针对AP1000审评的技术见解-汇总

国家核安全局针对AP1000自主化依托项目

安全审评的技术见解

一、背景

1. AP1000的设计特点

与以往传统的压水堆设计相比，AP1000的主要特点在于采用了非能动的安全理念，包括非能动的余热排出系统、非能动的应急堆芯冷却系统（包括堆芯补水箱、安注箱和内置换料水箱）、自动降压系统、非能动的安全壳冷却系统和非能动的主控室可居留性系统。这些非能动安全系统仅依靠重力、自然循环和蓄压工作，非能动安全系统投运时只要相关阀门的一次性切换，不需要机械设备的连续运转，不需要外部动力供应，也不需要支持系统。期望通过这些非能动系统设计的使用，提高安全系统的可靠性水平。同时，AP1000的主泵采用屏蔽泵，没有反应堆冷却剂泵轴封系统，消除了全厂断电状态下主泵轴封破口的风险；屏蔽泵与蒸汽发生器直接连接，没有蒸汽发生器与主泵之间的中间管段。此外，AP1000采取了多项严重事故缓解措施，包括：非能动的氢气复合器系统和堆芯熔融物在压力容器内的保持能力（IVR）。

2. 美国核管会有关AP1000的审评情况

美国西屋电力公司（WEC）于2002年3月28日根据联邦法规10CFR52向美国核管会（NRC）提交了AP1000标准设计认证申请。在AP1000标准设计审评过程中，WEC为解决NRC提出的审评问题，多次对设计控制文件进行了升版，至2005年9月7日WEC提交了设计控制文件的第15版。

NRC于2004年9月13日发布了针对AP1000（设计控制文件第14版）的最终安全评价报告NUREG-1793，于2005年12月发布NUREG-1793补充1（这是针对AP1000设计修改DCD15版修改内容的评价意见）。

NRC于2006年1月27日在71FR4464中发布最终的AP1000标准设计证书。美国联邦法规10CFR52附录D记载了AP1000标准设计证书，其中明确目前认可的AP1000设计控制文件版本是第15版。

此处需要说明的是，美国10CFR52中引入了两项新的关键内容：COL行动项，以及用于验证设计和验证建造符合设计要求的ITAAC（监督、试验、分析和验收准则）。NRC针对AP1000的标准设计审查内容不包括特定电厂有关的设计内容，NRC已将这些内容列入COL行动项（见NUREG-1793附录F），要求COL申请者在COL阶段完成并通过审查认可。在COL申请阶段，只有在完成所有COL行动项的条件下（有些COL行动项可以转换为ITAAC内容），NRC才会颁发COL。在电厂建造和调试期间，只有在完成所有ITAAC内容并得到NRC审查认可和通过公众听证等行政程序后NRC才会向COL持有者发布允许首次装料的指令。

2006年3月8日，美国NuStart能源开发公司和西屋公司联合向NRC提交了用于COL申请目的的一些技术专题报告，涉及内容包括：

1) 用于完全或部分关闭一些适用于所有核电厂址的通用COL行动项； 2) 随着设计深入导致的标准设计修改；

3) 对那些在AP1000DCD中仅给出了设计过程和方法以及设计接受准则的领域提供

相关的标准设计信息；

4) 把有些COL行动项转成电厂建造期间的监督、试验和分析要求（ITAAC）。 WEC于2007年5月26日向NRC提出AP1000标准设计修改申请，并提交了设计控制文件第16版，其中包含了上述技术专题报告中建议的一些设计修改。此外，美国田纳西谷管理局（Tennessee Valley Authority）于2007年10月30日向NRC提交了Bellefonte核电厂3、4号机组采用AP1000技术的联合执照（COL，建造和运行联合执照）申请，此后，还有四家美国核电厂业主也向NRC提出了采用AP1000技术的COL申请（包括Levy County units 1&2, Shearon Harris units 2&3, Virgil C. Summer units 2&3, William States Lee Units 1&2）。需要说明的是，在美国所有这些AP1000机组的COL申请都是基于NRC正在审评的AP1000标准设计修改申请基础上的，Bellefonte Units 3&4号机组COL作为标准COL（RCOL），将作为后续COL申请（SCOL）的参考。对后续COL申请，NRC将只审查特定电厂的差异部分（如厂址特性、应急准备等）。

针对AP1000标准设计修改申请和COL申请，根据美国联邦法规10CFR52，NRC并不针对AP1000进行全面审查。对没有修改的AP1000设计内容，美国联邦法规10CFR50.109不允许NRC使用最新的法规、导则和标准等的要求去重新评价AP1000设计的可接受性（维持执照稳定性）；审评工作集中在AP1000标准设计修改部分以及特定厂址有关的内容和COL申请者需完成的工作内容，对这些设计修改和新的内容，NRC将参照最新有效的法规、导则和标准等开展审评工作。至今为止，美国NRC针对AP1000标准设计修改申请和COL申请的审评工作都在进行中。

针对AP1000标准设计修改申请，按照NRC的审评计划，将在2009年6月完成开天窗（需要申请者提供进一步资料）的安全评价报告。目前有些专题仍在审评过程中，包括屏蔽墙结构的连接、主控制室的通风和人员剂量分析、以及安全壳地坑滤网堵塞问题的解决方案（GSI-191）等。由于WEC又向NRC提供了AP1000设计控制文件第17版，鉴于其修改范围超出了NRC的预期，NRC有关AP1000标准设计修改申请的审评计划将重新调整，预计至少比原进度推迟6个月，这样，针对AP1000设计修改申请的审评工作最早将于2010年9月完成。

针对美国第一个AP1000的COL申请，按照NRC的审评计划，将在2009年9月完成开天窗（需要申请者提供进一步资料）的安全评价报告，整个审评工作预计将于2011年3月完成。

3. 国内有关AP1000核电厂的审评情况

中美两国于2007年7月24日在北京签订了我国核电自主化依托项目核岛合同（引进4台AP1000机组的框架协议），其中两台作为三门核电厂1&2号机组，另外两台作为海阳核电厂1&2号机组。2007年12月31日，全球首个AP1000技术核电工程正式启动。

三门核电有限公司于2008年2月27日向国家核安全局提交了三门核电厂1&2号机组建造许可证申请，并提交了申请的支持性文件，包括初步安全分析报告。三门核电厂计划于2009年3月开始浇灌第一灌混凝土，于2013年9月并网。

山东核电有限公司于2008年5月26日向国家核安全局提交了海阳核电厂1&2号机组建造许可证申请，并提交了申请的支持性文件，包括初步安全分析报告。海阳核电厂计划于2009年9月开始浇灌第一灌混凝土，于2014年3月并网。

三门核电厂初步安全分析报告和海阳核电厂初步安全分析报告基本上都是在AP1000标准设计DCD第二层文件16版的基础上针对本核电厂的具体情况做了局部修改（厂址特性和特定系统设计）后编制而成的，绝大部分内容与AP1000标准设计DCD第二层文件16版一致。

