秦山第三核电厂大修周期优化项目

彭晓春,曾 春,吴志刚,陈明军

(中核核电运行管理有限公司,浙江 海盐 314300)

秦山第三核电厂 (TQNPP)是从加拿大引进的两台电功率700 MW级的CANDU-6型重水堆核电厂,两台机组自2002年投入运行后,机组运行和大修业绩不断提升。重水堆核电厂的显著特点是不停堆换料 (On-Power Refueling),故从理论上讲,重水堆核电厂不停堆换料的特点可使机组保持长期运行,但由于关键设备,如主泵、蒸汽发生器和汽轮发电机等需要定期停堆检修、在役检查和定期试验 (SRST),机组必须进行定期的停堆大修[1]。

秦山第三核电厂目前的停堆大修周期为18个月,在对国外CANDU堆大修周期延长情况(见表1)进行了广泛的调研后,秦山第三核电厂于2010年9月8日正式启动大修周期优化项目,目标是将大修周期从目前的18个月向24个月优化,以进一步提升重水堆机组安全运行水平。本文将在介绍整个大修周期项目的基础上,重点说明本项目中对非标定类TS监督要求试验周期延长的论证方法。

1 论证方法和思路

由于秦山第三核电厂为重水堆,采用的是不停堆换料的方式,因此与PWR核电机组不同的是,大修周期延长后,并不涉及堆芯设计和事故分析方面的内容。但大修周期的延长将导致相关监督周期的延长,从而影响电厂相关设备运行的可靠性及电厂相关执照文件的内容,因此依据HAF 103《核动力厂运行安全规定》中的第6节:安全重要构筑物、系统和部件的维修、试验、监督和检查中相关条款的要求,应对该修改进行论证说明,以保证构筑物、系统和部件的可靠性和有效性与核动力厂整个寿期内的设计要求始终保持一致。

参考美国核管会文件GL 91-04[2],并结合秦山第三核电厂实际,按照与大修周期相关与否的原则,秦山第三核电厂对所有执照申请文件进行了梳理和筛选,确认出以下影响执照文件的内容:

1)秦山第三核电厂使用钴调节棒生产钴-60,大修周期延长后这些钴调节棒的辐照周期将由原来的18个月延长到24个月,需要重新评价;

2)对 《在役检查大纲》中需延长检查间隔期的在役检查项目进行分析论证;

3)需要论证标定类TS监督要求相关的变送器漂移情况处于安全范围内;

4)需要论证非标定类TS监督要求相关设备在大修周期延长后,其可靠性对核安全的影响很小。

2 非标定类TS监督要求的具体论证内容

秦山第三核电厂的非标定类TS监督要求的修改论证,主要参照加拿大CANDU堆核电厂的论证实践,总体上从以下4个方面来进行定量或定性分析论证:执照基准文件的符合性审查、受大修周期优化影响设备运行历史评估、系统不可用度评价和监督试验历史评价[3]。同时参照了NRC文 件 GL9104、RG1.174(2002)和NUREG-0800 SRP 16.1中的相关要求,并具体借鉴了美国核电厂 (Hatch)长燃料循环论证方法中的技术规格书监督要求修改论证的实践。

2.1 非标定类TS监督要求的总体论证

2.1.1 执照基准文件的符合性审查

GL9104中规定:执照持有者应该确认大修周期延长将不会影响电厂执照基准文件的有效性(…licensees should confirm that the performance of surveillance at the bounding surveillance interval limit provided to accommodate a 24-month fuel cycle would not invalidate any assumption in the plant licensing basis…),依据该规定秦山第三核电厂分析核查了以下执照基准文件,并完成了 《加拿大法规和监管文件符合性论证》(对应于论证报告98-96100-ASD-001_ATT 1)。

本项目主要对以下秦山第三核电厂的执照基准文件的符合性进行了审查:

1)C-6符合性论证[4](定性分析):对C-6的符合性论证主要是核查TS中相关监督要求频率的修改是否导致执行RFSAR第15章中相关安全功能的能力降低?是否导致相关事故的发生频率和后果明显增加?是否可能会引入新的设计基准事故?论证核查的结果是监督要求周期延长将不会影响上述3个方面。

2)R-7,R-8和R-9符合性论证[5-7](定量计算):R-7、R-8和R-9中分别规定了安全壳系统、1号/2号停堆系统和ECC 4个系统的可靠性目标。该部分论证主要是通过故障树分析的方法来计算大修周期延长后上述系统的不可用度值是否小于1×10-3的目标值,分析结果是上述4个系统不可用度满足不可用度的目标值,大修周期延长相关的TS修改满足R-7、R-8和R-9的要求。

