秦山三期CANDU_6核电机组技术规格书的修改

FSAR Internal Sheet s ( 6)
Review
Q YAC2022000182L 2002202211 FSAR Chapter 162Techni2 cal Specifications
Q YAC2022000262L
2002203201
FSAR Chapter 162Techni2 cal Specifications(7)
Chapter 16
Review FSAR
Q YAC2012000452L
2001203202
FSAR Review Sheet s ( 2)
Question
Q YAC2012000762L
2001204211
FSAR Internal Review Question Sheets(3)
Q YAC2012000842L 2001204228 FSAR Internal Review (4)
0 引言
在加拿大 CANDU 核电机组的运行实践 中 ,电站业主编写 CANDU 机组的“Operating Policies and Philosophies”(OP &P) 并经加拿大 国家核安全局 ( CNSC) 批准后作为电站最高层 次的技术文件 , 在运行过程中出现 OP &P 未 规定的或与 OP &P 不一致的工况 ,则由业主提 交专题分析报告和要采取的措施 ,由电站经理 审批或者由 CNSC 的现场监督员审查认可 。而 中国国家核安全局对核电站的运行规定了较为 完整的一套运行安全法规和导则 , 其中包括 HAF103《核电厂运行安全规定》; HAD103Π01 《核电厂运行限值和条件》; HAD103Π09《核电厂 安全重要物项的监督》; HAD103Π06《核电厂安 全运行管理》等 ,在这些文件中明确规定 “: 为保 证核电厂运行符合设计要求 ,核电厂营运单位 必须制定包括技术和管理两个方面的运行限值 和条件 ,运行限值和条件必须反映最终设计 ,并
唐炯然
(秦山第三核电有限公司 ,浙江 海盐 314300)
摘要 :描述了制定秦山三期 CANDU26 核电机组技术规格书 ( TS) 的核安全法规依据 ,简要介绍了按照中 国核安全法规的要求 、参照美国 NRC 制定的压水堆核电站成熟的标准技术规格书的格式和应用加拿大 CANDU 机组采用的运行方针和政策所积累的成熟的运行经验 ,对 A ECL 提交的 TS 进行修改的情况以 及对 TS 中一些重要技术问题的修改内容 ,说明了修改后的 TS 基本满足了中国核安全法规的要求 ,可 以在核电站的运行中使用 。 关键词 :秦山三期 ;CANDU 机组 ;技术规格书 ;修改
收稿日期 :2003204207 作者简介 :唐炯然 (1944 —) ,男 ,重庆人 ,研究员级高级工程师 ,1967 年毕业于清华大学反应堆材料专业 ,现任秦山第三核电 有限公司副总工程师 。
242
1 对 A ECL 编写的 TS (2000 版) 进行审查修改的目的
由于 A ECL 编写 CANDU26 核电厂的 TS 还缺乏运行实践检验的经验 ,在 FSAR 审评阶 段 ,A ECL 在 2000 年 11 月 按 照 合 同 规 定 向 TQN PC 提交了 TS(2000 版) ,我们初步审查后 认为存在较多的问题 ,主要在运行模式 、安全限 值 、编写格式 、运行限值及其条件 、措施 、监督要 求及频度等方面存在许多需要进一步研究和修 改的问题 ,因此有必要组织 TQN PC 内部和技 术后援单位上海核工程研究设计院 ( SN ERD I) 的专家进行审查 。我们进行审查的目的是 :
The 5t h Round of FSAR Q YAC2012001402L 2001208231 Internal Review Question
Sheet s
Q YAC2012001872L 2001212204 Operating Modes in FSAR
Q YAC2022000102L
2002201225
第 23 卷 第 3 期 2003 年 9 月
核科学与工程 Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering
文章编号 :0258209182(2003) 0320242206
Vo1. 23 No. 3 Sep . 2003
秦山三期 CANDU26 核电机组技术规格书的修改
表 2 第二阶段 FSAR 审查概况 Table 2 FASR revie w status at the second stage
问题单数量 问题数量 AECL 承诺修改的问题数量
TQN PC 118 118 155
NNSA 54 63 42
243
3 在 TS 的审查中对几个重要问 题的修改
tion , implement time , surveillance requirement 时 ,能对反应堆的状态做出明确规定 (见表 3) 。
模式 1 2 3 4
5
模式名称
功率运行
热态加压低功率 临界或 次临界
升温或冷却 临界或 次临界
冷态卸压非常低功率 临界或 次临界
保证停堆状态 热态加压 冷态卸压 在维修水位
2 TQN PC 审查修改的概况
TQN PC 的审查分为两个阶段 : 第一阶段从 2000212Π2001205 ,我们先后向 A ECL 提出了 4 批 ( 1 、2 、3 、4 批) 评审问题单 (见表 1) ,共计 226 个具体问题 ,要求 A ECL 对 TS 修改的问题有 164 个 ,要求 A ECL 解释的问 题有 62 个 。在 2001202213Π02215 ,我们还专门 邀请 A ECL 专家到现场就 TS 中的运行模式划 分 、安全限值 、编写依据和 TS 文件格式等问题 召开了专题会议 ,通过对话和沟通双方在许多 重要问题上取得了共识 ,通过这一阶段的审查 , 2001 年 5 月 底 A ECL 经 过 修 改 提 出 了 TS (2001 版) ,基本达到了向 NNSA 送审的要求 , 2001 年 6 月 TQN PC 将它随 FSAR 一起提交 NNSA 审查 (见表 1) 。
