验规程进行核动力厂修改的实施和试验。”

系统、构筑物、运行限值和条件修改后需要进行试验，修改的实施及修改后的试验遵照核电厂管理制度执行，安全重要修改项目的评价报告应在修改结束后一个月内报送国家核安全局。

3.有关“调试”的涵义

第一，“调试”是核电厂全寿期中商业运行前的一个特定阶段。《核电厂调试和运行期间的质量保证》（HAD003-09）“2.1.1调试”规定：“在核电厂投入商业运行前，需进行调试，以证实核电厂部件、系统和构筑物能否正确地执行功能，并消除在此期间所发现的缺陷。”[2]

从法规、导则行文看，对“调试”的定义应是核电厂全寿期中的完成土建、安装工作后到投入商业运行的那段特定时期。如《核电厂运行安全规定》（HAF103/2004版）亦规定：“4.8从建造到调试，最后到运行，必须对核动力厂进行充分的监测和维护……”

与此相对应，秦一厂30W机组目前处于商业运行阶段。

第二，“调试”指具有验证性质的一系列验证活动。《核电厂运行安全规定》（HAF103/2004版）中有关“调试”的定义为“核动力厂已安装的部件和系统投入运行并进行性能验证……包括非核试验和核试验。”[2]

因此，“调试”具有“试验”之意，依此角度，将Q1-OT118大修设备更新后的一系列试验验证活动称为“调试”，但本质上，Q1-OT118大修设备更新后的“调试”是核电厂修改后的试验活动，属于核电厂商业运行阶段的范畴，其实施遵照核电厂商业运行阶段的管理制度执行。

4.HAD003-09 第2章“调试期间的质量保证大纲”不适用于设备更新后的试验管理

《核电厂调试和运行期间的质量保证》（HAD003-09）“1.1 概述”中关于本导则的说明有“为便于调试人员引用，本导则用单独一章（第2章）叙述专用于调试的质量保证。但应指出，调试和运行阶段不能截然分开。在第3章提出的质量保证措施有很大一部分也适用于调试期间；适用时，必须予以遵循。”[2]

导则指出，“调试和运行阶段不能截然分开”，是因为调试期间存在着大量的运行活动，“调试”也承担着准备运行人员的任务，因此，导则明确HAD003-09第3章“运行期间的质量保证大纲”部分条款适用于调试期间。然而，投入商业运行期则标志着核电机组“调试”阶段的结束，同时导则也未明确指出第2章条款适用于运行期间，因此，对于处于商业运行阶段的秦一厂30W机组来说，HAD003-09中第2章“调试期间的质量保证大纲”有关条款不适用。

5.《核电厂调试程序》（HAD103-02）在运行阶段的适用范围

《核电厂安全重要物项的监督》（HAD103-09）“5.3维护、修理或修改后的监督”规定：“5.3.1任何系统或部件在修改后服役前必须经过试验……至少相当于调试阶段所作的试验（见安全导则HAD103/02《核电厂调试程序》），以证实已达到修改的设计意图。”[2]

“5.3.3在进行了可能影响堆芯物理参数的修改后，必须实施试验大纲以验证修改后堆芯布置的可接受性。这个试验大纲在内容上类似于安全导则HAD103/02《核电厂调试程序》所述的初始临界试验、低功率物理试验和功率试验，但试验范围可压缩到只要能证实那些可能已经变化的参数值。”[2]

据上述条款，核电厂实施修改后，开展的试验项目及范围需参照《核电厂调试程序》（HAD103-02）设置，即《核电厂调试程序》（HAD103-02）适用于运行阶段核电厂修改的，是试验项目设置部分，而有关管理要求部分则未做出要求。

三、管理实践

（一）管理程序覆盖情况

如前所述，Q1-OT118大修设备更新后的“调试”是核电厂修改后的试验活动，《秦山核电厂、秦山第二核电厂、秦山第三核电厂、方家山核电厂运行质量保证大纲》及管理程序《永久变更后试验管理》（CM-QS-2105）对试验的人员资格、文件要求、组织过程等方面均作了明确规定。《核设施安全许可证管理》（NS-QS-110）对安全重要修改的申请及实施验证的报告作了明确规定，管理程序落实了相关法规/导则中的要求。

（二）调试大纲

Q1-OT118大修期间实施的变更项目数量庞杂，相应地，试验项目数量众多。为了确保上述变更实施后的功能验证完整，保障118大修后机组的安全稳定运行，秦山核电组织项目组提前8个月识别需要开展的试验项目，以及实施窗口、验收准则等事项，并参照秦山一期、巴基斯坦C3/C4项目、方家山项目等新建机组调试大纲，编制了《秦山核电厂OT118大修调试大纲》，大纲经由各专业小组和设计院审查后批准生效，并提交核安全局提交。在调试前，根据各方反馈，先后进行了2次升版。

《秦山核电厂118大修调试大纲》不同于新建机组的调试大纲，前者按照标准调试大纲的编制要求编制，是强制要求的；而后者则基于118大修的变更项目实施后的功能验证要求，鉴于本次大修调试的特点，出于指导118大修调试工作有序开展的目的编制，现有法规/导则条款中没有相关要求。

