张璐华

（中核核电运行管理有限公司，浙江 海盐 314300）

0 前言

核电厂技术规格书指的是最终安全分析报告（FSAR）第16章《技术规格书》的内容。实际上，在我国核安全法规体系中并无“技术规格书”一词的明确定义，而是使用“运行限值和条件”一词，特指“经国家核安全部门认可的，为核电厂的安全运行列举参数限值、设备的功能和性能及人员执行任务水平等一整套规定”[1]。概括地说，核电厂技术规格书是一份由机组的设计方编写，国家核安全局审批，机组运营方执行的运行设计间接口文件，也是核电厂最为重要的核安全管理文件，它确保了核电站安全分析报告中各类事故分析假设和结论以及安全分析、安全功能的始终有效，为机组的安全运行提供重要的保障。

1 国内核电厂技术规格书体系现状

我国核电行业一直以来奉行的是“以我为主，中外合作”的发展方针，除了自主设计建造之外，还引进了源自法国、俄罗斯、美国、加拿大等国的各类堆型，随之也同步引进了与机组配套的各不相同的技术文件体系。由于我国核安全监管早期是从秦山一期起步的，参照当时美国核管会NRC的监管体系进行探索发展，因此为了便于开展核安全监管，国内核电厂安全分析报告（SAR）统一参照美国NRC的管理导则RG1.70《核电厂安全分析报告的格式与内容》要求的格式和内容进行编制，再用相应的国内或原产国的法规、标准、规则来替代美国法规、标准、规则。“技术规格书”作为安全分析报告的第16章，单独形成一个章节。从这个层面上说，我国核电厂的安全分析报告其实都属于“美系”。

20世纪70年代，法国核电业界在引进、吸取美国核电的经验基础上，基于西屋的技术发展出CPY/M310型，同时也建立起了一整套完全不同于美国体系的文件体系。法国机组采用的是安全分析报告（SAR）三卷+运行总则（GOR）十章形式的执照文件体系，没有单独的“技术规格书”章节，与美国SAR的格式差异较大，其中GOR部分章节的格式内容都是独立自成体系，不能随意拆分，也无法与美国的SAR各章节内容和要求完全对应和融合。因此，为了给引进国内的法系机组申请我国的运行执照，就在原GOR第3章基础上编制形成了《运行技术规范》和《化学和放射性化学技术规范》，在GOR第9章基础上编制形成了《安全相关系统和设备定期试验监督要求》，在GOR第10章基础上编制形成了《物理试验监督要求》，这四份文件即组成了法系机组的“电站运行规范”，再加上参照美系格式编写的总则和行政管理内容，共同组成了国内法系机组的FSAR第16章“技术规格书”。

可见，目前国内大量源于法国技术机组的FSAR，实际上是将原法系的SAR和GOR两类文件通过内容拆分整合进了美系格式的SAR中。法系和美系两者FSAR文件最大的区别，便是第16章“技术规格书”部分。这就是国内业界“美系”和“法系”两种电厂技术规格书体系并存局面形成的原因。

2 当前法系技术规格书存在的系统问题

国内法系技术规格书具有“美系的皮子、法系的里子”的特点。随着我国核电业界安全审评、各电厂运行经验的积累，以及国内外核电安全监管方式方法的最新发展，这种法美融合的技术规格书体系逐渐暴露出一些无法通过常规的手段解决的系统问题。

2.1 核电业界技术规格书缺少统一的标准版本

目前国内运行着几乎所有国际上主流的机组类型，但无论美系还是法系技术规格书，都缺少一个标准目录（即技术规格书边界范围）和格式的版本。即使是源自相同设计的两个机组，由于分属不同的设计和营运单位，随着运行时间和经验的积累，最终体现在对技术规格书的修改上，两者之间的区别也变得越来越大。这势必给核安全监管带来了一系列困难，导致需要越来越多的人力、物力资源对各电厂提交的各不相同的技术规格书版本进行安全评审，很多情况下这些审批内容都可能是重复的，客观上也导致每份文件评审周期逐年增加,并可能对评审质量产生负面的影响。以M310机组的ARE主给水系统的主/旁调节阀为例，其安全功能是为蒸汽发生器的二次侧提供主给水隔离。主给水调节阀及其旁路阀在蒸汽管道破裂或给水管道破裂等事故后若不能及时关闭，将导致堆芯过冷从而引入正反应性。因此，当反应堆冷却剂系统及蒸汽发生器中充满大量质量和能量时，ARE主给水系统的主/旁路调节阀的可用性在部分电厂是作为运行限值和条件进行要求的，但在其他的同类电厂，ARE主给水系统的主/旁调节阀虽然也具有相同的安全功能，但其可用性要求并没有被纳入技术规格书中。可见，即使是相同设计的不同电厂之间，由于种种原因，法系技术规格书的边界筛选范围也存在一定的差异，从而导致不同电厂对“安全相关”系统和设备的认知或监管始终缺少统一标准。