3)R-10和R-77符合性论证[8-9](定量计算和定性分析):R-10要求对同一个事故需有至少两个有效停堆信号来保证反应堆安全停堆。该部分论证主要通过分析说明大修延长后仪表信号仍满足设计值的要求来确认停堆信号依然有效,从而论证大修延长后仍满足R-10的要求。R77主要是对主热传输回路超压保护的要求,论证主要是从停堆系统能有效停堆的角度定性说明大修延长对该法规的符合性。

2.1.2 受大修周期优化影响设备运行历史评估

GL9104中规定:执照持有者应该对维修历史数据进行分析、以保证相关设备的运行性能是可以支持大修周期延长的 (…Licensees should confirm that historical maintenance and surveillance data do not invalidate this conclusion....),依据该规定秦山第三核电厂如图1所示的流程开展了相关工作。

步骤1和步骤2:上述步骤主要是根据之前确定出的受大修周期优化影响的83项非标定类监督要求,找到这些监督要求对应的监督试验规程,通过这些规程确定试验涉及的相关设备;筛选出最终需要收集数据进行评价的设备清单。

图1 受大修周期优化影响设备的运行历史评价流程Fig.1 Operation records assessment for components affected by outage interval

步骤3和步骤4:每一设备运行历史的评价,是根据秦山第三核电厂的该设备历史运行数据,及OPEX数据库中同类设备的运行历史信息,定性分析判断其对大修周期优化是否有潜在影响,定性分析判断主要方法是根据INPO AP913[10]标准的工业实践方法和IAEA TEC Doc.1503[11](重水堆核电厂电站寿命管理流程的导则和实践)按照以下准则进行定性评价。

(1)安全性

设备的重复失效导致在给定的时间内,安全系统产生缺陷、失去安全功能或安全系统被触发。

(2)可运行性

设备的重复失效导致其无法执行要求的安全功能,并可能对机组的正常生产运行产生影响。

(3)可靠性的判断和描述按如下原则

1)在同一系统中,重复发生;

2)在不同的系统中,相同或不同模式的失效重复发生;

3)在其他CANDU堆电站中,发生相同或不同失效模式的设备失效;

4)在系统可靠性分析中,明显降低系统可用度的设备失效;

5)经济性:设备失效带来较大的维修负担、或者由于设备陈旧无备件采购导致的维修困难等问题。

2.1.3 系统不可用度分析评价

GL9104中明确提出并不需要执照持有者进行定量化的可靠性分析论证 (…the licensees need not quantify the effect of the change in surveillance intervals on the availability of individual systems or components.),但考虑到加拿大CANDU堆电站的论证实践,秦山第三核电厂对7个系统进行了故障树建模,分析评价大修周期延长为24个月后,这些系统的不可用度变化情况,以确认这种变化对系统安全功能的影响是小的、可以接受的。

这7个系统主要包括:4个专设安全系统为安全壳、SDS1、SDS2和ECC(这也是为了支持R-7、R-8和R-9的符合性论证),另外,还选取了对核电厂安全有重要影响的应急水供应系统(EWS)、应急电源系统 (EPS)和三级电源系统,这3个系统虽然加拿大监管文件中没有具体不可用度的要求,但是CE公司从设计角度考虑也给出了不可用度的目标要求,因此对这3个系统也进行了不可用度的量化评价。

2.1.4 监督试验历史评价

GL9104中规定:执照持有者应该对监督试验历史记录进行分析、以保证相关设备的运行性能是可以支持大修周期延长的 (…Licensees should confirm that historical maintenance and surveillance data do not invalidate this conclusion…),依据该规定秦山第三核电厂对核电厂定期试验管理系统中全部83项监督要求对应的定期试验记录进行核查,重点对失败两次以上的试验进行了评估分析,以确定大修周期延长对这些安全功能可用性的影响。

2.2 非标定类监督要求论证总结

上述4个方面的总体论证是针对全部受影响的83项监督要求进行的,并不是针对每个具体的监督要求进行论证说明的,因此在上述总体论证的基础上,借鉴美国相关核电厂 (Hatch)长燃料循环论证方法中的技术规格书监督要求修改论证的实践,及RG1.174(2002)中的3.3 Licensee Submittal Documentation[12]和NUREG-0800 SRP 16.1中的Ⅲ.REVIEW PROCEDURES[13]中的相关要求,针对83项监督要求中的每一个,具体从6个方面 (要素1～要素6)进行论证,以说明大修周期延长对该监督要求的影响是否可以接受的结论,具体如图2所示。

