台山EPR核电厂设备鉴定概述

殷 勇，王 超，朱 贺

（中广核研究院有限公司，广东深圳 518124）

台山EPR核电厂设备鉴定概述

殷 勇，王 超，朱 贺

（中广核研究院有限公司，广东深圳 518124）

台山EPR核电厂作为三代先进核电机组建立了完善的设备鉴定体系，制定了适合的鉴定策略，大大缩减了不必要的鉴定工作；建立了完整的鉴定文件体系，并引入了鉴定维持的概念，通过鉴定维持单的形式来保障设备在运行阶段的鉴定合格状态；合理确定鉴定工况条件种类及数量，保障了鉴定执行的可行性；首次将设备鉴定运用到严重事故阶段，实现了对严重事故下设备可用性的可靠保障。

台山核电厂；设备鉴定；EPR机组

台山核电厂一期工程引进欧洲先进压水堆（European Pressurized Reactor，简称EPR）机组，该机组是能够满足新安全法规要求和更高经济性要求的新一代改进型压水堆，属于第三代压水堆技术，其充分吸收了法国和德国核电厂的设计、建造和运行经验［1］，传承了压水堆的关键技术，并采用高可靠性的专用安全设施，最大限度地降低了风险，尽可能将其对环境的放射性影响降至最低［2］。欧洲先进压水堆机组增加了安全系统的冗余设置［3］，并采用了隔离准则和多样性原理来确保核电厂 “单一事故准则”这一重要安全基石［4］。而设备鉴定是按照冗余性和多样性设计的核安全重要设备不发生共模故障失效的有力保障［5］。本文通过设备鉴定范围［6］、基本鉴定策略、鉴定要求的确定［7］、鉴定的执行程序以及台山核电厂设备鉴定的特点等几个方面，阐述了台山EPR核电厂设备鉴定的基本概况［8］。

1　设备鉴定范围

设备鉴定的目的是为了验证核安全相关设备在其设计寿期内，在正常工况及事故工况产生的环境条件下，能够执行其安全功能［9］。而这种验证是通过对有限数量的工况验证来完成的，对于台山EPR核电厂，设备鉴定需要验证的工况条件有以下几个［10］：

（1）设计基准工况：DBC 1-4；

（2）复杂事故序列：DEC-A；

（3）严重事故：DEC-B；

（4）反应堆主冷却剂管道双端剪切断裂（2A-LOCA）；

（5）安全壳内主蒸汽管道双端剪切断裂（2A-MSLB）。

虽然2A-LOCA、2A-MSLB已不再作为台山EPR核电厂的设计基准事故进行考虑，但在设备鉴定中通常还将其作为主要的工况条件进行考虑。在上述各工况中，执行安全功能的系统在运行时所需设备都需要进行设备鉴定。为了便于识别需要进行鉴定的设备，可以通过以下条件进行判断。当同时满足三个条件时，则该设备需要进行设备鉴定。

条件一：核安全相关设备 （F1、F2级）；

条件二：能动设备 （包括能动机械、电气及仪控设备）；

条件三：需要在地震工况或事故环境条件下执行功能的设备。

2　设备鉴定策略

在台山EPR核电厂建造开始之前，欧洲已有在建的EPR核电机组，如芬兰奥尔基洛托3号核电站 （OL3），法国的弗拉蒙威尔3号核电站（FA3）。为了充分利用已有设备鉴定结果，避免重复鉴定，针对台山EPR核电厂制定了新的鉴定策略。在台山EPR核电厂的设备鉴定中，将需要鉴定的设备划分为一致、扩展和全新三个类别，针对不同类别的设备采用不同的鉴定策略。

（1）“一致”类设备：这类设备的鉴定已适用，因此该类设备会直接引用参考核电厂的鉴定结论；

（2）“扩展”类设备：这类设备由于鉴定条件的不完全一致、设备设计进行了部分变更等原因，导致其在参考核电厂的鉴定结果只有部分可以应用于台山EPR核电厂，因此这类设备在引用参考核电厂鉴定结果的同时，还需要进行额外的分析论证；

（3）“全新”类设备：这类设备由于进行了重大设计变更或参考核电厂没有进行过鉴定或参考核电厂的鉴定不能包络台山EPR核电厂要求，因此这类设备需要进行部分或全部的鉴定。