近年来，随着第三代核电堆型华龙一号在国内正式商运以及海外首堆工程的顺利推进，中国核电技术和标准的“走出去”战略步伐明显加快。我国目前已经拥有完全自主知识产权的核电技术，建设和运行了世界上多种堆型的核电机组，积累了丰富的核电站建设和运营经验，但是国内依然存在着不同电厂间技术规格书文件体系的不统一现象，甚至相同设计的不同电厂之间由于技术规格书要求差异，导致核安全监管标准尺度的不一致。这些现状势必会引起国外同行以及潜在客户的质疑，与我国核电“走出去”战略相悖。

2.2 法系技术规格书不满足我国核安全法规发展的要求

我国的核安全法律法规体系是基于IAEA的核安全体系建立的，经过多年的努力，已经形成了一套与国际接轨的核安全监管体制和相关法律法规。但是随之而来的，也越来越多暴露出一些法系技术规格书已不符合现行核安全法规的问题。

法系电厂的“运行限值和条件”，实际上是基于法系执照文件体系中的GOR第3、9和10章编制而成。由于这三章GOR文件之间格式内容互相独立，导致由此组合形成的法系技术规格书先天存在一定的自洽性问题。例如，HAD103/01《核动力厂运行限值和条件及运行规程》2004年修订版本相比1987年版，新增的第2.2条（运行限值和条件的制定）明确规定:“每个运行限值和条件应有相关的监督要求以支持运行人员保证遵守运行限值和条件”[2]。而法系GOR文件体系中GOR9（试验监督要求）是独立于GOR3（运行技术规范）外单独编制的，其初始编制过程中并没有考虑与GOR3边界范围的一致性，因此法系技术规格书中存在比较多“有设备可用性要求但没有对应试验监督要求”，或者“有试验监督要求但没有对应设备可用性要求”的现象。同时，由于《安全相关系统和设备定期试验监督要求》中没有描述监督要求的适用模式，并且也没有总则将这些监督要求与《运行技术规范》中相应条款进行关联，导则至今在有些电厂依然存在诸如“不可用（或不再要求可用）的设备是否还需要执行监督要求”这样的争论。

技术规格书边界的筛选准则直接关系到其所监管范围大小，范围太小不利于安全保障，范围太大又会影响电厂运行的灵活性，增加运营负担[5]。根据我国HAD103/01对“运行限值和条件”的要求的边界范围，法系技术规格书中部分内容并不属于现行法规中的“运行限值和条件”范畴。这些过多过广的技术要求反而可能造成电厂运营期间频繁的运行事件和特许申请，直接影响机组运行的灵活性和可利用率。以国内某M310型机组为例，目前的《运行技术规范》中存在较多与气载放射性物质控制功能不相关的通风、冷冻水等辅助系统，这些系统在HAD103/01附录I（正常运行限值和条件的选择）中并没有要求包含在运行限值和条件内。而对于上述附录I要求的地震监测仪表、重物移动、主控室外停堆仪表和控制等系统功能，其反倒没有被纳入现行的技术规格书中。

以上这些问题的产生，根源还是法系技术规格书体系的内容和格式已无法完全匹配我国的核安全法规要求，可以说是法系技术规格书的一个先天不足、水土不服的体系问题。这些问题很难通过个别电厂对现行法系技术规格书个别章节的修改增减来彻底消除或弥补。只有通过整个业界的共同努力，推动法系技术规格书转型，按照我国核安全法规导则的要求进行标准化改进，形成一个标准化目录和版本的“中系”技术规格书，才能从根本上解决以上问题。

3 对技术规格书标准化改进的探讨

作为核电厂核安全管理的指导性文件，技术规格书的任何修改必须慎之又慎。在标准化改进的过程中，必须结合国情实际，循序渐进地建立一整套符合我国核安全法规的“中系”技术规格书体系。

3.1 确定统一的“中系”技术规格书的边界筛选准则

分析美国核电业界TS改进的历史进程，美国ISTS（改进型标准技术规格书）相比STS（标准技术规格书）最重要的改进，就是根据联邦法规10CFR50.36《技术规格书》中“运行限制条件”的四条边界筛选准则（见表1），原STS中近40%的内容被精简挪到技术要求手册（TRM）或转化为配套大纲手册[3]。

