徐小照+++郭俊

摘 要：依据国家核安全法规的要求，核电厂在运行寿期内应采取定期安全审查的方式对核电厂的系统和设备重新进行安全评价。程序要素审查作为定期安全审查中一项重要内容，是了解核电厂程序管理体系以及技术文件遵守状况的有效方式。文章根据法规中程序要素审查要点的具体规定，对程序要素专题模式进行了分析和阐述，同时，文章还结合实际定期安全审查中积累的经验对各个专题的审查思路进行描述，基本概括了核电厂程序要素定期安全审查的策略和方法。

关键词：程序；定期安全审查；专题

引言

我国核安全法规《核动力厂运行安全规定》（HAF103）明确规定：“在核动力厂整个运行寿期内，考虑到运行经验和从所有相关来源得到的新的重要安全信息，营运单位必须根据管理要求重新对核动力厂进行系统的安全评价”，而且“必须采用定期安全审查的方式”。

运行核电厂定期安全审查是对常规安全审查与专项安全审查的一种补充，是对营运核电厂安全的一种综合地、系统地重新评估。定期安全审查将考虑已经实施过的改造、运行经验反馈、电厂积累的老化效应、组织机构的变化以及安全标准和核安全技术的发展，其目的在于全面了解核电厂的实际安全状况，明确核电厂对现行安全标准的满足程度，检查核电厂与最新的核安全标准和国际实践的符合性，并针对发现的缺陷提出并实施现实可行的纠正措施，保证核电厂安全相关各项工作的充分性，确保核电厂在后续的运行寿期内始终保持高的安全水平。

1 程序要素的专题划分

按照《核动力厂定期安全审查》（HAD103-11）的要求，定期安全审查（PSR）将开展14个安全要素的审查，包括：核动力厂设计、构筑物、系统和部件的实际状态、设备合格鉴定、老化、确定论安全分析、概率安全分析、灾害分析、安全性能、其他核动力厂经验及研究成果的应用、组织机构和行政管理、程序、人因、应急计划、辐射环境影响。在上述要素中，程序作为一项重要的管理要素审查，主要对核电厂的程序是否符合适用的标准的状况进行审查。

目前，国内核电厂定期安全审查的审查方式上有两种，第一种是按照核安全导则中对各个要素规定的要点进行审查，另一种就是对要点进行划分，按照专题的方式进行审查。目前国内已完成首次定期安全审查的有秦山核电厂和大亚湾核电厂，从目前正在开展或启动的岭澳、中核运行一、二、三厂以及田湾核电厂的定期安全审查的情况来看，要点和专题的审查模式都存在，各个电厂会根据自身的特点以及自身的关注度选择采取哪种审查方式。针对程序要素，本文将探讨PSR程序要素在专题模式下的划分以及各专题审查的基本思路。

本文通过参考国内已开展PSR的核电厂的定期安全审查大纲，对定期安全审查中程序要素的专题划分进行了分析，通过综合对比，主要分为常规专题和特殊专题的划分，常规专题基本按照法规的要点和范围进行的划分，而特殊专题部分，不同的核电厂其自身的特点和关注度不同，将会有一定的差别，本文将通过已了解到的信息，简单对其进行叙述。

为了更直观的了解专题需重点常规专题审查的要点以及与导则规定范围的覆盖情况，本文设计了专题与要点的对照表，详见表1。

关于特殊专题，主要是取决于电厂自身的特点和需求，比如在大亚湾核电厂第二次定期安全审查中，其提出了14个导则规定安全要素以及4个新增专题，包括堆芯与核燃料、电力系统安全、仪控系统安全、通风系统安全。针对程序要素，也存在个别电厂根据自身特点而设定特殊专题的情况，比如大亚湾在第一次定期安全审查中，在程序要素中增加的定期试验监督大纲专题，其目的主要是参考法国新版GOR9对监督大纲验收准则的分类方法，甄别电厂监督大纲中的安全验收准则和功能验收准则。本文将对常规专题的主要审查思路和思路进行阐述，不对一些特殊专题进行赘述。

2 专题模式下的程序要素审查思路

2.1 总体审查策略

在现场实际审查过程中，程序要素的审查从策划、执行、控制和改进（PDCA循环）几个方面逐步开展工作（详见图1）。

具体的针对执行的过程，首先应针对不同专题选定审查基准，主要来源是核安全法规/导则以及相关业界的良好实践。其次便是审查数据的收集和分析筛选，在此过程中，数据来源一般是电厂的上层的文件（政策、大纲等）、管理程序文件、技术文件（技术规程等），同时，还得对相关的电厂记录文件/报告进行收集和审查，另外，由于程序要素涉及的样本较大，因此在数据收集的过程中，应选定筛选数据的准则。最后，根据审查的角度来确定电厂在各个专题下的基本概况，针对弱项提出纠正行动建议。具体的审查策略见图2。

2.2 專题审查思路

2.2.1事故规程和运行技术规范专题

该专题的审查范围已在表1中进行了描述，其审查思路如下：

（1）审查电厂事故规程和运行技术规范的升版、维护和控制情况，此部分审查主要通过对规程的版本、使用记录以及核安全局关于上述与核安全相关的规程的变更申请、审查和批准记录。

