论文核电厂延寿审查对象范围是关于核电厂方面的论文题目、论文提纲、核电厂为什么都在海边论文开题报告、文献综述、参考文献的相关大学硕士和本科毕业论文。
摘 要 《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策（试行）》规定了界定延寿审查范围的基本原则,电厂需依据该原则的要求,结合电厂的实际情况,制定具体的审查范围界定方法.本文通过对技术政策的消化理解,结合国际核电厂许可证延续的实践经验,提出了通用的核电厂延寿审查范围界定方法,可供国内核电厂延寿审查参考.
关键词 核电厂延寿审查范围
核电厂延寿在国际上已有很多成功实施的经验,且已经建立了较为完善的技术支撑体系以及和之相适应的法规标准体系.截至2016年底,美国核管会已批准了82座核电机组的延寿申请,正在审查18座机组的延寿申请,预计未来还会有8座核电机组提出延寿申请；其它核电发达国家,如西班牙、韩国、日本和匈牙利等国已批准了若干核电机组的延寿申请.我国的秦山核电一期和大亚湾核电机组即将正面临延寿问题.
一、技术政策的要求
2015年底国家核安全局颁布了《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策（试行）》,用以指导国内核电厂的延寿工作.根据《技术政策》的规定,界定延寿审查的构筑物、系统和部件范围的原则如下：
原則1：《核电厂最终安全分析报告》中所描述的执行控制反应性、排出堆芯热量,以及包容放射性物质和控制运行排放,限制事故释放几项基本安全功能的构筑物、系统和部件；
原则2：其故障可能影响上述构筑物、系统和部件执行功能的核电厂其他构筑物、系统和部件；
原则3：《核电厂最终安全分析报告》中所描述的防火设计、火灾探测和灭火系统；
原则4：《核电厂最终安全分析报告》中所描述的超设计基准事故的预防或缓解设施；
原则5：未纳入《核电厂最终安全分析报告》,但经国家核安全局批准或国家核安全局所要求的改进项中涉及上述范围的构筑物、系统和部件.
二、延寿审查范围界定方法
根据《技术政策》提供的原则,结合国际核电厂的实践经验,延寿审查的范围界定解读如下：
(一)原则1
原则1中的几项基本安全功能和HAFl02规定的核电厂设计中总的安全要求是一致的.按照HADl02/03的规定,具有上述基本安全功能的设备为核安全级设备.电厂已按照HADl02/03的规定,对所有设备按其对安全的重要程度进行了分级.其中,机械设备分为核安全 、核安全2级、核安全3级和非核安全级,电仪设备分为1E级和非1E级,构筑物分为核安全级和非核安全级.其中核安全级的设备和构筑物属于延寿审查的范围.
(二)原则2
原则2包含的设备为支持核安全级设备执行其预期功能或其失效会影响安全级设备执行其预期功能的非核安全级设备,NEl95-10附录F给出了开展此项原则范围筛选的指导方法,满足原则2要求的非核安全级设备可采用3种筛选方法：
核电厂最终安全分析报告分析的事件中涉及非核安全级的设备；
直接连接到核安全级设备的非核安全级设备；
未直接连接到核安全级设备的非核安全级设备.
1.核电厂最终安全分析报告分析的事件中涉及非核安全级的设备.各核电厂最终安全分析报告中包含的事件类别有所不同,但是通常包含以下类别：
（1）飞射物撞击.尽管电厂的设计中通常采用了很多措施来防止飞射物的产生,但出于保守考虑,还是会假设了若干飞射物进行分析.典型的假想的飞射物源包括：内部飞射物（安全壳内和安全壳外）、汽轮机飞射物等.典型的飞射物防护措施有隔室设计、屏障设计、空间隔离设计等,相应的防飞射物屏障有屋顶、钢平台、盖板、混凝土隔墙等,这些防护措施属于延寿审查的范围.
（2）重物坠落.核电厂利用吊车来支持运行和维修,当搬运重物从核安全级设备上方通过、搬运乏燃料或堆芯燃料时,如果吊车或负载坠落,引起乏燃料损坏释放出的放射性物质可能导致厂外剂量超过法规限制,或重物坠落可能损坏和安全停堆相关的设备,因此这些吊车应纳入审查范围.