表1 10CFR50.36运行限制条件LCO筛选准则

上述四条筛选准则与我国现行核安全法规要求没有明显矛盾之处，可以直接适用于中系技术规格书内容的筛选。但需要注意的是，以上四条筛选准则不能完全包括我国现行核安全法规中对于“运行限值和条件”边界的讨论范围，比如HAD103/01附录I中用于电厂SBO设计扩展工况的水压试验泵组、安全重要系统的房间辅助通风系统、重物移动等，以及HAF102规定的用于缓解设计扩展工况的系统设备部件。这些要求虽不满足上述任一条准则，但名义上依然属于我国法规所要求的“运行限值和条件”，因此不能简单地从目前的法系技术规格书中移出，否则又会产生与现行法规矛盾的问题，需要有针对地进行分析。参照美国的改进实践，符合上述四条筛选准则的，纳入新中系技术规格书（TS）管理；不符合筛选准则的，但属于我国法规要求内容的，则归入技术要求手册（TRM）管理。同时，业界也要继续推动我国核安全法规进一步完善，在法规层面明确上述筛选准则的合法性，形成中系技术规格书的标准边界。

3.2 确定“中系”技术规格书文件体系的层级

美国STS向ISTS转换的经验证明，电厂将TS条款转移到TRM最大的好处在于，只要不满足10CFR50.59（c）（2）款中的8条准则，对TRM的更改便无需事先经过NRC审查和批准[4]。TRM属于执照基准文件，不属于技术规格书的一部分，因此即使违反TRM中的措施或监督要求也无需作为执照运行事件向NRC报告。我国目前还没有类似美国10CFR50.59这样的法规来区分“执照文件”和“执照基准文件”。根据HAF103/01《核电厂换料、修改和事故停堆管理》第3.2条要求，所有运行限值和条件的修改都属于安全重要修改，需要经过NNSA审查和批准。因此，中系标准技术规格书的TS以下层级的文件至少需要分为两个层级，即“不满足LCO筛选准则但属于我国法规导则要求的内容”和“既不满足LCO筛选准则，也不属于我国法规导则要求的内容”。

原法系技术规格书的内容经过前文筛选准则筛选后，将分成三类不同层级的文件。表2中给出了笔者对中系标准技术规格书文件体系三层级分法的建议。当然，为了便于TRM的厂内管理，可将TRM按照内容性质，分成独立的两份文件管理。

表2 中系STS文件体系层级建议

3.3 “中系”技术规格书的配置风险管理

法系技术规格书在《运行技术规范》总则（DEF）中给出了事件分组和数量累积限制的规定，但由于实际电厂配置组合的复杂性和多样性，这种基于简单数量统计的风险控制方式在很多情况下缺少科学合理性。国际实践表明，对多重设备失效进行控制的有效方式是核电厂的配置风险管理。中系技术规格书参照美系的ISTS的格式，不再规定LCO的累积规则，只在其引用的安全功能鉴定大纲（SFDP）中略有提及，无法应对多重系统或设备同时失效导致的核电厂风险增量。作为ISTS的补充，美国联邦法规10CFR50.65《维修规则》要求在电厂正常配置出现不可用状态前后，通过风险评价工具科学评价相应的风险并采取对应的管理行动。这种风险管理方式，是建立在美国业界在风险指引型决策原则方法上几十年的研究探索和工程实践经验。相较而言，我国PRA在核电厂的应用方面刚刚起步，无论是相关技术标准，还是电厂工程实践经验都还比较欠缺。中系技术规格书在缺少风险评价工具辅助下，如何管控不同配置下电厂的维修风险，乃至避免大量涉及LCO的生产活动一哄而上而导致安全严重降级，将会是安全监管层和电厂运行决策层需要面对和思考的问题，需要监管方和营运方在配套的行政管理规定等文件的完备性和匹配性上进行一定的探索和创新。近些年，国家核安全局先后发布了关于核电厂配置风险管理的技术政策和配置风险管理大纲的制定要求，目前国内多个核电厂设计和运营单位都已开展这一领域的研究实践，并已取得阶段性的成果。因此在中系标准技术规格书试点推广过程中，笔者建议可以将电厂制定配置风险管理大纲作为中系技术规格书应用的先决条件。

4 结语

本文从我国核电厂技术规格书体系的现状入手，对比美国STS转型ISTS的成功经验，分析我国法系技术规格书体系标准化转型过程中可能需要面对和解决的问题。笔者认为法系技术规格书参照美系进行标准化转型，能够在不降低机组安全裕量的情况下，显著提升机组运行的灵活性和经济性。但是这种转型的优势必须通过建立完善配套的法规支持体系来保证，这需要安全监管方、电站设计方、营运方的共同努力，从上至下完善现有核安全法律法规、国家标准、行业标准、监管要求、行政管理规定等体系，绝不能以牺牲安全裕量为代价来谋求电厂业绩的提升。

随着中国核电“走出去”战略步伐的加快，以及实现“碳达峰、碳中和”目标的要求，我国核电业界将迎来全新的发展机遇，对“中系”标准技术规格书体系的探索也将越来越具有历史意义。