国家核安全局组织了由环境保护部核与辐射安全中心、中国核动力研究设计院、北京核

安全审评中心、机械科学研究总院核设备安全与可靠性中心、苏州核安全中心等单位组成的共182位技术人员组成的联合审评队伍。整个审评项目由环境保护部核与辐射安全中心技术总负责，组织和协调其它参审单位开展审评工作。审评项目组分别对三门核电厂的PSAR和海阳核电厂的PSAR同时开展了审评工作，并分别制定了审评进度计划。

目前针对三门核电厂初步安全分析报告的审评工作已完成两轮审评交流工作（审评问题及回答以及审评对话、工作单及回答），目前审评工作已进入收尾阶段。在审评过程中，西屋公司坚持认为其AP1000标准设计已经NRC审评认可，满足了AP1000标准设计申请时有效的美国核安全法规要求，具有15年的有效期，原则上新的法规标准等不适用于AP1000，因此，三门核电厂和海阳核电厂的AP1000设计与中美两国现行有效的法律、法规、导则、标准和工程实践等存在若干差异。

鉴于上述情况，国家核安全局有必要制订针对AP1000安全审评的技术见解，用于指导安全审评工作的顺利进行。

二、国家核安全局针对AP1000安全审评的技术见解

1. 审评的基础和政策

三门核电一期工程和海阳核电一期工程是我国核电自主化依托项目，采用从美国引进的AP1000技术。

AP1000是在AP600的基础上经过适当改进确定的一种采用非能动安全理念设计的革新型核电厂反应堆堆型。美国NRC已对AP600和AP1000开展了长达16年以上的安全审评工作，并制定了大量针对非能动安全设计的政策性文件。AP1000于2006年1月27日获得美国NRC颁发的最终设计证书。

由于我国在非能动安全技术领域基础相对薄弱，在针对AP1000安全审评的技术准备方面相对不足，要在短时间内完成针对三门核电厂和海阳核电厂初步安全分析报告的审评工作，必须充分借鉴美国NRC多年的审评经验和审评结论。

国家核安全局认为，针对三门核电厂和海阳核电厂初步安全分析报告审评，由于其设计基本上是NRC认可的AP1000标准设计，在满足我国核与辐射安全总体要求的前提下，采用NRC审评AP1000时所采用的法规和标准，开展独立的安全审评工作。对AP1000最新的设计修改，由于许多方面尚未固化，在不影响基本审评结论的前提下，可在今后的核安全监管过程中加以跟踪。

2. AP1000标准设计控制文件最新版本的跟踪

考虑到美国NRC正在开展针对AP1000标准设计修改以及COL申请的审评工作，随着设计和审评的深入，西屋公司也在不断地更新AP1000的标准设计控制文件。NRC认为目前AP1000设计控制文件的有效版本仍是第15版，在NRC批准AP1000标准设计修改申请（预计NRC将于2010年底之前完成技术审评工作）并认可新版（目前是第17版，也可能会出更高版）之后第15版将作废。为保持在我国建造的AP1000核电机组与美国AP1000标准设计基本一致，在核电厂建造期间，三门核电厂和海阳核电厂应跟踪美国有关AP1000标准设计修改以及COL申请的审评工作进展情况，在AP1000设计控制文件新版获得NRC认可后，三门核电厂和海阳核电厂应比较本电厂设计与最新AP1000标准设计之间的差异，并论证其在三门核电工程和海阳核电工程中的适用性。

3.审评依据的法律、法规和标准

1）我国发布的有关环境保护和核电厂安全的所有现行有效的法律、行政法规均须遵照执行。我国已颁布的有关的现行有效的强制性国家标准均须遵照执行。国家核安全局发布的、或与国务院其它部门联合发布的部门规章，所有现行有效的核安全法规原则上遵照执行。国家核安全局发布的、或与国务院其它部门联合发布的现行有效的核安全导则属于指导性文件，应参照执行。如在实际工作中采用不同于导则所规定的方法和方案，必须向国家核安全局证明所采用的方法和方案满足安全要求。

2）遵照执行美国法律和联邦法规中适用于AP1000的条款；针对与AP1000标准设计（DCD第15版）保持一致的初步安全分析报告内容，遵照执行美国NRC审查批准AP1000标准设计时所采用的管理导则、规范和标准；参照执行美国NRC审查AP1000所采用的政策性文件；针对与AP1000标准设计（DCD第15版）存在设计修改的初步安全分析报告内容，以及与COL行动项有关的内容，遵照执行在三门核电厂和海阳核电厂申请时美国最新有效的适用于AP1000的管理导则、规范和标准，参照执行美国核管会（NRC）最新发布的适用于AP1000的政策性文件。

4. 有关COL行动项和ITAAC的要求

在针对三门核电厂和海阳核电厂的审评过程中，应积极借鉴美国一步法的精华如COL工作项和ITAAC，业主应按10CFR52的要求完成并提交与COL工作项和ITAAC的相关内容，以充分利用NRC对AP1000的审评经验和审评结论，提高AP1000设计在中国的执照申请的审评效率。

1）NRC针对AP1000的标准设计审查内容不包括具体电厂有关的设计内容，NRC已将这些内容列入COL工作项，要求COL申请者在COL阶段完成并通过审查认可。

三门核电厂和海阳核电厂应根据10CFR52的要求提供COL工作项，确认并保证申请者提供的申请资料达到美国COL申请提供资料的详细程度。国家核安全局认为，在PSAR阶段，申请者至少应提供所有COL工作项目的完成计划，国家核安全局将对这些COL工作项的完成情况进行跟踪审评。在FSAR阶段应确认所有这些COL工作项目都已完成。

2）在10CFR52中引入了一个新的关键内容ITAAC，以确保建造与运行的核电厂与设计相符，通过试验验证理论分析模型和计算结果的正确性。在美国只有在所有ITAAC内容都已完成并得到美国NRC审查认可后，才允许首次装料。

为充分利用NRC对AP1000的审评经验和审评结论，确保在国内有关AP1000机组的安全审评的范围和深度与美国相当，国家核安全局认为三门核电厂和海阳核电厂应根据10CFR52的要求提供ITAAC及其工作进度计划，在PSAR阶段可以是初步的，在FSAR阶段应提供完整的ITAAC，国家核安全局将对这些ITAAC工作的完成情况进行跟踪审评，在FSAR阶段必须完成所有的ITAAC方面的审查。

5. 关于核岛厂房防商用飞机恶意撞击的问题

防御大型商用飞机撞击是作为一种超设计基准事件考虑。美国NRC相关标准（NRC-2007-0009）尚未正式颁布。虽然西屋公司在AP1000标准设计DCD第16版对设计进行了修改也编制了专题报告，但由于缺乏正式的设计与审评依据，因此NRC尚未对专题报告正式受理。

