对核岛设备技术标准编制的探讨

［ 1］ 日本原子能学会原子能安全专家委员会 ． 福岛 第一核电站事故的教训 ． ［ 2］ 姚伟达，张明，秦承军． 先进轻水堆业主要求文 件（ ALWR － URD ） 中 对 核 电 厂 抗 震 设 计 要 求 ［ J］ ． 核安全， 2004 （ 3 ） ： 26 －31．
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结论
核安 全 的 保 证， 不 是 仅 只 靠 设 计 先 进，
核承压 设 备 是 核 电 厂 极 其 重 要 的 设 备， 除担当特定的功能外， 还承担了安全屏障的 角色。核电厂中关键和重要的核级设备多为 承压设备， 其质量的好坏直接关系到核电厂 的安全和经济。 核岛机械设备的抗震能力的 验证尤为重要。 在新一代电站的设计 中， 标 准 抗 震 SSE 的输入由 0. 2g 提高到 0. 3g， 并同时引入了低 水平地震设计理念。 文献
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段不多。 福岛事故发生后就地震方面的反馈
［1 ］
较薄弱。已经服役了 40 年的福岛核电厂的设 为： 备的一系列的老化迹象也值得注意， 其中包 括反应堆压力容器的中子脆化效应 。 设备的寿命取决于设备材料本身的特性， 随着核电厂的运行， 设备材料的特性将发生 变化。如何有效地监测设备的材料特性， 为 设备设计、 运行、 维修和结构完整性评价提 供相应的信息。 对于材料性能已经发生变化 的设备，如何对其进行鉴定。
［2 ］
表明： URD 中要求标准核电厂应
进行 SSCs 的 SMA。SMA 要求标准核电厂选用 “抗震裕度地震 （ SME ） ” 为 SSE 的 1. 67 倍； 核电厂通过 SMA 能证明在超过设计基准地震 SSE 后，其重要的 SSC 仍具有 “低概率高置
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电厂安全： 反应堆调试和运行 安全标准系列
（ 出版日期： 2011 年 7 月 14 日） 此出版物涉及核电厂的安全调试和运行。它涵盖了从核电厂调试和运行到核燃料的移出，包 括在整个核电厂寿期内的维护和调节。它涵盖了对于调试的准备，但不包括退役过程本身。此出 版物也建立了关于调试的附加要求。正常运行和预计运行偶然事件及事故工况也被考虑在内。
分标准处于编制或审批的过程中， 如何根据 福岛事件的经验反馈， IAEA 发布的新规定以 及中国政府的新要求， 结合我国国情， 制定 出满足最新安全标准的核安全机械设备的行 业技术标准，值得大家关注。
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福岛事件的经验反馈
2011 年 3 月 11 日，日本北部发生 9. 0 级
强烈地震。 福岛核电厂发生了全厂断电的超 设计基准事故， 放射性物质外逸。 地震发生 后福岛核电厂的运行机组都自动停堆， 并自 动启动应急柴油机； 但地震引发的海啸， 导 致柴油机厂房被淹没， 应急柴油机仅工作 1 个小时即 停 止 工 作； 全 厂 的 冷 却 系 统 失 灵， 1 、2 、3 号机组的厂房相继发生爆炸， 导致放 射性物质逸出。 单从事故发生的自身原因来看， 最终热 井的丧失是导致事故的直接原因， 余热不能 从反应堆中排出， 致使发生了部分熔堆的现 象。设计上的主要缺陷在于系统上的冗余不 够，超出设计基准事故后形成孤岛的应急手 · 13·
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个方面入手，进一步研究到底还有哪些标准、 规范需要梳理， 以及配套的技术附录以及基 础数据需要增补， 使得制定出的技术标准体 系更加周全、 更科学、 更符合实际， 以保证 核电站安全可靠。 2. 2 偶发事件纳入安全考虑后， 设备设计及 其鉴定标准的适应性 目前的核安全法规中对地震的预防都有 明确的安排，每一台核电机组都有抗震设计， 但是没有 海 啸 预 防 指 标。 福 岛 事 故 发 生 后， 是否将海啸与地震、 台风等灾害一样， 列为 核电站建设中必须考虑的因素。 在 EPR 的一些设备完整性分析中， 还考 虑了大飞机撞击引起的载荷。 设计输入中的设计瞬态及最大的运行条 件的选取应进行必要的论证， 尤其关注事故 情况下，可以短时间承受的极限工况。 2. 3 2. 3. 1 设备抗震 核承压设备 信度和低概率失效 ” 的抗震能力， 要求达到 小于 5% 失效概率与大于 95% 置信度。 SMA 内容主要包括抗震脆弱性分析和电厂故障树 分析 2 大部分。 抗震脆弱性分析是应用概率 论统计方法来评估关键构筑物、 管道和部件 对于抗震的脆弱程度的分析、 试验或经验借 鉴，获得抗震脆弱性曲线。 通过电厂始发事 件建立 一 个 事 件 树 并 进 行 故 障 树 序 列 分 析， 以描述地震引起触发事件是否会丧失其功能 。 由于 SSE 的提高和 SMA 的引入， 需要对 比分析 HAF 102 及其导则的要求， 梳理以前 的抗震设计标准的合理性、 可适用性。 同时 参照国外 经 验， 补 充 相 关 设 计 或 评 价 导 则， 指导国内 SAM 工作的有效开展。 2. 3. 2 能动机械设备 能动机械设备 （ 包括泵、 阀门、 阻尼件 等） 在核电厂中承担着至关重要的安全和工 艺功能。