3　鉴定文件体系

台山EPR核电厂的鉴定策略将设备分成了一致类、扩展类和全新类三种，针对不同类别的设备需要编制的文件也存在一定差别，对于一致类、扩展类设备会引用参考核电厂的鉴定结论，需要制定鉴定大纲、鉴定评估报告和鉴定维持单三种文件；对于全新类设备则需按照RCC-E［11］标准的要求，提供完整的鉴定文件，包括标识文件、鉴定大纲、参考文件、试验规格书 （若有）、试验报告 （若有）、鉴定总结报告以及鉴定维持单。

（1）鉴定大纲 （Qualification Method Note）：该文件给出设备鉴定的基本要求，并阐述将采用何种鉴定方法进行设备鉴定；

（2）鉴定评估报告 （Qualification Evaluation Report）：该文件会将分析或试验结果与设备鉴定要求进行对比分析，并确定该设备的鉴定是否合格；

（3）鉴定维持单 （Preservation Sheet）：该文件汇集了在设备鉴定过程中的推荐实践，以便在核电厂运行阶段的设备鉴定状态能够得以维持。

除以上针对设备的鉴定文件，台山EPR核电厂鉴定文件体系还包含两份总体性文件，即设备分级清单和需鉴定设备清单。值得注意的是，需鉴定设备清单不仅明确了设备鉴定的范围，还给出了设备应满足的鉴定要求，本文第5节对此进行了详细的介绍。

4　设备鉴定执行标准

台山EPR核电厂的设备鉴定主要参照国际标准IEC 60780［12］执行，由于下列三个设备鉴定实践与此标准一致［13］，也在实际工作中参照执行：

（1）基于NF准则和RCC规范的法国实践；

（2）基于KTA准则的德国实践；

（3）基于IEEE准则的美国实践。

对于特定设备，其鉴定程序只能是以上实践中的某一个，并且应完成该实践所规定的所有步骤。换言之，不同鉴定实践中的鉴定程序不建议混合使用，除非鉴定实践参照的具体标准参数更为严格。

5　设备鉴定要求

台山EPR核电厂设备鉴定要求包含两部分内容，一是设备鉴定工况条件，二是设备在此类事故工况条件下需要执行的功能。

5.1鉴定工况条件的确定

明确设备鉴定要求，首先需确定设备执行功能的环境条件及载荷条件，即确定设备鉴定的工况条件。在前文已经提到，台山EPR核电厂进行设备鉴定时需要考虑DBC、DEC-A、DEC-B以及2A-LOCA、2A-MSLB等工况，但这并不意味着所有设备都要对上述工况进行鉴定，因此需要针对特定设备确定其鉴定的工况条件。但由于设备执行功能时间不同、安装区域不同等因素，会造成各种设备承受的环境条件以及载荷都不尽相同，由此导致设备鉴定工况条件的种类和数量十分繁多，不利于设备鉴定的具体执行。因此，减少设备鉴定工况条件的数量、确定具有一定包络性的设备鉴定工况条件是十分必要的。为此，台山EPR核电厂针对不同厂房制定了鉴定环境类别，将繁多的设备鉴定工况条件划分为几个不同的等级，并确定不同等级的包络性环境条件，从而大大减少了环境条件的数量，使设备鉴定更具有可执行性。

5.1.1 鉴定环境类别

鉴定环境类别是根据设备执行功能的时间以及环境恶化程度确定的，可直接用于设备环境鉴定的环境条件。台山EPR核电厂鉴定环境类别的确定，是从功能时间和环境恶化程度两个维度进行的。下文以反应堆厂房和安全厂房为例，说明安全壳内外厂房环境类别确定的基本情况。

（1）反应堆厂房的鉴定环境类别

按照执行安全功能的时限，反应堆厂房内设备的功能时间划分为三个等级，即短期、中期和长期。其中，短期和中期界限确定为12小时，中期与长期的界限确定为24小时。

根据反应堆厂房内环境条件恶化程度的不同，将其分为三类，①不经历恶化的压力、温度、湿度环境条件，仅考虑正常工况下辐照要求的工况。②经历恶化的压力、温度、湿度环境条件，但辐照水平没有明显变化的工况。③ 经历恶化的压力、温度、湿度环境条件以及辐照水平有明显变化的工况。

综上，根据设备执行功能的时限，短期、中期和长期以及环境条件恶化程度①、②、③类，反应堆厂房的鉴定环境条件可以分为6个类别，详见表1。

（2）安全壳外厂房的鉴定环境类别

需要进行鉴定环境类别的确定的安全壳外厂房有安全厂房、燃料厂房、主蒸汽和给水阀间等，其鉴定环境类别的确定方法与反应堆厂房的方法是一致的，但由于不同厂房所考虑的事故工况不同，其设备功能时间的划分、环境条件恶化程度也有所不同，因此安全壳外不同厂房的鉴定环境类别会有一定差别。表2给出了安全厂房的鉴定环境类别。

