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