三代核电站严重事故下设备鉴定探究摘要：设备鉴定是核电站安全的重要保证。文章对国际三代核电站AP1000和EPR在严重事故下设备鉴定进行了研究，对自主化三代核电站是否进行严重事故下的设备鉴定进行了分析和论述，进而对自主化三代核电站如何进行严重事故下的设备鉴定进行了分析和探讨，并对今后严重事故工况下的设备鉴定工作提出了建议。关键词：核电站；严重事故；设备鉴定中图分类号：TM623文献标识码：A文章编号：1009-2374(2013)24-0104-031概述HAF102《核动力厂设计安全规定》“设备鉴定”要求：必须采用设备鉴定的程序来确认安全重要物项能够在其整个设计运行寿期内满足处于需要起作用时的环境条件下执行其安全功能的要求。在可能的范围内，应该以合理的可性度表明在严重事故中必须运行的设备能够达到设计要求。设备鉴定是指：制造及维护的证据以证明设备在符合鉴定规范的情况下，满足其具体的工况条件。对于设备鉴定，已有相应的标准及规范，但相关研究均是针对二代加核电站，并且是基于设计基准事故下的鉴定，对于严重事故下的设备鉴定，目前尚未有具体研究或相关标准。福岛核事故发生后，核安全更加熒到重视。根据《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》：我国核电厂具有一定的严重事故预防和缓解能力，安全风险处于受控状态，安全是有保障的。为了进一步提高我国核电厂的核安全水平，国家核安全局依据检查结果对各核电厂提出了改进要求，包括“应急补水及相关设备技术要求”等8项改进，其中部分改进（例如应急补水及相关设备技术要求）与严重事故相关。根HAF102的规定：核动力厂状态一般包括：正常运行、预计运行事件、设计基准事故和严重事故。超设计基准事故中的某些概率很低的核动力厂状态，可能由安全系统多重故障而引起，并导致堆芯明显恶化，它们可能危及多层或所有用于防止放射性物质释放的屏障的完整性。这些事件序列被称之为严重事故。目前，国内已开展ACPI000等自主化三代核电站的设计,三代核电站较二代核电站的重要改进即为安全性能的提升，其中有更多的系统及设备用于严重事故的预防和缓解，应对严重事故下设备鉴定展开的研究。但严重事故下的设备由于其所处的复杂工况，设备是否进行鉴定或如何鉴定，目前尚无标准或要求。因此，有必要对国际上已有的三代核电站AP1000及EPR在严重事故下的设备鉴定展开研究，以作为国内自主化三代核电站的参考。对于自主化第三代核电站，在严重事故工况下，哪些设备需要保证可用，这些设备如何能执行其功能，也需要展开研究。综上所述，本文研究了国际三代核电站(AP1000、EPR)在严重事故下设备鉴定；基于此，对自主化三代核电站是否在严重事故下进行设备鉴定进行了论述，并对自主化三代核电站在严重事故下如何进行设备鉴定进行了探讨，并给出了自己的见解。2国际三代核电站对于严重事故下设备鉴定的研究2.1API000核电站对严重事故下设备鉴定的要求API000要求：安全相关的设备必须在与设计基准事故相关的环境条件下执行其功能。对于设计基准事件，通过设备要求提供的确保等级即为"设备鉴定”。NRC提供了一个必要设备在严重事故环境条件下和一定的时间期间内在一个合理水平的保证能工作的准则。这个准则涉及“设备生存能力”。设备生存能力评价是在独特的安全壳环境条件下，在堆芯损坏后的严重事故期间评价所要使用的设备和仪表的可用性，以使严重事故达到一个可控稳定的状态。美国核管会(NRC)在SECY-93-087中推荐：只用于严重事故保护下的设备不必遵守10CFR50.49设备鉴定要求。然而，缓解特征必须设计成可以提供合理的保证，使设备在严重事故环境下能够按照其设计要求运行并超过其要求的时间范围。API000规定，专门应对严重事故的设备不需要进行设备鉴定，不过这些设备的设计要以一定合理地保证在严重事故条件下可工作。专门应对严重事故的设备只要进行所谓的设备生存能力评价。对于不是专门应对严重事故，但在缓解严重事故时可能用到的安全级设备，按要求要进行设备鉴定。这个鉴定仅是在正常、异常、紧急、设计基准事故条件下的鉴定。并不涉及严重事故下的环境条件鉴定。用于证明设备生存能力的方法是：确定用于达到一个...