（3）防水淹.电厂防水淹包括防外部水淹和防内部水淹.外部水淹主要指的是海潮、降雨等外部因素引起的水淹事件,内部水淹指的是假想的管道破裂、容器或部件损坏、安全壳喷淋、消防系统喷洒、操作错误或系统误导动作等内部因素造成流体异常流入厂房和积聚而引起的水淹事件.
（4）高能管道破裂（HELB）.高能管线破裂屏障指的是保护核安全级设备免受HELB影响的物理屏障,识别HELB屏障的关键在于明确高能管线的清单和分布及其防护措施.HELB防护措施有三类：采用足够的距离隔离或用构筑物隔离,口采用房间/隔室进行包容,口以及在前两种防护措施无法实施的情况下安装管道防甩击装置.相应的典型HELB屏障有隔墙、地板、管道防甩器等.
2.直接连接到核安全级设备的非核安全级设备.对于和核安全级设备直接相连的非核安全级设备（通常是管道系统）,从核安全级SSC开始,经过安全,非安全交界面直到第一道抗震或等效锚固件的非核安全管道系统及其支撑,应纳入审查范围.
抗震锚固件是指确保将力和力矩限制在三个正交方向的装置或构筑物.等效锚固可能是大型设备（例如,热交换器）或一系列的支撑,这些支撑作为电厂管道系统设计分析的一部分,以确保将力和力矩限制在三个正交方向.
未直接连接到核安全级设备的非核安全级设备.对于和核安全级设备不直接相连或第一道等效锚固点之外的非核安全级设备,如果其故障会阻碍核安全级设备实现预期功能,则属于审查范围.
这种情况下,设备之间构成威胁的形式主要有：管道甩击、破口射流、喷淋、抗震失效、水淹、飞射物、重物坠落等.对于这些设备,按照最终安全分析报告的典型事件分析原则已识别出了部分设备,为保证将所有的非核安全级但失效会影响安全功能的设备都纳入审查范围,本部分通过现场踏勘的方式对筛选结果进行补充.通过现场踏勘确定的空间位置关系,分析潜在的危害类别,将防护措施或危害物来源纳入延寿审查范围.
(三)原则3
防火设计、火灾探测和灭火系统中需纳入范围筛选结果的设备包括以下3类：防火屏障（防火墙、天花板、地板）、防火门、防火封堵和消防水池等；安全重要设备所在区域的火灾探测系统；消防供水管线及安全重要设备所在区域的灭火系统.
如果上述这些设备失效不影响安全重要设备实现预期功能,且不会造成放射性物质外泄,那么这些设备不属于审查范围.
(四)原则4
最终安全分析报告中包含的超设计基准事故各电厂有所不同,但通常包含未能紧急停堆的预期瞬态和全厂断电.
未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）是一种假想的低概率运行瞬态.在发生预计瞬态过程中需要反应堆紧急停堆时而不能实现反应堆紧急停堆.根据预期功能分析,用于降低ATWS发生概率和限制ATWS事故后果的设备应纳入审查范围.
全厂断电意味着核电站失去所有厂内和厂外交流电源,即失去全部厂外电源同时发生汽机脱扣和厂内应急电力系统（指应急柴油发电机全部失效）不可用.NUREG-1800要求在全厂断电事件中,“应对”和“恢复”阶段需执行预期功能的设备,以及将电厂和厂外电源连接的电力系统都属于审查范围.
(五)原则5
国家核安全局批准或要求的改进项主要为核安全的改进项,在当前的最终安全分析报告通常已将核安全局要求的改进项纳入其中,只有电厂正在实施且还未完成的改进项尚未纳入最终安全分析报告,在延寿审查时,需要将这些改进项纳入审查范围.
三、结语
本文基于《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策》的原则要求,消化吸收国外核电厂延寿审查范围界定的实践经验,制定了依据《技术政策》实施延寿审查范围界定的方法,对国内核电厂界定延寿审查范围具有借鉴意义.
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参考文献：
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