上海监督站对秦山第三核电厂的监督

原　航

（国家环保总局上海核安全监督站，上海，200050）

1　秦山三期CANDU项目概述以及国家核安全局和上海监督站的监督

　　秦山三期工程是中加合作项目，总投资约28.8亿美元，建造2台额定功率为728MWe（堆功率为2063MWt）的重水反应堆，以韩国月城（Wolsong）3、4号机组为参考电厂，电厂设计寿命为40年，平均负荷因子85。1、2号机组的建设工期分别为72个月和81个月。

　　秦山三期工程采用近似交钥匙的工程建造方式（为了降低造价和充分利用中方资源，中方承担了部分工作）：加拿大原子能公司（AECL）作为本项目的总承包商，对秦山三期工程的设计、采购、建造、调试负总的责任；秦山第三核电有限公司作为该电厂的业主，对AECL提供的设计文件进行审查，对AECL、并通过AECL对分包商进行监督管理，同时直接承担BOP部分的建造管理，并在AECL的指导下实施调试工作及调试期间电厂的运行和维护，以及核电厂验收后的运行。

　　国家核安全局上海监督站根据核安全法规，自1998年起，派驻现场监督组对秦山第三核电厂进行了核安全监督检查，制定了核安全监督检查计划，及时了解现场情况，跟踪工程和调试进度，针对建造、安装、调试活动中出现的问题，向核电厂提出核安全管理要求，促使电厂采取措施，保证建造、调试质量和运行安全，并督促业主及时上报建造事件报告和运行事件报告。从2002年12月31日秦山第三核电厂1号机组进入商业运行后，上海监督站开始了对秦山第三核电厂将长达40多年的运行监督。

2　上海监督站的监督方法和方式

2.1监督依据

　　对秦山第三核电厂实施监督管理的依据是：核安全法规、导则、核安全局发布的监督检查大纲、监督管理程序、技术程序、国家标准、技术标准规范、核电厂技术文件等。监督依据具体分类如下：

　　（1）中华人民共和国法规和导则系列；

　　（2）国家核安全局发布的监督检查大纲、程序；

　　（3）国家核安全局发布的技术指导文件、监督手册、报告；

　　（4）国家核安全局发布的审评结论、许可证条件和检查报告提出的核安全管理要求；

　　（5）地区监督站内部管理文件、检查程序、检查计划；

　　（6）中华人民共和国国家标准（GB系列）、行业标准；

　　（7）核电厂技术文件（特别是经国家核安全局审查认可的文件）；

　　（8）国家核安全局认可的其他技术标准规范，如：ASME、CSA等。

2.2现场监督主要有以下几种方法

　　（1）文件检查；

　　（2）现场观察；

　　（3）座谈和采访；

　　（4）测量或试验。

2.3监督方式

　　上海监督站对秦山第三核电厂的现场监督主要以如下几种方式进行：

2.3.1日常核安全监督检查

　　日常核安全监督检查是现场监督中最重要、最常用的监督检查方式，现场监督员通过现场巡视、采访施工人员、监督或见证重要活动来实施日常监督。　对监督中发现的问题及时记录在案，作好讨论，重要问题向监督站汇报。通过现场跟踪监督检查建造、调试和运行工作的状况及相关的活动，查明营运单位是否按照国家核安全局审查认可的建造许可证或调试大纲的要求实施了活动；运行状况是否满足技术规格书的要求；建造、调试活动或运行工作的管理、程序、人员等方面是否符合质保大纲的要求；建造、调试或运行过程中出现的问题是否得到了及时、妥善解决；以及国家核安全局和上海监督站提出的核安全要求是否得到了落实。

　　对于现场监督中发现的一些重要问题，现场监督员通过发送监督单的形式与核电厂进行联络，并通过该文件发送核安全管理要求。

2.3.2定期对话会和现场对话会

　　为使日常监督发现的问题和提出的核安全管理要求得到及时有效的落实，每季度监督站主任及现场监督员与秦山第三核电厂管理层举行一次定期对话会，讨论核电厂的建造状况和存在的安全相关问题，特别是处理日常监督检查中发现的问题；讨论核电厂对监督员日常监督中提出的核安全管理要求的落实情况。

　　一般地，监督站在对话会前两周向核电厂发出"关于召开对话会的通知"。　将对话会的时间、地点、对话议题、要求和监督员名单通知核电厂。对话过程中，双方就核电厂前一阶段存在的问题进行对话讨论，监督站根据讨论情况，提出相关的核安全管理要求。

　　对话会后，监督站根据讨论结果编写对话会纪要，发送核电厂。监督员在日常监督中跟踪检查对话会纪要中所提出要求的落实情况。

　　现场监督组每月与核电厂接口部门召开一次现场对话会，讨论日常监督中发现的一些问题。相对于定期对话会，现场对话会比较机动灵活，可以将发现的一些问题及时的进行讨论和反馈。