考虑到西屋公司所做的与此相关的设计修改主要是加强了核岛厂房防御外部冲撞的能力，厂房结构的承载力比NRC已批准的AP1000标准设计DCD第15版有所提高，在我国也没有相应要求和标准的情况下，对于三门核电厂和海阳核电厂在厂房结构承载能力不低于原版设计的前提下，目前的设计变更是可以接受的。如果将来NRC相关标准正式颁布，我国也相应增加此项要求，针对于防御大型商用飞机撞击的分析应进一步予以审评，复核该项

设计的可接受性。

6. 关于AP1000标准设计向土层厂址的延伸问题。

美国NRC已经批准了AP1000的标准设计DCD第15版，目前三门核电厂与海阳核电厂的PSAR 是基于AP1000的标准设计DCD第16版编制的。第16版与第15版在厂址与结构方面的主要差异是AP1000标准设计由硬质基岩厂址向软质基岩和土层厂址的延伸。关于土层设计参数取值和相关设计分析的可接受性，NRC目前尚在审评之中，尤其是在结构整体稳定性分析中对于持力层的承载力、基底摩擦系数、侧墙的主动、被动土压力系数等取值问题正在进行审评。NRC尚未正式接受由此带来的设计变更。

考虑到第16版与第15版在将AP1000标准设计由硬质基岩厂址向软质基岩和土层厂址延伸的问题上，主要是通过增加结构设计对厂址条件的包络性来实现，对于硬质基岩厂址的适宜性没有影响。三门核电厂与海阳核电厂的厂址条件较好，均为硬质基岩厂址，因此就三门核电厂和海阳核电厂的厂址情况，AP1000标准设计的设计、分析结果是可以接受的；国家核安全局将继续关注美国NRC对此方面的审评进展情况，并将继续开展相关的跟踪审评工作。

7. 屏蔽构筑物结构类型变化问题

美国NRC已经为AP1000标准设计DCD第15版颁发了设计证书，而目前三门核电厂与海阳核电厂的PSAR 是基于AP1000标准设计DCD第16版编制的。第16版与第15版在构筑物设计方面的主要差异是，为了加强核岛厂房防御外部冲撞的能力，屏蔽构筑物的结构类型由常规的钢筋混凝土结构变更为带有单侧或双侧钢板的型钢-混凝土结构。美国NRC正在对与此项变更相关的内容进行审评。对于这项变更，审评人员认为：

1) 此项变更是在考虑核岛厂房防御大型商用飞机恶意撞击的前提下提出的，如前所

述，三门核电厂和海阳核电厂AP1000设计不考虑此项要求，因此在变更后屏蔽构筑物的承载能力不低于原版设计的前提下，目前的设计变更是可以接受的；

2) 对于由此变更引起的常规混凝土结构与型钢-混凝土结构的连接问题，西屋公司应

在施工进展到相关节点之前提供足够的资料，说明设计的安全性；

3) 在型钢-混凝土结构设计分析依据方面，NRC已经认可了在AP1000的标准设计

DCD第15版中有关安全壳内部结构中剪力墙结构模块和楼板结构模块的设计分析方法与结果。对于型钢-混凝土结构在屏蔽构筑物壳体结构设计中应用的理论依据，西屋公司还应在施工进展到相关节点之前提供足够的论证资料，说明此项应用的保守性。

8.关于国内AP1000型核电厂应用新版RG 1.20的问题

在三门核电厂PSAR审评过程中，鉴于申请者在第1.9节中引用的部分管理导则（RG）和NUREG文件的版本比较老，而目前美国NRC已发布了许多新的版本，审评者要求补充AP1000是否满足这些最新的管理导则等的论证资料。申请者在形审问题SMNPP-PLQ0-1.9-7的回答中提供了西屋的报告“AP1000 Assessment of Revised and New U.S. Nuclear Regulatory Guides”（APP-GW-GLR-800，Rev.0），其中给出了AP1000对升版和新发布管理导则符合性的分析说明。其中关于RG 1.20 Rev.3的内容如下：

“执行Rev.3对AP1000标准设计具有重大影响。该导则的变化主要是为了解决沸水堆的问题，而压水堆并不需要。压水堆没有经历过该导则变化部分所要求解决的振动有关的问题。AP1000堆内构件振动评价满足RG 1.20 Rev.2，使用Rev.3 并不会提高AP1000的安全性。Rev.3指出试验要在功率提升阶段而不是热态功能试验期间进行，这可能需要在

反应堆压力容器或其顶盖上设计附加的贯穿孔以引出仪表接线，并且这些仪表要设计成至少第一个燃料循环要留在压力容器内。Rev.3建议蒸汽发生器内部构件流致振动的评估和试验。AP1000蒸汽发生器设计包括流致振动的评估，但并不想也没有必要进行其内部构件的振动监测。蒸汽发生器内部构件流致振动的试验可能需要在容器壳体上设计附加的贯穿孔以引出仪表接线。Rev.3中包括了有关核电厂堆芯额定热功率提升和蒸汽发生器更换后进行振动试验的内容，这将内部构件设计的首次验证试验变成了适用于每个机组的验收试验。AP1000标准设计堆内构件振动试验是需要的并计划在其首台机组实施。AP1000的设计和试验大纲满足该导则Rev.2，但没有修改成满足Rev.3。”

APP-GW-GLR-800 Rev.0的结论是：“如果执行RG 1.20 Rev.3，可能会对AP1000标准设计及执照申请文件产生重大影响。西屋公司评估认为，执行RG 1.20 Rev.3带来的设计和试验复杂化远超出其利益。”

审评人员认同“该导则的变化主要是为了解决沸水堆的问题”，但APP-GW-GLR-800 Rev.0的陈述并不完全正确，例如，关于功率提升阶段的堆内构件振动测量，RG 1.20 Rev.3主要是针对沸水堆的，并未建议压水堆也如此去做。不过，制定“功率提升程序（power ascension program）”，RG 1.20 Rev.3认为对于压水堆也是同样很有益处的。再如，Rev.3中确实包含了有关核电厂堆芯额定热功率提升后的振动试验内容，这主要是考虑到流致振动对结构、尺寸、工况等的变化非常敏感，但却没有关于蒸汽发生器更换后进行振动试验的内容。

审评人员认为，总体上来说，在正确理解其内容的基础上参考执行RG 1.20 Rev.3是利大于弊的，当然，作为导则，RG 1.20 Rev.3并不具有强制力。考虑到AP1000的设计许可证有效期为15年，根据美国“Backfit Protection”原则，以及新版的变化主要是针对沸水堆的经验反馈，审评人员认为AP1000采用RG 1.20 Rev.2也是可以接受的。

9. 关于AP1000的抗震设计问题

根据美国现行有效的法律法规，AP1000的设计基准地震中取消了运行基准地震（OBE），或更确切地说，将其OBE确定为不大于安全停堆地震（SSE）的1/3，因此省去了针对OBE的一系列分析论证工作，但这不满足我国国家标准《核电厂抗震设计规范》（GB50267）的要求；另外，AP1000的地震仪表设置也不满足GB50267的要求。