表1　安全壳内鉴定环境类别Table 1 Qualification environment category in the containment

表2　安全厂房的鉴定环境类别Table 2 Qualification environment category in the safety buildings

5.1.2.地震载荷

台山EPR核电厂的设计基准地震 （Design Basis Earthquake，简称DBE）对应的最大地面加速度值为0.25 g，检查地震 （Inspection Earthquake，简称IE）为0.05 g。所谓检查地震，即低于该地震的等级的地震发生后，不要求对安全重要设备在连续正常运行或返修前做特别的确认或检查。在设备的抗震鉴定中，常用的地震输入主要有要求的响应谱 （Required Response Spectrum，简称 RRS）；［14］和要求的输入运动；［15］（Required Input Motion，简称RIM）。

设备鉴定所用的反应谱也可分为两种，一种是楼层反应谱，适用于直接安装在土建结构上的设备；另一种是包络反应谱，多用于不与土建结构直接相连的传感器、阀门、设备部件等设备的鉴定，包络谱具有裕度大、适用性强的特点，图1为台山核电厂使用的典型的包络谱线。其中，S1代表运行基准地震，S2代表安全停堆地震。

要求的输入运动作为设备鉴定的输入主要出现在阀门和驱动机构的抗震鉴定中，台山EPR核电厂阀门的抗震鉴定采用的加速度值为4g，RIM输入曲线如图2所示。

图1　部件抗震反应谱Fig.1 Seismic spectrum of the component

图2　抗震鉴定要求的输入运动Fig.2 RIM for seismic qualification

5.2设备功能的确定

设备鉴定要求不仅需要确定鉴定的环境条件、功能时间，还需要确定设备的具体安全功能。这些功能是设备所在系统在应对事件而需要执行的安全功能的要求。典型的设备功能要求有保持压力边界完整性、打开、关闭、提供信号及指示、提供过滤、提供冷却等。

对同一设备，根据它应保证系统的实际安全功能，可能存在多种功能要求。例如：对电动或气动隔离阀，安全功能要求有：

要求一：操作功能，即关闭或开启；

要求二：密封功能，即保持关闭；

要求三：信号功能，即保证限位开关功能正常。

另外，设备功能还应明确设备在地震工况期间或之后所具备的能力。在台山EPR核电厂，地震工况下设备具备的功能主要有以下四种：

（1）稳定性 （S）：指设备不应产生不可接受的倾斜、下沉、滑移或可能导致一些部件的损坏。设备的稳定性依赖于其支撑的稳定性和承载力；

（2）完整性 （I）：指设备的承压部件抵御设计荷载的能力；

（3）功能性 （F）：指设备的承压部件在经受设计荷载时，可保持在限定的变形内，其功能不因流量减小而受到削弱；

（4）可运行性 （O）：指设备及其配件 （包括支撑、电源）执行功能和满足安全目标的能力。

以上四种功能中，可运行性对设备的要求最高，如果设备有在地震工况下有可运行性的要求，就意味着稳定性、完整性、功能性也必须要满足。

在台山EPR核电厂，完整的设备鉴定要求已在设备鉴定清单中给出，其具体内容见表3。

6　设备鉴定的实施

（1）设备鉴定程序

在台山EPR核电厂，设备鉴定按照IEC60780执行，在实际工作中可以遵循法国实践、德国实践或美国实践中的任意一种执行，但现有的鉴定多为按照NF、RCC标准规范鉴定的法国实践进行，电仪设备也多为按照RCC-E鉴定程序进行的。鉴定程序的具体内容见表4。

（2）泵阀鉴定程序

台山EPR核电厂泵、阀的鉴定也沿用了法国鉴定实践的基本要求，基本鉴定内容见表5。值得注意的是泵、阀所采用的鉴定方法，在台山EPR核厂电中，一部分泵、阀采用了类比法鉴定，而这一方法在国内泵、阀的鉴定中比较少用，其主要原因在于国内大量的泵、阀还处于首次研发的阶段，并没有可以类比的参考设备。在法国，泵、阀的类比法鉴定应用已久，并且有一套成熟的类比鉴定规则可供执行。台山EPR核电厂泵、阀的类比鉴定，是基于法国类比鉴定规则和国外参考设备试验结果完成的，符合法国实践的要求，具有较高的可信度。