《调试大纲》明确了调试组织、项目清单、验收准则及实施窗口，捋顺了试验逻辑，是指导调试实施的纲领性文件。

（三）调试组织机构

《调试大纲》明确了调试专项组。调试组下设组长、副组长、运行综合组、电气组、仪控组及机械组。主要负责研究确定118大修调试项目清单、确定各调试试验负责人，跟踪、督促调试试验准备工作，组织编制调试试验细则（含验收标准）等调试文件；统筹、协调各項调试试验窗口安排和实施。

（四）调试计划的安排

根据系统隔离解除需求及系统投运状态，118大修调试将调试项目按系统所处状态划分为离线调试、冷态调试、热态调试三种类型。其中，离线调试指在系统停运隔离状态下进行的调试工作，由调试负责人实施，不需运行人员配合；冷态调试指在系统解除隔离但未投入运行状态下进行的调试工作，由运行人员配合调试负责人实施；热态调试指在系统投入运行状态下进行的调试工作，由运行人员主导实施。

调试窗口安排遵循以下原则：对于单系统，先进行离线、冷态调试，后进行热态调试，按照公司制度《大修控制点释放实施细则（秦一厂）》中对系统投运的要求安排各系统热态调试窗口，系统投运过程中完成系统相应状态下的热态调试；对于多系统联调，先进行各分系统调试，后进行系统联合调试；功率运行期间的调试项目按功率由低到高逐个台阶安排进行，最终达到满功率台阶后完成全部调试试验。此外，大纲中对机组装料前和临界前需完成的调试项目清单进行了识别。

调试工单按照不同的调试类型（离线调试、冷态调试、热态调试）进行拆分，调试实施计划综合考虑调试工作的时间窗口、系统条件、次序步骤，并需经过大修计划的审查。

（五）调试规程

调试规程是指导和控制调试活动的最前沿的程序性文件。调试规程按照秦山核电《永久变更后试验管理程序》中的模板编写，并经过相关专业审查、会签后批准生效。调试规程中明确了调试试验的先决条件、试验步骤、记录要求及验收准则，并对调试过程中可能产生的风险和异常做出了识别，并明确了相应的应对措施。

调试规程验收准则应该为明确具体的参数和状态，并与调试大纲中的验收准则一致，确保变更后的功能达到设计要求。

（六）试验的实施及质保监督

调试计划以工单的形式进行下达并跟踪，试验参与人员通常包含试验负责人和变更责任工程师，其他专业人员如机械、电气、仪控、运行及性能试验等则根据具体的试验要求出席。试验组织过程按照《永久变更后试验管理程序》要求实施，试验前完成试验文件、工器具及人员的准备后，由试验负责人组织召开工前会，试验过程按照试验规程的步骤实施，记录相应的数据。相关人员进行试验见证，试验完成后在一份试验程序上进行签字认可，试验过程中的异常情况按照相关管理程序处理。

试验前，Q1-OT118大修质保监督组组织人员对质保大纲项目清单中的调试规程进行了逐一检查，并将发现的问题及时反馈给规程编制人员和调试项目组，存在问题的调试文件在项目实施前获得了及时更正。质保监督组选取了20项调试项目进行见证，其他项目则通过随机监督的形式予以监督。

根据现场进度及现场试验安排，Q1-OT118大修从2018年5月27日开始，陆续开始具备状态的设备系统的离线调试、冷态调试，2018年7月23日开始进入热态调试阶段，2018年8月16日完成满功率平台试验。

四、总结与建议

Q1-OT118大修设备更新属于核电厂修改范畴，“调试”本质上是核电厂修改后的试验，《秦山核电厂、秦山第二核电厂、秦山第三核电厂、方家山核电厂运行质量保证大纲》及相关管理程序要求满足法规及导则要求。

针对秦一厂设备更新后的调试，秦山核电通过设置专项组、编制调试大纲，充分识别了Q1-OT118大修调试项目及验收要求，捋顺了试验逻辑，并按照秦山核电变更后试验相关管理程序组织，圆满完成秦一厂Q1-OT118大修设备更新后的调试工作。

秦一厂30W机组运行许可证延续项目的实施，为后续国内其他电厂的项目实施提供了借鉴，也为核电厂运行许可证延续相关法规的完善奠定了实操基础。针对核电厂运行许可证延续，虽然设备更新后的调试本质上是核电厂修改后的试验，但鉴于其数量庞杂，接口、关联关系复杂等特点，其管理难度是普通核电厂修改后试验不能比拟的，为保障类似情况下的调试管理，相关法规导则有必要针对運行许可证延续设备更新的调试做出更清晰具体的要求。

参考文献：

[1]马立毅，王建英.我国核安全法规概述[J].辐射防护通讯，2007（2）：39- 42.

[2]国家和安全局.核安全导则汇编[M].北京：中国法制出版社，1998.