审评人员认为：

1) 虽然GB50267是强制性国标，从技术上来说，美国的有关要求更为合理；

2) 如果核电厂的建造申请所采用的实际设计存在部分安全相关物项采用不同于标准

设计的SSE进行抗震设计，则停堆地震应根据最小的SSE值确定。

10. 关于机械设备的疲劳分析曲线问题（管理导则RG 1.207）

ASME 1级部件疲劳分析所采用的设计疲劳曲线基于常温、空气环境、应变控制的抛磨小试件试验结果，因此没有考虑反应堆冷却剂环境的影响。另外，NRC通过大量的分析认为，目前ASME规范中给出的用于不锈钢的设计疲劳曲线与所取试样和试验方法不匹配，镍铬铁合金钢的疲劳分析使用奥氏体不锈钢疲劳曲线也不恰当。NRC曾于1999年12月1日写信给ASME标准委员会主席要求解决这一问题，但经多年争论ASME标准委员会并未能取得一致意见。因此，在2006年的征求意见稿（DG-1144）的基础上，NRC于2007年3月发布了RG 1.207。NRC认为（DG-1144），“经过大约20年关于环境对疲劳裂纹萌生的恶化作用研究工作，轻水堆环境对金属部件的疲劳寿命具有有害作用已变得非常明显，这对于主要的结构材料种类（即碳钢、低合金钢和奥氏体不锈钢）都是如此”。

据此，审评者要求申请者在疲劳分析中考虑反应堆冷却剂环境的影响。但申请者认为，管理导则不是强制要求，既然NRC已批准了其AP1000标准设计，就说明NRC认可其目前

的做法。审评人员认为，虽然RG 1.207的发布是在NRC批准AP1000的标准设计之后，但却是在三门核电厂和海阳核电厂建造许可证申请之前，既然环境对疲劳的不利作用已经得到确认，申请者在其分析评价中就应该加以考虑。

审评者认为，该问题不影响CP，但建议作为CP条件开展进一步的工作。

11.控制棒驱动系统的安全分级和抗震分类问题

鉴于控制棒驱动系统执行“反应堆停堆”这一基本安全功能，审评者认为应将其划分为安全相关、抗震I类物项；目前国内的审评实践中该系统也属于安全相关的物项（反应堆冷却剂压力边界为安全1级）。但AP1000的控制棒驱动系统中除了反应堆冷却剂压力边界为安全1级外，其余部分均为安全无关、非抗震I类物项。

审评人员认为，目前尚没有充分理由放弃目前关于控制棒驱动系统的安全分级和抗震类别要求。

12.关于反应堆压力容器压热冲击问题

AP1000反应堆压力容器压热冲击采用了10CFR50.61给出的鉴别准则。审评人员认为该准则是依据对现有核电厂的风险评估建立的，而AP1000是新设计的堆型，其设计瞬态与现有电厂有所不同，因此要求申请者对10CFR50.61给出的鉴别准则仍然适用于AP1000压力容器的压热冲击进行说明。但是在审评与对话中，西屋给出的解释是新提出的10CFR50.61a仅适用于在役压水堆，而不适用于新设计的堆型，因此10CFR50.61适用于先进压水堆的设计。并未对适用性进行分析说明。审评人员就此问题与NRC的专家进行了咨询和讨论，NRC的专家对10CFR50.61仍然适用于AP1000给出了以下的解释：

1) 10 CFR 50.61给出的PTS验收准则是基于对核电厂的风险评估建立的，使用大量

的保守假设，并且考虑了大量的瞬态，这些保守因素已在10CFR50.61a.中详细的讨论；

2) AP1000反应堆压力容器使用了更好的材料，对反应堆压力容器辐照区Cu, Ni, P.的

含量进行了严格的限制；

3) AP1000反应堆压力容器与目前运行的压水堆核电厂所用压力容器结构相似； 4) AP1000反应堆压力容器辐照区没有环向和纵向焊缝； 5) 拥有附加的中子屏蔽层；

6) 虽然西屋按照60年进行计算，但是NRC是按40年批准的。

通过咨询和讨论，审评人员认为将10CFR50.61的鉴别准则用于AP1000的反应堆压力容器的压热冲击是可以接受的。

13.关于主泵飞轮在役检查问题

在三门核电厂和海阳核电厂的初步安全分析报告中说明不对AP1000主泵飞轮进行在役检查。由于主泵飞轮的失效可能对反应堆冷却剂压力边界的完整性产生影响，为此审评人员要求在PSAR中补充对飞轮断裂韧性、役前检查和在役检查的相关要求。并要求针对主泵飞轮对反应堆冷却剂压力边界完整性的影响进行评估。根据西屋的答复，审评人员认为基于以下的认识不对主泵飞轮进行在役检查是可以接受的。

1) 对主泵飞轮的材料技术条件的规定和制造期间进行的无损检验可以保证飞轮的制

造质量；

2) 在制造期间对主泵飞轮进行的125%的超速旋转试验可以对飞轮的质量进行验证； 3) 飞轮组件被包容在包壳中，即使在飞轮失效的情况下，飞轮周围的结构能承受碎片

的能量，使碎片都包容在包壳中，不会对压力边界造成损害。

14. 主泵与蒸汽发生器的连接问题

主泵与蒸汽发生器直接焊接连接是AP1000与以往传统的压水堆核电厂不同的设计。审评人员比较关注的问题有主泵与蒸汽发生器作为组合部件的振动分析和抗震分析等。西屋公司说明对主泵和蒸汽发生器的振动分析和抗震分析进行了计算，并认为初步的分析结果可以满足ASME规范的相关应力准则。审评者认为，在PSAR阶段该问题是可以接受的，但鉴于目前对蒸汽发生器抗震和振动的分析计算为初步分析计算，西屋正在修改计算，预计到2009年第一季度末完成，届时审评人员还将对此继续跟踪。

15.超功率瞬态线功率密度限值的裕量问题

以往传统的核电厂设计中，与防止燃料中心熔化的线功率密度限值相比，超功率瞬态线功率密度限值留有较大的裕量，而AP1000的超功率瞬态线功率密度限值没留裕量（两者相同）。对此问题，审评双方至今没达成共识。审评人员认为，该问题可不影响CP，可作为CP条件，要求申请者提供进一步的解释和详细的分析报告，包括详细的分析模型假设（如选用的瞬态、燃料棒内的功率分布、燃料物性的保守选择等）和计算结果以及不确定性分析。

16.燃料元件制造工艺问题

AP1000燃料元件制造工艺和以往常规压水堆燃料元件制造工艺有所不同，AP1000燃料棒在包壳内充氦前并不抽真空，留有分压为1个大气压的空气。对此问题，审评双方至今没达成共识。审评人员认为，该问题可不影响CP，可作为CP条件，要求申请者进一步说明燃料棒内空气组分对燃料元件性能的影响。