2.3.3例行/非例行检查

　　根据秦山第三核电厂某个领域的状况，国家核安全局和上海监督站每年都组织一定数量的例行和非例行检查，对该领域进行较全面的检查，提出核安全管理要求，使该领域的问题得到解决。

　　检查一般分为以下几个阶段：

　　（1）检查的准备；

　　（2）检查前会议；

　　（3）检查的实施；

　　（4）检查后会议；

　　（5）检查报告；

　　（6）后续行动。

　　在调试阶段，国家核安全局组织的控制点释放前核安全检查也起到了例行检查的作用。　在调试阶段，国家核安全局针对每个机组的调试活动选定了7个控制点，分别是重水装入慢化剂系统、燃料到厂、首次装料、首次临界、首次并网、50满功率和100满功率。国家核安全局在每次控制点释放前，组织检查组对核电厂前一段期间的调试工作进行较为全面的检查，在确认具备了释放控制点的条件后，可以释放该控制点。上海监督站的现场监督人员也作为检查组成员参加了所有的控制点检查。

2.3.4调试专项检查

　　调试专项检查是国家核安全局针对秦山三期的调试阶段进行的检查方式。对于秦山第三核电厂的每个机组的调试试验，国家核安全局选定了67个作为专项检查点。分为两类：Witness点（见证点）和Review点（试验结果记录确认点）。专项检查由北京核安全审评中心负责编制监督程序，由上海核安全监督站和苏州核安全中心负责组织实施。对于每个选定的W点和R点均要成立检查组，在实施检查前应对专项检查项目进行了解，其中要了解核电厂的实施程序和已编制的检查实施程序。一般地，核电厂应在检查项目实施前一周书面通知检查组到现场检查。

　　专项检查监督程序应包括以下内容：

　　．监督检查目的；

　　．监督检查范围和条件；

　　．监督检查内容及步骤；

　　．判定标准和监督检查结果；

　　．监督检查结论和评价。

　　检查工作完后，检查组根据监督结果判定是否可以接受，并编写检查报告。

3　一些重要事件、问题和试验的监督工作描述

　　自1998年，上海监督站开始派驻现场监督组对秦山第三核电厂的建造、调试和运行工作进行现场监督。　在核电厂的建造、调试和运行过程中也出现了一些事件或重大缺陷。现场监督员在监督过程中，及时了解和报告了这些事件，并及时对问题进行了处理，保障了核电厂的建造、调试质量和运行安全。

　　在核电厂的调试过程中，现场监督员对一些重大试验进行了现场见证方式的监督，确认了试验在调试大纲和调试程序要求的框架下进行，并且试验结果满足调试大纲的要求和最终安全分析报告的承诺。

3.12001年7月14日，1号PHT主管道安装错误

　　事件描述：在施工单位对已安装结束的1号机组PHT主管道检查时，发现1号主泵与1号蒸汽发生器相连的20英寸管段安装错误，与设计要求相差180°，导致该管段上的4英寸、3/4英寸、3/8英寸管座的方位与实际要求不符。

　　从这个问题上，反映出现场施工过程中质量控制工作的疏漏。在施工图纸上，出现了自相矛盾的描述，但是施工人员并未采取质疑的工作态度，盲目地选择了其中一种描述方式进行施工，导致了错误的产生。

　　现场监督员在日常巡视中，发现了该问题。通过与负责该问题的技术人员的座谈和采访，了解了问题发生的始末，并发送了监督单，要求核电厂对该问题发生的原因进行分析，提交事件报告，并提交解决的方案。

　　秦山第三核电有限公司提交了建造阶段事件报告。上海监督站主任和监督员一起在业主和工程监理人员的陪同下现场进行了检查，进行了对话讨论，并上报了国家核安全局。经过研究，SPMO决定将原4英寸管段封死，在其相对方向另开管座，以便连接要求的管道。在3/4英寸管座上焊接一段弯管以便连接要求管道。3/8英寸管座不影响其使用。现场监督员对纠正过程进行了全程的见证跟踪，并见证了施工完成后的PT检验工作。

3.22003年5月15日，1号机组主变故障引起失去四级电源事件

　　事件发生时1号机组反应堆功率在100FP，电功率721MWe。　1号停堆系统、2号停堆系统、应急堆芯冷却系统、安全壳隔离系统处于正常自动备用状态，其它安全相关系统也按技术规格书的要求可用。启备变SST由于低压侧共箱母线隔离挡板受潮，绝缘降低，导致母线对箱体外壳放电，已于5月12日退出运行转为检修。1号机组处于无备用厂外电源的运行方式。