定 “: 安全限值是指燃料温度 、燃料包壳温度和 冷却剂压力的限值”“; 安全限值的概念是以防 止核电厂发生不可接受的放射性物质释放为依 据的”“; 如果核电厂的运行保持在 ……安全限 值内 ,燃料包壳和压力边界屏障的完整性就能 得到保证 ,从而安全性也得到保证”。
表 3 电厂运行模式 Table 3 Pland operation modes
额定满功率的百分比
k eff
( %)
来自百度文库
≥0. 999
>2
温度Π℃ 260 < t ≤310
≥0. 999
≤2
约 260
< 0. 999
≥0. 999
≤5
NA
< 0. 999
≥0. 999 < 0. 999
< 0. 1
< 100
在核电厂运行开始之前经国家核安全部门评价 和批准 。运行限值和条件必须包括各种运行状 态 (包括停堆在内) 的要求 。”而且在中国的压水 堆核电站的实践中是按照美国以及世界大多数 国家所采取的方法 ,即编写技术规格书 Techni2 cal Specification ( TS) ,以反映最终设计及对设 备和人员要求的运行限值和条件 ,经中国国家 核安全局 ( NNSA) 批准后 ,核电站的运行必须 遵守 NNSA 批准的运行限值和条件 。据此 ,秦 山三期重水堆核电工程合同附录 F 的表 F23 中 明确规定 : A ECL 必须按照美国 NRC 的规范 R G1170 Rev13的框架要求为秦山三期 CAN2 DU26 核电站编写 PSAR 和 FSAR ,包括其中的 第 16 章技术规格书 ( TS) 。在 PSAR 审评阶段 A ECL 承诺在可能的情况下按照美国 NRC 制 定的较成熟的压水堆标准技术规格书 ( STS) 和 现有 CANDU 机组具有实践经验的 OP &P 来 确定运行限值和条件 。在提交的 PSAR 的修改 版中向 TQN PC 提供了 TS(1998 版) 。
表 1 TQNPC 对 TS 内部审查提出审查问题单信函 Table 1 Letters to AECL about TS internal revie w questions provided by TQNPC
信函号
时间
题目
First2 round of Q YAC2002002422L 2000212208 Comments on
第二阶段从 2001206Π2002205 ,鉴于在第一 阶段的内部审查时间太短 ,大多数系统的运行 限值条件 、纠正措施 、执行时间以及监督要求等 未来得及详细审查 ,针对这些问题我们又分三 批向 A ECL 提出了 118 个问题单 ,共计 188 个 问 题 ; 同 期 NNSA 在 FSAR 审 评 期 间 也 对 TQN PC 提交的 TS 进行了审评 ,共计 NNSA 提 出了 54 个问题单 ,63 个问题 。在 FSAR 审评 期间 , TQN PC 与 A ECL 专家召开了 3 次专题 会议 ,对双方信函来往难于解决的问题进行讨 论 。2002 年 6 月初 A ECL 经过第二次修改提 出了 TS (2002 版) , TQN PC 已于 2002 年 6 月 12 日将修改后的 TS ( 2002 年版) 送 NNSA 审 查批准 (见表 2) 。
意见 ,并使之与实际编写的 GOP 规程相一致 , 提出了秦山 CANDU26 机组运行模式的划分 (见表 3) ,将 A ECL 在 TS (2000 版) 中提出的 4 种运行模式改为 5 种 ,增加了 GSS 保证停堆状 态 。而且对于模式 2 、3 、4 根据反应堆是否处于 临界状况分为 aΠb 两个分模式 ,对于模式 5 根 据主热传输系统出口集管的压力和温度状况分 为 aΠbΠc 三个分模式 。针对每种模式还标明了 反应堆的反应性状态 ,这种运行模式划分既基 本按照了美国 STS 的原则要求又考虑了 CAN2 DU 电站的特点 ,而且也更加明确和合理 ,以便 于在 TS 的 16. 3 节中规定 L CO ,condition ,ac2
3. 1 运行模式划分 在 TS 中 ,运行模式划分是一个十分重要
的问题 。按照美国 NRC 的 STS 的要求 ,运行 模式的划分既要连续地覆盖电站运行的全过 程 ,又要体现电站正常运行中各个相对稳定的 运行工况 。但由于 CANDU 堆运行灵活性较大 (如可以进行核加热) ,与压水堆相比变化较多 , 启动和停堆过程可以经过不同的过程 ,因此运 行模式的划分存在一定的难度 ,因而造成各个 CANDU 电站的运行模式划分各不相同 。考虑 到重水堆设计和运行的特点 , TQN PC 组织专 家经过多次讨论 ,征求现场 A ECL 调试专家的
1
约 260
NA
1
< 100
< 0. 1
< 100
压力ΠMPa (g) 9. 89
7 ≤P ≤9. 89
NA
0 to 2
7 ≤P ≤9. 89 0 to 2 0
3. 2 安全限值问题 在原有的 CANDU 核电站的 TS 中都将最
大燃料通道功率 7. 3 MW 和单根燃料棒束最 大功率 935 kW 作为安全限值 ,我们认为安全 限值 的 这 一 规 定 不 符 合 中 国 核 安 全 法 规 HAF103 的规定 (见图 1) ,实际上原有 TS 中规 定的这一数值不是安全限值 ,而是 CANDU 机 组事故分析中燃料通道功率和单根燃料棒束功 率的最大输入值 ,属于正常运行限值的范畴 。 按照中国核安全导则 HAF103 中 3. 2 条的规
(1) 要基本满足中国核安全法规的要求 ; (2) 在内容上要参照加拿大 CANDU26 电 站的“Operating Policies and Philosophies”,充分 反映成熟的 CANDU26 电站的运行实践 ; (3) 在格式上要基本按照国际上已成熟的 压水堆标准技术规格书 ,表格化的表达方式 ,一 目了然 ,以便于操纵员使用 。