17.设计基准事故工况下安全壳最高压力不满足10％裕量要求

AP1000安全壳设计压力是0.407 MPa(表压)，分析结果表明，在反应堆冷却剂主管道双端断裂的工况下，事故期间安全壳内的最高压力为0.399MPa，距验收准则的裕量仅为1.966%，这不满足SRP6.2.1.1A 和IAEA文件NS-G-1.10关于建造许可证审查阶段核电厂安全壳设计压力至少有10%裕量的要求。

对此，西屋公司解释：AP1000有一套正式的设计变更程序，该程序不允许在设计变更时对当前设计中规定的和PSAR中描述的安全裕量的影响。任何导致计算的峰值压力超过设计压力的设计变更将不会得到设计变更审查委员会的批准。

通过中美核安全合作途径，NRC也对该问题作出了解释：

1) 以往由于核蒸汽供应系统设计和安全壳设计是由不同的设计单位完成，由于两者之

间存在接口问题，且在PSAR阶段设计尚为完成，所以要求在PSAR阶段安全壳最高压力应至少有10％的裕量。而AP1000的核蒸汽供应系统和安全壳都由西屋公司设计，且AP1000已获得了标准设计证书。因此，PSAR阶段留10％裕量已没有必要。

2) 目前提供的计算结果是基于保守模型和方法分析得到的，若采用现实的分析方法，

计算结果将有足够的裕量。

因此，审评人员认为，AP1000核电厂在设计基准事故工况下的安全壳压力响应分析结果是可以接受的。

18.有关应急堆芯冷却系统的设备和部件的安全分级问题

根据中国的核安全法规和导则以及美国RG1.26等要求，压水堆核电厂应急堆芯冷却系统的设备和部件应是质量B组（对应于ASME2级），但AP1000核电厂PSAR表3.2-3表明，

其非能动堆芯冷却系统的许多部件（如安注箱、内置换料水箱、从一回路压力边界至安注箱和内置换料水箱的安注管道、以及连接再循环地坑和内置换料水箱安注管道的再循环管道）属于质量C组（对应于ASME3级），不满足核安全导则要求。此外，审评者认为，与传统的压水堆核电厂相比，AP1000的安注箱设计功能和安放位置并没有改变。传统的压水堆核电厂的安注箱是质量B组，但AP1000核电厂的安注箱为质量C组，需要合理解释。

对此，WEC解释，ASME分级与发生泄漏或压力边界破裂的概率相关。1级最低，3级最高。在AP1000设计中定义反应堆冷却剂系统压力边界为质量A组，安全壳及安全壳隔离系统为质量B组，其它安全相关系统为质量C组。在正常运行工况下安注箱与反应堆冷却剂系统之间有两个冗余的ASME1级隔离阀，安注箱的泄漏不会导致RCS的泄漏，把安注箱划分为ASME3级足以保证其有能力执行缓解设计基准事故和安全停堆功能。WEC认为AP1000的安全分级原则已经美国NRC和国际用户代表审查并得到认可；此外，WEC设计人员也曾向WEC内部的ASME委员会委员征求对AP1000安全分级原则的意见，也得到认可。

审评者就安注箱的安全分级问题向NRC专家进行了咨询，NRC专家认为：

1) 质量C组和质量B组相比，除了在核电厂建造期间的监督要求和核电厂运行期间

的在役检查要求较宽松之外，其它方面在本质上是相当的；

2) 安注箱位于安全壳内，所以其泄漏的放射性物质都被包容在安全壳内； 3) 小的泄漏不会导致这些部件丧失执行其功能的能力；

4) 对安注箱和内置换料水箱的水位有连续监测，能探测可能的泄漏。

申请者在PSAR3.2.2.5节中承诺在建造期间针对这些管道的端头焊接焊缝将采用ASME Code, Section III, ND-5222做全范围的放射检查。申请者还承诺在建造期间对这些部件采用与ASME2级相当的检查。

因此，NRC认为，这些非能动安注系统的部件为ASME3级是可以接受的。

审评者认为，基于申请者的解释和承诺，以及NRC的技术见解，AP1000核电厂非能动安注系统的部分部件为ASME3级是可以接受的。

19.有关AP1000地坑滤网设计问题

有关核电厂地坑滤网设计，在早期的核电厂设计中，按照RG1.82第0版考虑的地坑滤网堵塞率为50％。后来NRC发布RG1.82第1版，已要求对安全壳地坑滤网碎片堵塞的可能性进行全面的机理性评估，但最新对地坑滤网堵塞问题的研究结果表明：

1) 高能管道断裂产生的碎片数量会更多，碎片会更细小（这样更易于迁移）；

2) 与相同数量的单一种类碎片相比，不同种类碎片（如纤维状物质和颗粒状物质）的

组合能导致更大的压头损失；

3) 地坑水中也可能由于化学反应产生大量颗粒状或絮状的化学物质，更增大了地坑滤

网堵塞的风险； 4) 地坑滤网结构强度、位于地坑滤网下游的堆芯或ECCS再循环流道狭窄处的碎片堵

塞等都是PWR的潜在问题。

为此，NRC把地坑滤网问题列入通用安全问题GSI-191，于2003年6月9日发布通告BL-2003-01，随后发布了RG1.82第3版，于2004年9月13日发布公开信GL-2004-02，要求美国国内所有核电厂运行执照持有者限期做出响应，评估电厂地坑滤网设计，采取必要的设计改进和管理措施，以满足法规要求。

在AP1000标准设计（设计控制文件第15版）中，在LOCA事故后再循环长期冷却分析中采用了RG1.82第2版，从目前的认知水平认为其对于在地坑滤网上的碎片堆积所产生的不利影响方面的考虑不够全面，不能确保充分地评估AP1000电厂对此不利影响的敏感性。

WEC和NRC都已认识到这个问题，在AP1000标准设计修改中，地坑滤网设计改进是一项重要的设计变更。西屋公司已基于AP1000安全壳内可能的碎片源项和所采用的地坑滤网结构，开展了试验验证工作。此外，鉴于AP1000采用了非能动安全系统设计，同时AP1000的碎片可能存在旁路地坑滤网直接从破口进入堆芯的路径，为此，WEC也针对AP1000开展了地坑滤网下流效应的试验验证工作。

审评者认为，三门核电厂和海阳核电厂已针对地坑滤网问题，提交了专题报告，表明其已对地坑滤网问题做了比较大的设计改进，也完成了相应的理论分析和实验验证工作，在目前阶段是可以接受的，相关问题的解决将作为建造许可证条件。

20.非能动的主控室可居留系统启动条件下操纵员健康条件和呼吸条件

根据分析，在非能动的主控室可居留系统（VES）投入运行后，主控室温度将缓慢上升，在72h时可达到29度左右。此外，在VES运行时，其供气流量不满足GB50019-2003中关于建筑物室内人员所需最小新风量的要求。 对此问题，西屋公司认为AP1000的VES设计满足美国军标的要求，并已得到美国NRC的审评认可。

针对该问题，申请者与NRC专家进行了技术咨询。NRC专家解释：

1) VES不是通风系统，设置VES的目的不是为了使操纵员感觉舒服，而是为了能使

操纵员能留在主控室内继续工作，因此，VES不需要满足有关标准的人员健康和呼吸要求； 2) 在事故工况下，为维持主控制室的可居留性，首先预期投运的是主控制室应急通风