鉴于能动机械设备容易出故障且出 现故障对核电厂的安全影响较大， 这类设备 即使在前期已按照合适的标准进行了设计和 建造， 仍需要用鉴定试验 （ 或等效 的 办 法 ） 证实设备能够胜任其功能。 能动机械设备和电气设备的鉴定标准应 充分考虑与 HAF 102 及其导则的符合性。 规 定的鉴定方法、 步骤、 合格判据等内容应能 反映我国工业成果和新安全标准的要求， 更 有效的指导工业实践。 2. 4 材料 材料 （ 包括焊接材料 ） 标准主要为碳钢 和低 合 金 钢、 合 金 钢、 不 锈 钢、 特 殊 合 金、 其他材料和球墨铸铁等金属结构材料， 以及 焊接材料。目前核岛主设备的母材 （ 大锻件 ） 基本 实 现 了 国 产 化， 技 术 标 准 基 本 采 用 了 · 15·
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对我国正在开展的核岛设备技术标
准的建议
2. 1 标准技术体系的完整性 福岛事件对核安全的最大警示之一， 如 何解决核电技术标准完整性的缺失问题， 完 整的核电标准体系是核电工业一切工作的基 础和保障。 从 RCC－M 和 ASME 来看，核岛机械设备 设计建造标准应包括设备设计、 材料、 检验、 焊接、制造和技术性附录及部分。 目前核岛 机械设备设计建造标准基本形成了系列体系， 但在标准的编制过程中暴露出标准技术研究 与验证基础薄弱， 尤其支撑技术性附录的基 础数据缺 失， 对 工 程 经 验 在 标 准 中 的 体 现， 未形成规范化的反馈机制。如： 引用的 ASME 中材料疲劳 S －N 曲线， 虽已使用了大半个世 纪，但该曲线并未考虑材料长期老化的影响， 而目前大批在役核设备的延寿问题以及新建 的三代核设备的设计都需要考虑高温高压强 辐照下的材料老化影响。 LBB 应用技术中的 材料特殊性能， 均需考虑环境条件下长周期 热老化的影响。 应从设 计、 建 造、 运 行、 老 化 管 理 等 各
（ 1 ） 应对地震的传统策略通常情况下都是有 效的。为了检验 2006 年修改的抗震指南， 日 本考察了基准地震动 Ss，并进行了抗震加固， 本次地震的规模估计在基准地震动 Ss 的范围 之内。机械设计有足够的裕度， 冷却系统在 地震之后、 海啸之前的 1 小时内是继续工作 的。S 级设备据估计都是完整的。但福岛第二 核电站 1 号机组在地震之后压力容器内可以 观测到压力上升等一系列现象， 今后有必要 进行详细的抗震评估。 C 级设备及其管线受 到了部分损坏， 今后应对其影响及其带来的 后续影响进行详细评价。 （ 2 ） 外部电源系统 的抗震等级安全性不够， 未能防止事故的进 一步扩大。 地 震 使 得 外 部 电 源 的 线 路 摇 晃、 支撑的铁塔受到损坏， 从而导致外部电源丧 失。并提出： （ 1 ） 对于女川核电站和东海第 二核电站， 遭遇的地震超过了设计基准地震 动 Ss， 地 震 的 影 响 有 必 要 进 行 定 量 的 评 估。 在机组今 后 重 启 时， 有 必 要 强 化 其 安 全 性。 （ 2 ） 福岛第一核电站及第二核电站对于本次 地震的抗震评价结果有助于改善今后的抗震 设计规范。 （ 3 ） 根据本次地震的机理， 日本 国内的其他核电站如有必要也应按照当地基 准地震动水平进行检验。 （ 4 ） 对于外部电源 的抗震性设计考虑方法，应再次进行检验。 同时，福岛核电站设备自身的老化问题 引起业界的关注。 福岛 1 号核电站已投运 40 年，按原计划将延寿至 2031 年， 设备的可靠 性成为质疑重点。 日本东芝公司某设计师称， 机组的老化及后期寿命管理等综合管理的系 统性不够， 使福岛核电站的工程安全屏障比 · 14·
研究与探讨·2011 年·第 4 期
对核岛设备技术标准编制的探讨
段远刚，杨春乐，刘 勇
（ 中广核工程有限公司，广东 518031 ）
福岛核电事故暴露了目前核电技术的缺陷，采用新的、安全标准更高的核电技术标准已成必 然趋势。文章介绍了福岛事件的经验反馈，从标准技术体系的完整性 、设备设计及其鉴定标准的 适应性、设备抗震和材料 4 个方面，对我国正在开展的核岛设备技术标准提出了建议 。 关键词 核岛设备 标准 经验反馈
RCC －M + 特殊要求的形式， 特殊要求的内容 主要体现在国产化工艺路线下的晶粒度， 非 金属夹杂的检测以及取样位置的选取等。 而 配套焊接材料的国产化缺处于空白状态， 技 术标准基本采用了 RCC －M 或 ASME 及其配套 标准，核岛主设备的焊接材料的国 产化研制 已经开始，相关标准的制定能否与焊材的研制 过程有机结合，指导或促进焊材的国产化。 RPV 和 SG 的 锻 件 主 要 集 中 在 一 重、 二 重、上重等企业生产。 四川三洲川化机、 烟 台玛努尔、 江苏久保田、 一 重、 二 重、 船 舶 重工、吉林中意等单位均开展过主管道特殊 力学性能试验。江苏宝银具备了 SG 的换热管 材的国产化能力。 应对国内工业成果进行统 计，完善支撑标准的数据统计研究。 核岛主设备材料国产化实践中， 暴露出 一些标准的内容含糊， 标准释义和案例的缺 乏，如 SG 换热管材的硬度试验， CT 试样的 开侧槽 / 不开侧槽等。 需建立一种机制， 将工 程中实际遇到的技术问题反馈到标委会， 对 相关问题进行研究； 组织专家， 对标准进行 解释或答疑。 参考文献