　　5月15日7：45，1号主变出口开关52GT故障跳，全厂失电。1号停堆系统低流量保护动作，反应堆停堆，汽机跳机，手动断开发电机出口开关。9：12宣布电站进入"应急待命"状态。10：02主热传输系统开始降温，稳压器水位降到5.6m，切回SOLID模式，HTS压力7.27MPa。　10：57MOT投入热备用状态。11：52合主变压器出口开关52GT，主变压器MOT恢复运行。12：06四级电源母线全部恢复送电，12：14宣布退出"应急待命"状态。

　　事件后经调查，主变压器出口开关故障跳是由于1号发电机主保护装置故障，误发出信号跳开发电机励磁开关造成发电机失磁进入深度进相运行，引发发电机电流升高、电压降低，导致发电机后备保护低阻抗保护动作跳开主变压器高压侧开关52GT。

　　现场监督员在清晨接到全场失电的报告后，立刻赶赴1号机组主控制室，对事件情况进行实地调查，并立刻向监督站进行了汇报。在整个事件和应急待命进行过程中，现场监督员保持了和监督站的实时联系，及时汇报机组状况，并全程跟踪了整个事件进程，直到解除应急待命状态。　在事件结束后，现场监督员要求核电厂提交了运行阶段事件报告。

3.3对安全壳泄漏率试验的专项检查

　　2002年5月22日至24日，现场监督员对安全壳泄漏率试验进行了现场见证。该试验是国家核安全局选定的调试专项检查点之一，也是一项较为重大的试验。

　　该试验的目的在于检验安全壳设计和建造质量以及在失水事故情况下安全壳泄漏率是否在允许范围之内。试验验收准则为设计压力下24小时质量泄漏率0.5。

　　安全壳整体泄漏率试验的原理是：　根据理想气体方程进行计算，考虑到温度和水蒸汽分压的影响，故要测出试验期间安全壳内气体温度、湿度和压力的变化，采用绝对压力法计算出安全壳内空气质量的变化从而得出整体泄漏率。

　　在试验前，现场监督员先与核电厂人员进行了交流，详细了解了试验的全部实施过程，并将专项检查程序与试验人员进行了讨论，让试验人员了解到监督人员的检查重点。试验开始前，专项检查组与电厂试验人员召开了检查前会议，并宣布试验可以开始。在试验过程中，安全壳内的压力变化要受到严格监视，防止升降压速率的超限。在升降压过程中的31kPa、62kPa和124kPa压力平台均要进行泄漏率的测定，这些数据为顺利通过设计压力下的整体泄漏率的测定提供基本的参考，同时也为查找泄漏点提供可靠的信息。由于CANDU堆安全壳整体泄漏率试验之前并不象压水堆那样首先进行B、C类试验，而只对人员设备闸门的泄漏率进行了检测。因此在5月初的首次升压过程中才发现了大量的电气贯穿件的泄漏。而在5月22日到24日的试验过程中，未发现有明显泄漏点。在设计压力124kPa保压24小时后，经计算得到的安全壳泄漏率为0.21，满足验收准则要求。在该试验的验证试验顺利结束后，现场监督员在检查后会议上宣布了该试验获得成功。

4　对未来监督工作的展望

　　自2002年12月31日秦山三期1号机组进入商业运行起，上海监督站的主要监督工作开始转入运行阶段的监督。上海监督站制订了大量的运行阶段的监督程序，详细描述了运行阶段现场监督的内容、监督方法和监督方式。同时，上海监督站对秦山第三核电厂运行阶段监督管理大纲也在编纂之中，即将颁布。我们将致力于建设一支有较深厚专业技术功底、较高执法水平、较强应急响应能力和安全分析能力、较快工作效率的监督员队伍，以适应核安全监督工作的发展。今后较长的一段时期，上海监督站对秦山三期的监督工作将在如下几个方面继续加强：

　　（1）继续加深对CANDU堆的理解，结合CANDU堆的特点开展有针对性的监督工作；

　　（2）致力于促进核电厂核安全文化的进一步普及和提高，　促进质量保证管理水平的进一步提高；

　　（3）借鉴压水堆程序化、规范化监督管理的成功经验，进一步完善CANDU堆监督管理的程序和规范；

　　（4）加大对核电厂定期试验、预防性维修以及技术改造等方面的监督力度，重点关注在调试过程中出现问题的系统，保证核电厂的安全稳定运行。

　　随着现场监督员对秦山三期CANDU项目了解的不断深入，监督的广度和深度也将不断加强。在国家核安全局的领导下，在各兄弟单位的帮助和支持下，上海监督站对秦山第三核电厂的监督工作将稳步地得到提高。