图2 每个非标定类监督要求论证总结说明Fig.2 Summary and description for the justification of each non-calibration surveillance requirement

其中:

要素1:对该监督要求修改的简要描述;

要素2:该监督试验需要验证的试验功能和目的描述,及与之相关的其他短周期、在线试验的功能和目的描述;

要素3:该监督要求修改相关设备的运行历史,该部分内容取自总体评价中的设备运行历史评估中与该监督要求相关的内容;

要素4:该监督要求相关的失败试验历史评价;

要素5:该监督要求相关的纵深防御 (defence-in-depth)和安全裕量的评价影响,该部分内容主要来自总体评价中的执照基准文件符合性审查和系统不可用度分析评价中与该监督要求相关的内容;

要素6:该部分综合上述几个Element的描述,给出该监督要求的周期是否可以延长的结论。

关于要素2(该监督要求的目的和相关的重叠试验)的内容在进行4个方面总体论证时,并没有专门论述和对应的内容,但借鉴美国核电厂的论证实践,并从监督要求 (SR:Surveillance Requirement)的目的和功能看,如果某一大修期间执行的SR相关的设备或部分功能,能被其他周期更短的在线监督试验 (正常运行期间执行的监督试验)所覆盖,那么可以推断该大修期间执行的SR的周期延长,对安全方面的影响应该是小的。

TS中的监督试验是为了验证安全分析中假设的相关安全功能是可用的,并通过这些监督试验发现设备潜在的失效并加以维修,以维持该SR功能的可用性,大修周期延长后,相关监督试验的周期延长,将对某个SR功能的可用度产生影响,具体如图3所示,从该示意图可以看出,大修周期延长后主要对相关设备随机失效中的故障暴露时间 (STI2)有影响,其他试验不可用、维修不可用和人因导致的不可用等基本不受大修周期变化的影响。

图3 监督要求功能不可用度的说明Fig.3 Unavailability of surveillance requirement functions

要素2(重叠试验分析评价),主要就是说明这些日常在线试验可以探测到的大部分失效模式 (λ1),并进行修复处理,并且日常监督试验周期 (STI1)不受大修周期延长的影响,因此大修周期优化对FP1(日常在线试验可以探测到的失效模式导致的不可用度)基本没有影响。受影响设备运行历史评价 (要素3)和监督试验失败历史评价 (要素4)则主要是为了论证导致SR功能失效的失效模式的失效率λ2(只能通过大修期间的试验才能探测到的失效模式对应的失效率)很小,即使大修周期延长导致设备的故障暴露时间STI2增大,但FP2还是很小的。这样就可以总体上定性说明,大修周期延长后,某一SR功能的不可用度相对于大修周期延长之前变化很小,因此对安全的影响很小,是可以接受的。

2.3 论证结果及相关的整改行动

通过上述系统、全面的分析论证后,从设备运行历史评价的角度筛选出以下对大修周期延长有潜在影响的4组设备,并制定出相应的整改行动。

1)稳压器释放阀3332-PV47/PV48,为降低内漏缺陷频度,将该组阀门的解体检修时间调整为8年;

2)应急供水系统向蒸发器供水阀3461-PV107/PV141/PV41/PV7,为保证正常打开,将该组气动阀的气源设定值降低到额定的设定值;

3)凝汽器旁排阀64331-PCV5101～PCV5108,对阀门定位器进行了设计变更,消除了定位器漂移故障;

4)安全壳隔离阀7314-PV62/PV63/PV64/PV65,为便于在出现缺陷时实施在线维修,将其移位到正常运行可接近的区域。

3 结束语

2011年6月1日正式向国家核安全局提交了项目的申请总报告,随后又陆续提交了5份修改申请分报告、4份论证导则和15份论证报告和总结。经过近两年的审评交流沟通,审评专家共提出了5轮总计210多个审评问题,最终于2013年8月27日通过了核安全专家委员会的审查,国家核安全局9月22日正式印发公文 〔2013〕164号 《关于批准秦山第三核电厂大修周期优化项目的通知》,项目圆满完成。

本项目成功实施后,在不影响核电厂安全性的情况下,可为核电厂带来巨大的经济效益。另外本项目考虑到加拿大CANDU堆电站的论证实践,在非标定类监督要求论证时,对7个系统进行了故障树建模,以分析评价大修周期延长为24个月后,这些系统的不可用度变化情况,以确认这种变化对系统安全功能的影响是小的、可以接受的。这种定性和定量相结合的论证方法也是在国内同类项目论证中首次采用,为今后其他类似项目论证提供了很好的思路和借鉴。