表3　设备鉴定内容清单Table 3 The qualification list of equipments

表4　设备鉴定程序Table 4 The qualification procedure of the equipment

（3）严重事故鉴定程序

严重事故下设备鉴定程序一般包括三个阶段，即标准鉴定、设计基准事故鉴定和严重事故鉴定。其中标准鉴定、设计基准事故鉴定是常规设备鉴定内容，第三阶段为严重事故鉴定程序所特有。需进行严重事故鉴定的设备有两类，一类是已通过设计基准事故鉴定的设备，另一类是全新的需要进行严重事故鉴定的设备。对已通过设计基准事故鉴定的设备，需要进行严重事故条件下的补充鉴定。在这种情况下，可以通过一定的分析，简化鉴定的过程。例如，当根据设计基准事故鉴定的结果分析，设备的老化对地震性能没有直接相关性时，就可以省去在严重事故鉴定程序中的抗震鉴定。另外，可以分析设计基准事故鉴定时辐照剂量和温度-压力曲线是否包络严重事故的鉴定要求，如果包络，则认为满足严重事故鉴定要求，如果部分条件满足要求，可以进行补充试验和分析计算论证。对新研发的设备，则需要严格按照严重事故鉴定的三个阶段进行。

7　设备鉴定的维持

设备鉴定实施后，设备建立了初始的合格状态，但这不是设备鉴定的结束，还需维持设备鉴定合格状态直至其退役，这一阶段称之为设备鉴定的维持。

与一般性的设备失效表现不同，在正常运行工况下，设备鉴定合格状态即使遭到破坏，一般不会对其运行产生影响；设备在鉴定方面的缺陷，一般也不能通过再鉴定试验予以发现。只有在事故工况下，设备鉴定方面的缺陷才会得以表现。因此，为了保证设备鉴定合格状态的维持，台山EPR核电厂针对需要鉴定的设备建立了鉴定维持单。鉴定维持单规定了源于设备在鉴定实施中所产生的特殊要求和建议，通过对这些要求和建议的执行，来维持设备在安装、运行阶段的鉴定合格状态，避免其受到维修、零部件更换、改造等因素的影响。

8　总结

台山EPR核电厂的设备鉴定以法国鉴定体系为主，考虑了第三代核电要求的设备鉴定，是符合我国法规要求的。其主要有以下几个特点：

（1）考虑严重事故下的设备鉴定

台山EPR核电厂作为三代核电技术，在设计阶段就对严重事故预防和缓解进行了考虑。对于在严重事故下需要执行缓解功能的设备，其功能的验证采用了设备鉴定的方式，可以有效地保障设备在严重事故条件下的功能。EPR机组也是首个将设备鉴定应用到严重事故阶段的堆型。

（2）鉴定文件体系完整

台山EPR核电厂建立了完整的鉴定文件体系，对于一致类、扩展类设备制定了鉴定大纲、鉴定评估报告和鉴定维持单三种文件，对于全新类设备则按照RCC-E标准的要求，提供完整的鉴定文件，包括标识文件、鉴定大纲、参考文件、试验规格书 （若有）、试验报告 （若有）、鉴定总结报告。

（3）提出设备鉴定维持阶段的要求

为了保证设备鉴定合格状态的维持，台山EPR核电厂明确了设备在安装、运行阶段对设备鉴定维持的要求，并以鉴定维持单的形式固化。

（4）类比鉴定的使用

在泵、阀鉴定中使用了类比的鉴定方法，基于成熟的法国鉴定实践和试验结果，具有较高可信度。该方法的应用可以缩短鉴定周期，减少不必要的试验费用、降低设备成本。

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The Overview of Equipment Qualification in TaiShan EPR Plant

YIN Yong，WANG Chao，ZHU He
（China Nuclear Power Technology Research Institute，Shenzhen 518124，China）

As generation III of nuclear power unit，Tai Shan EPR nuclear power plant has a good qualification practice and established a suitable qualification strategy to reduce some unnecessary qualification activity.The plant has alsoestablished complete qualification documentation.The concept of qualification preservation and qualification preservation sheet have been induced to keep the qualification statues ongoing.The rational quantity and category of qualification condition have been determined to guarantee the feasibility of equipment qualification.Equipment qualification under severe accident has been implemented for the first time，it will guarantee the available of equipment under severe accident condition.

TaiShan nuclear power plant；equipment qualification；EPR unit

TL48

A

1672-5360（2016）03-0014-07

2016-07-12

2016-08-22

国家能源应用技术研究及工程示范项目，项目编号 NY20140203

殷勇 （1970—），男，汉族，四川，高级工程师，现主要从事核电厂设备研发与设备鉴定工作