系统，只有在其不可用（如丧失厂外电，同时备用柴油机又启动失效）的情况下才需要VES投运；

3) 在VES启动条件下，主控室人员可能会感到不舒服，但在AP1000设计中，要求

操纵员采取的行动很少，主要是系统和设备状态的确认。

因此，审评者认为，AP1000的非能动的主控室可居留系统设计是可以接受的。

21.事故后监测变量的选择

依据RG 1.97第3版的要求反应堆压力容器水位和安全壳氢气浓度均为1级变量，但在AP1000核电厂中这些变量均为非1级变量。

1）对于压力容器水位监测

RG 1.97 第3 版中要求冷却剂装量的量程是从热段的底部到反应堆压力容器的顶部，该变量应为1级变量。在AP1000电站中，采用稳压器液位和热段液位来监测反应堆冷却剂的装量，其中稳压器液位监测为1级变量，热段液位为2级变量。

鉴于AP1000的设计特性(主要是非能动的安注系统和自动降压系统的设计)能够保证堆芯在任何假想故障模式下堆芯不会裸露, 即AP1000的关键安全功能监测不依赖反应堆压力容器热段液位。因此，可采用热段液位(2级)来实现对压力容器水位的监测，作为对其他堆芯冷却监测变量的后备信息。在正常运行期间应设置可不完全满足单一故障准则的两个冗余的热段液位监测通道，该设备应满足相应的环境鉴定和抗震鉴定。

2）安全壳氢气浓度监测

在RG1.97第3版中要求设置事故后安全壳氢气浓度监测仪表（1类），但AP1000设置的该仪表为3类仪表，主要用于严重事故监测。

美国联邦法规10CFR50.44（1996年）要求在设计基准事故工况下测量安全壳氢气浓度。但此后大量研究结果表明，对于安壳内氢气的产生而言，设计基准LOCA不是最严重的工况，因此在采用了risk-informed方法的10CFR50.44（2003年）中没有提及对设计基准LOCA

下对安全壳氢气浓度的监测要求。对于AP1000的设计，安全壳氢气浓度监测为事故后监测3级变量，且该设计已被美国NRC所接受。

因此，审评人员认为，AP1000核电厂仅设置事故后安全壳氢气浓度监测仪表（3类），主要用于严重事故监测，是可接受的。

22.实现ATWS功能的设备的抗震分类

依据GB/T15474-1995 “核电厂仪表和控制系统及其供电设备安全分级”的要求，实现ATWS功能的设备应满足抗震要求。但在AP1000 设计中，实现ATWS的设备不要求抗震。

根据美国联邦法规，ATWS事件被认为是超设计基准事故。由于ATWS系统是反应堆保护系统的补充，因此要求ATWS系统应以可靠的方式执行其功能，ATWS设备被认为是非安全级设备，可不满足抗震要求。因此，NRC认为，AP1000的ATWS系统的设计是可接受的。

此外，我国GB/T 15474-1995正在修订过程中，修订版主要是依据IEC 61226-2005《核电厂安全重要仪表功能分类》，并对原标准名称进行修改，删除了原标准中的附录A。因此，对ATWS设备要求抗震将不再具有相关的标准基础。

因此，审评者认为，AP1000核电厂实现ATWS功能的设备不要求抗震是可以接受的。

23.厂内备用柴油机为非1E级的问题

以往传统的核电厂均设置厂内应急交流电力系统，由两台1E级应急柴油发电机组分别向两列冗余独立的应急交流负荷供电。AP1000的设计采用了非能动的安全设施用于设计基准事故工况下的堆芯和安全壳冷却，不要求厂内交流电源执行安全功能，大大降低了对交流电力系统的依赖。在AP1000的设计中，不设置1E级应急柴油机组，而是大大增加了蓄电池组的容量，采用24小时和72小时蓄电池组和不间断电源系统为安全相关负荷供电。

AP1000厂内备用柴油发电机组及其支持系统被划分为 AP1000 D级，主要用于为启动给水系统和正常余热排出系统及其支持系统供电，起到纵深防御的作用，并为事故后监测和1E级直流蓄电池充电器供电。

美国NRC已接受这种设计，基于目前我们的认识，我们认为这种设计是可以接受的。

24.乏池冷却系统、厂用水系统和设冷水系统的安全分级

在以往传统的PWR核电厂设计中，乏池冷却系统、厂用水系统和设冷水系统都具有安全功能，属于安全3级。但AP1000采用了非能动的安全系统设计理念，其乏池冷却系统、厂用水系统和设冷水系统都不承担安全功能，属于非安全相关的系统。

AP1000乏池安全相关的冷却功能是由池水完成的。乏池冷却系统是非安全相关的系统，在正常运行情况下为乏池提供冷却和净化能力。在乏池冷却系统丧失的情况下，乏池通过池水的蒸发和沸腾以及乏池表面与大气之间的自然传热来排出热量，在必要时可由非能动安全壳喷淋系统水箱PCCST依靠高度差向乏池补水。PCCST能够在长期全厂断电的情况下提供乏池补水。

AP1000的设冷水系统（CCS）和厂用水系统（SWS）都是非安全相关的系统，因为AP1000所有依赖CCS和SWS排出热量的设备都不是安全相关的。厂用水系统/设冷水系统或部件的失效不会影响到安全相关的系统执行其功能。厂用水系统/设冷水系统作为纵深防御/投资保护系统，依据美国NRC的RTNSS (regulatory treatment of non-safety systems)的要求设计、建造、试验和运行。在AP1000设计中，CCS和SWS起到纵深防御的作用，可用于降低核电厂对非能动安全系统功能的需求。

基于AP1000的非能动余热排出设计特性，审评者认为乏池冷却系统、厂用水系统和设

冷水系统的安全分级是可以接受的。

25.启动给水系统的安全分级

在以往传统的PWR核电厂设计中，在许多设计基准事故工况期间及之后，都需要通过蒸汽发生器、辅助给水系统以及蒸汽排放系统联合作用排出反应堆冷却剂系统显热和堆芯余热，直至把反应堆冷却剂系统带到余热排出系统投入起到余热排出功能为止。因此，以往传统的PWR核电厂的辅助给水系统都是安全2级系统。

AP1000排出堆芯余热的安全功能由非能动的余热排出系统担任，AP1000的蒸汽发生器、启动给水系统和蒸汽排放系统不再承担事故后排出堆芯余热的安全功能。因此，AP1000的启动给水系统为非安全相关的系统。

在主给水流量丧失后，包括丧失厂外电时，启动给水系统将自动启动，向蒸汽发生器提供给水，以排出反应堆冷却剂系统显热和堆芯余热。虽然AP1000启动给水系统是非安全相关的系统，但在某些事故工况下启动给水系统的启动可以避免触发安全相关的非能动堆芯冷却系统，起到纵深防御的作用。