（2）重点关注电厂是否存在事故规程和技术规范根据良好实践而进行修改的情况，同时对进行变更的规程是否存在验证记录或报告，以及变更过程是否得到有效控制。本专题下运行技术规范的范围应包括运行技术规格书和安全相关的定期试验要求的相关内容。

（3）审查主控室（MCR）事故规程是否保存良好，规程是否清晰可用，此部分接口人因要素的人机接口部分的审查内容。

（4）对超设计基准事故管理规程和以征兆为导向的应急运行规程（SOP）进行电厂实际状况的审查，并根据审查结果提出改进建议。

2.2.2 运行、维修、监督、辐射防护和在役检查的主要技术程序的维护和控制专题

该专题的审查范围即为这五大类的主要技术程序，其审查思路如下：

（1）对电厂五大类程序的总体情况进行描述，重点对电厂程序体系的完整性进行审查和描述，并对电厂技术程序的层次和种类以及功能是否满足国家核安全法规的要求的状况进行审查和描述。

（2）筛选审查样本，由于样本量较大，原则上抽样比例在15%左右。主要审查这些程序的版本控制状况、技术程序的使用和程序的升版控制情况。

（3）对审查中发现的弱项进行分析并提出管理改进建议。

2.2.3 变更改造对文件的影响专题

该专题的审查范围主要针对电厂当前PSR审查周期内的变更改造项对电厂技术文件的修改是否得到有效的控制，以及电厂的变更改造管理程序是否满足核安全法规的要求。主要的审查思路如下：

（1）对电厂变更改造的管理程序进行与核安全法规的符合性审查，其主要依据《核电厂换料、修改和事故停堆管理（HAF103-01）》中关于核电厂修改方面的要求。

（2）获取电厂总体变更改造的清单，由于定期安全审查的周期为10年，涉及到变更改造的项目较大，需要按照一定的原则对改造项进行筛选，一般为核安全相关的改造项全选，而与电厂可用率相关的重要改造基本全选，具体视总体样本量决定。

（3）对变更改造项目的申请、审查和批准流程的实施是否规范和有效进行审查，尤其是对核安全相关的改造项目，对与核安全局往来的相关批文进行审查，确认过程均按照管理程序的要求进行。

（4）对抽样的变更改造项目进行审查，主要审查改造中涉及的程序文件修改项是否关闭并得到有效实施，主要审查改造涉及的相关规程、流程图、接线图等文件是否按照要求进行变更。

（5）对专题审查过程中发现的其他问题进行跟踪。

2.2.4 事件对相关技术文件的影响专题

该专题主要针对电厂审查周期内涉及技术文件修改的事件（主要指运行事件和内部事件）是否得到有效控制和关闭，以及电厂事件相关管理程序与核安全法规的符合性进行审查，主要思路如下：

（1）事件相关的管理程序主要包括电厂的经验反馈政策和大

纲、状态报告、原因分析、事件相关纠正行动的管理以及编码等相关程序，主要对电厂的事件报告和反馈的管理体系进行审查，其主要依据《核动力厂运行安全规定（HAF103-04）》中的规定。

（2）对事件进行筛选，主要筛选电厂在审查周期内的运行事件和内部事件，同时，将这些事件中涉及文件修改的事件筛选出来行程专题的审查样本。

（3）按照事件纠正行动项中关于技术文件的修改要求，进行逐项核查，并形成审查记录。

（4）对事件相关文件修改的管理程序和制度进行审查，对可能存在的弱项进行分析。

2.2.5 监督规程专题

本专题的监督规程的维护和控制在五大类程序专题中已有内容的覆盖，因此该专题重点关注监督大纲完整性以及定期试验监督大纲的升版和編制情况。其审查思路如下：

（1）审查电厂安全重要物项监督的管理程序是否符合核安全法规的要求，主要依据《核电厂安全重要物项的监督（HAD103-09）》。

（2）按照《核电厂安全重要物项的监督（HAD103-09）》中关于主要监督类型（如：a-监测、取样，b-功能试验，c-仪表校验、标定和响应时间的验证试验，d-检查）的规定，从审查系统设备功能的角度验证电厂监督功能项目（见导则附表），并验证电厂在监测取样、功能试验、仪表校验和检查4个方面的程序是否满足法规的要求。

（3）按照《核电厂安全重要物项的监督（HAD103-09）》3.2节的要求，从核电厂核安全屏障的完整性角度验证屏障项目，分别验证核电厂最终安全分析报告和电厂各个大纲是否覆盖了这些屏障要求，以及电厂的技术工作程序是否落实了核安全屏障项目的试验监督，并最终形成审查记录。

（4）对核电厂定期试验监督大纲的编制和升版记录进行审查，

同时，应对审查周期内电厂的定期试验记录进行审查，并对各年度的有缺陷（试验结果不合格、延迟等）的定期试验记录进行统计和分析。另外，对电厂的定期试验报告进行审查。

3 结束语

本文通过对国内核电厂已开展的程序要素定期安全审查工作进行分析，对程序要素的专题划分模式进行了分析和介绍，并结合实际PSR实际审查经验分别对各个专题的审查思路进行了阐述。全文对专题模式下的程序要素定期安全审查进行了较为全面的概述，使审查工作有了一定的可操作性，可对后续的程序要素定期安全审查工作提供一定程度上的借鉴和指导。

作者简介：徐小照，中核集团核动力运行研究所评估中心，从事于定期安全审查（PSR）、核安全文化及评估、核电同行评估等相关工作。