鉴于AP1000的非能动余热排出设计特性，审评者认为启动给水系统的安全分级是可以接受的。

26.排气烟囱高度问题

在AP1000核电厂设计PSAR中，其排气烟囱高度低于附近主建筑物安全壳厂房高度，这与我国核电厂的实践不符。

对此问题，WEC认为，AP1000废气排放可以满足GB16297的要求，即在烟囱不满足高于周围200m建筑5m高度的情况下，可以满足50m高度烟囱排放速率减半的要求。根据国家核安全局审评要求，西屋公司考虑的设计修改方案有三：1）增加烟囱高度至高于反应堆厂房5m；2）顺反应堆厂房构筑物增加烟囱高度至高于反应堆厂房5m；3）单独建排气烟囱。西屋公司认为三个方案都不可取，前两个方案需重新做结构评价，并带来大量的工作量以及产生非标准化的AP1000。

审评人员也就此问题向美国NRC进行了咨询，NRC专家认为，AP1000废气排放的放射性含量较低，作地面源排放模式评价结果可以接受，因此对烟囱高度没有限制要求。

针对这一情况，由于国内缺乏专门针对核电厂烟囱设计的规范标准，审评人员查阅了相关规范标准的相关条款规定，情况如下：

1) EJ/T 938-95 《核燃料后处理厂通风与空气净化设计规定》：“5.5.4可能含有放射性

物质的空气由建筑物顶部直接排放时，排出口的高度应高于附近50m内最高建筑物3m”； 2) 文献：“核电站铀燃料元件厂通风系统设计”，郭先怀，《核电工程与技术》Vol.15

No.3：“3.3排风系统（12）??对可能含有放射性物质或化学有害物质的空气需就地排放时，其出口高度应高于周围200m内最高建筑物3m，且不应低于15m”； 3) GB16297-1996 《大气污染物综合排放标准》：“7.1 排气筒高度除须遵守表列排放

速率标准值外，还应高出周围200m半径范围的建筑5m以上，不能达到该要求的排气筒，应按其高度对应的表列排放速率标准值严格50%执行”。

审评者认为，国内外目前还未见有关核电厂排气烟囱高度的行业标准，GB16297标准是非放大气污染物综合排放标准，审评者认为不太适合核电厂。但我国核行业标准（EJ标准，分别是“元件厂”和“后处理厂”通风设计标准）中有对烟囱高度设计提出要求（烟囱高度需高于周围50m范围最高建筑物3m），虽不是针对核电厂，但毕竟是针对核设施的，审评者认为可参考或参照执行。关于建筑物的范围(50m~200m)，由于内陆核电厂多采用二

次循环冷却，且冷却塔高度都在百米以上，若冷却塔包括在200m范围内，则排气烟囱将会很高，不利于AP1000的标准化设计，因此50m范围比较合适，有利于AP1000在内陆的建设。

因此，审评者通过对国内有关标准的研究，认为AP1000核电厂排气烟囱的高度应高于附近50m内最高建筑物3m。

该问题将可能导致AP1000安全壳屏蔽墙结构设计的重大修改，可能对CP产生影响。

27.关于职业照射个人剂量约束

个人剂量约束，对源可能造成的个人剂量预先确定的一种限制，它是源相关的，被用作对所考虑的源进行防护和安全最优化时的约束条件。对于职业照射, 剂量约束是一种与源相关的个人剂量值, 用于限制最优化过程所考虑的选择范围。

按照《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）中关于防护与安全的最优化的要求，对于来自一项实践中的任一特定源的照射，应使防护与安全最优化, 使得在考虑了经济和社会因素之后，个人受照剂量的大小、受照射的人数以及受照射的可能性均保持在可合理达到的尽量低水平；这种最优化应以该源所致个人剂量和潜在照射危险分别低于剂量约束和潜在照射危险约束为前提条件。

目前，三门核电厂和海阳核电工程的辐射防护设计中，均未明确对于职业照射的个人剂量约束值。由于GB18871-2002中并未明确给出职业照射的个人剂量约束值，审评人员基于我国对第二代改进型核电项目的安全审管实践，认为辐射防护设计要求应不低于《第二代改进型核电项目核安全审评原则》（国核安函〔2007〕28号）的要求，申请者应

1) 提出职业照射剂量约束的建议值；

2) 从防护和安全的角度对设计进行优化分析，确定屏蔽设计剂量目标值。 建议该问题作为建造许可证条件。

28.关于辐射工作场所的分区

在中国GB-18871（2002）中明确规定，应把辐射工作场所分为控制区和监督区。在控制区，需要和可能需要专门的防护手段或安全措施，确定控制区的边界时，应考虑预计的正常照射的水平，另外，应采取实体边界划定控制区，运用实体屏障限值进出控制区。有关控制区的细分，在GB-18871（2002）中没有明确规定。在监督区，通常不需要专门的防护手段或安全措施，但需要经常对职业照射条件进行监督和评价。

美国联邦法规10 CFR 20中将辐射工作场所分为限制区（相当于中国的控制区）和控制区（相当于中国的监督区）。限值区是限制工作人员进入，以免其遭受过度照射。控制区是在厂区内及限制区外。为了方便起见，下面的叙述采用中国的辐射分区名称：监督区和控制区。

I区是监督区，AP1000给定的I区剂量率上界是2.5μSv/h，并认为在此区没有逗留限制，也就是说每星期工作40小时，每年50周，即每年工作2000小时人员的辐射剂量不超过5 mSv，相当于中国规定的职业年剂量限值的1/4。符合我国对监督区剂量限制的上限要求，并认为监督区不需采取特殊的防护措施。

II区属于控制区，AP1000给定的II区剂量率上界是25μSv/h，并认为在此区的逗留对职业照射工作人员没有什么限制。也就是说每星期工作40小时，每年50周，即每年工作2000小时的职业人员的辐射剂量不超过50 mSv（相当于美国10 CFR 20规定的职业年剂量限值），这显然不符合中国GB-18871（2002）的职业照射人员剂量限值20 mSv/a的要求，II区的剂量率边界必须降低到10μSv/h才能满足职业工作人员无限制逗留要求。该问题作为许可证条件予以解决。

III区也属于控制区，AP1000给定的III区剂量率上界是150μSv/h，并限制任何人员在此区的逗留时间，然而，AP1000对III区没有划分实体边界和采取实体屏障措施，仅在III区中剂量率大于50μSv/h的区域设立警示牌。按照GB-18871（2002）的要求，首先应采用实体边界划定控制区，采用实体边界不现实时也可以采用其它适当的手段。此问题可以在后续的审评中，进一步论证采取实体边界不现实的，并采用的其他控制手段是适当的。

29.关于辐射防护设计使得职业照射为可合理达到的尽量低（ALARA）

核电厂控制个人剂量最有效的方法之一是将减少剂量所考虑的事项贯穿于电站设计和建设过程中。在过去的几年中，人们在电站运行各个环节对电站人员的辐射照射的意识方面显著增强。现在多数核电厂把维持个人剂量可合理达到的低（ALARA）看作一种有益的商业实践，这样可以降低运行成本和提高电厂的可靠性。

认识到这个事实，AP1000 应将ALARA原则应用于工程当中，并提供辐射防护设计确保职业照射保持ALARA的论证文件。该文件的目的是为核电厂、建筑师/工程师（A/E）和设备及系统设计者提供辐射照射处理信息、技术和指导方针，这些文件可以用于实现合理可行尽量低的职业辐射照射（ORE）。需要强调的是，为实现这个目标，需要核电厂、电厂设计者和建筑师/工程师们的共同努力。

美国核管会已经在管理导则8.8、8.10和8.19中概述了为维持个人剂量合理可行尽量低的理论体系和指导方针。另外，管理导则1.70要求核电厂在其安全分析报告中论证一个对合理可行尽量低体系的管理承诺。产业界趋向于更严格的电站和个人剂量控制。最近提出的管理导则8.8修订本通过大篇幅的实践和程序强调了这个产业趋势，要求核电行业采纳该导则作为指导方针。当前的10CFR20规定每个许可证持有者应该采用一定的可执行程序和工程控制措施以确保剂量是合理可行尽量低的，并要求制订一个辐射防护计划。

1979年，核动力运行协会（INPO）成立，以协助核电厂追求卓越。协会中辐射防护部门的主要目标是降低电站的集体剂量。为实现此目标，已经对电站辐射防护和ALARA计划进行了详细的评估，从这些评估中获得的信息被记录在辐射经验手册当中。INPO已经出版了RP（辐射防护）指导方针，其中包括为实现ALARA剂量目标所采取的很好的实践。这些行动同样也支持了更严格的辐射剂量控制的发展趋势。

在EPRI ALWR Requirements (URD)文件中已经提出了在电厂平均寿期少于每年100人-雷姆（1人Sv）的设计目标。然而，少于每年70人-雷姆（0.7人Sv）这么一个更高的目标已经被AP1000设计团队所采纳，并作为整个电厂设计的一个主要目标。随着设计改进和反馈信息变得可以利用，这些信息和电厂设计职业辐射照射目标将可以得到进一步优化。

综上所述，对于AP1000的集体剂量目标值控制在0.7人Sv/a以下是可以接受的。

30.AP1000严重事故源项与应急计划区的测算

根据《核电厂营运单位的应急准备和响应》（HAF002/01）要求，在核动力厂设计建造阶段，应对核动力厂事故类型（包括严重事故）及其后果作出分析，给出应急计划区范围的初步测算。

确定烟羽应急计划区大小范围时，应遵循如下准则： 1) 在烟羽应急计划区外，所考虑的后果最严重的事故序列使公众个人可能受到的最大

预期剂量不应超过国家主管部门提出的发生严重确定性效应剂量阈值（在数值上等于任何情况下预期均应进行干预的急性照射剂量行动水平）。 2) 在烟羽应急计划区外，对于各种设计基准事故和大多数严重事故序列，相应于特定

防护行动的可防止的剂量一般应小于国家主管部门提出的相应通用干预水平，即一般不需要采取隐蔽、撤离等紧急防护行动。

确定食入应急计划区大小范围时，应遵循的准则如下：在食入应急计划区外，大多数严重事故序列所造成的食品或饮用水污染水平不应超过国家主管部门提出的食品和饮水通用行动水平。

通过对三门核电厂和海阳核电厂初步安全分析报告的审评，审评者发现，AP1000严重事故源项还未最终确定，尚不能完成对应急计划区的测算。

建议把该问题作为建造许可证条件，要求申请者跟踪严重事故源项的确定，尽快提供应急计划区的分析报告。

31.反应堆紧急停堆时控制棒组件落棒时间没有考虑地震等的不利影响

在很多以往传统的PWR核电厂（特别是国内的PWR核电厂）事故分析中，保守地考虑了安全停堆地震对控制棒落棒时间带来的不利影响。然而，AP1000核电厂事故分析中所采用的落棒时间与技术规格书规定的落棒时间限值相同，即没有考虑地震的不利影响，而且在失流工况下还考虑了堆芯冷却剂流量降低带来的有利影响。这样，与国内其它PWR核电厂相比，虽然AP1000控制棒下落的距离最长，但是AP1000事故分析所采用的落棒时间最短。

在国内外与事故分析相关的法规、导则和标准中，没有明确要求事故分析中的落棒时间叠加考虑地震影响，美国NRC也没有此项要求，除非该项要求被列入核电厂执照申请的基础之中。申请者认为事故叠加地震的发生概率极低，在确定论的事故分析中不需要考虑地震对控制棒落棒时间的影响。

基于上述原因，审评者认为，在AP1000核电厂事故分析有关紧急停堆时控制棒组件落棒时间不考虑地震影响是可以接受的。同时，审评者认为，反应堆紧急停堆时控制棒组件落棒时间是事故分析中的关键参数，取值应该足够保守。对AP1000核电厂，为了确保事故分析所采用的落棒时间的保守性，在首次装料和每次堆芯换料或堆芯物理布置改变后，应充分验证在主泵运行以及停运等不同系统状态下的落棒时间，此外，申请者也应该充分考虑其它各种不确定性对落棒时间的不利影响（如美国NRC信息公告IN-88-47），在事故分析中留有足够的裕量。

建议该问题作为CP条件。

32.设计基准事故分析采用非安全级系统和设备

根据HAD102/17的要求和事故分析的传统假设，设计基准事故的分析原则之一是只能用安全级系统和设备缓解事故后果，非安全级系统的缓解作用被认为是不可信的。然而在AP1000核电厂的设计基准事故分析中，考虑了如下几个非安全级的备用保护系统或设备用于缓解事故后果：主给水泵跳闸、MSIV备用保护阀门和稳压器加热器闭锁。

审评者曾就此问题向NRC进行了咨询和交流，NRC认为是可以接受的，其原因是这些非安全级系统和设备的动作是简单的、可靠的以及在技术规格书中加入了监督要求和运行限制条件，而且在燃料元件和冷却剂系统屏障的完整性分析中没有采用这些非安全级系统和设备的缓解作用。

NRC对于安全相关系统的审评原则是10CFR50.2，即：对于缓解设计基准事故以保证反应堆压力边界完整性、保证反应堆的停堆能力、保证反应堆处于安全停堆状态等只允许依赖安全相关系统。非安全级系统和设备只用于安全相关的问题，对此NRC列出三个工况：（1）未能紧急停堆的预期运行瞬变（ATWS）（10CFR50.62）；（2）全厂断电（STATION BLACKOUT）（10CFR50.63）；（3）蒸汽管道断裂事故（SLB）（NUREG-0138）。

审评者认为，鉴于在AP1000安全分析报告15章针对特定的事故分析时，实际上也没有考虑上述非安全系统的功能，其与以往传统PWR核电厂相应事故分析的考虑基本一致，

本文来源：https://www.bwwdw.com/article/kmia.html