美国核管会ITAAC项目抽样检查方法的研究
时间：2023-06-05 08:10:24 来源：雅意学习网 本文已影响 人 
邹 象，马国强，雷 蕾，于大鹏
（生态环境部核与辐射安全中心，北京 100082）
监督、试验、分析和验收准则（Inspections，Tests， Analyses and Acceptance Criteria， ITAAC）［1-6］是美国核管会在其“一步法”许可证制度中提出的关键要求。
对ITAAC 项目进行监督检查是美国核管会（NRC）建造核动力厂监管体系（cROP）［7，8］的重要组成部分。冯建平［9］、郑开源［10］等人针对ITAAC 项目内容以及我国和NRC 对ITAAC管理要求进行了研究和介绍。在监管实践中，NRC 并不会对所有的ITAAC 项目都进行监督检查，而是贯彻风险指引型的监管理念，建立了一套评价方法对所有ITAAC 项目的重要性进行评分，并根据评分抽样选取部分ITAAC 项目进行监督检查。这种抽样检查的方式既可以保证监管力量的有效分配，又能够最大程度地确保所有的ITAAC 项目满足要求。
我国核能事业目前处于安全有序发展阶段，新建核动力厂规模较大。如何利用有限的监管资源，对核动力厂建造活动进行充分有效的监管成了一项挑战。希望可以借鉴NRC 的ITAAC 项目抽样监督检查方法，为我国建造核动力厂监管检查项目的选取提供参考，实现监管资源的高效分配，确保核动力厂的建造质量。
ITAAC 是美国核管会建立的一系列行动项和标准要求，用以验证核动力厂的建造满足联合执照、原子能法以及NRC 的相关管理规定。
ITAAC 项目由设计承诺、相关的检验试验和分析、验收准则三部分组成，根据具体工作内容可分为役前试验、建造试验、监督检查、分析、非系统相关条目、实物保护系统相关条目六大类。每完成一项ITAAC，申请者都将向NRC 提交ITAAC 关闭通告（ICN），NRC 会对其进行审查以确保满足验收准则。原则上，申请者应当在装料前完成所有的ITAAC 项目，并且各项目都满足验收准则，当所有ITAAC 项目完成并获得NRC 审查认可后，核动力厂可正式进入运行阶段。
我国的法规对ITAAC 项目虽然没有进行明确要求，但是在对国内AP1000 机组的许可证审查中，国家核安全局要求相关业主单位应参照美国10 CFR 52 的要求，开展有关ITAAC 工作，并定期向国家核安全局提供完成情况和工作计划［9］。
通常，核动力厂有数百项ITAAC 项目，其中许多项目又涉及多个子项，这些项目可能由多个供应商或制造商执行。许可证申请者必须执行所有的ITAAC 项目，当发现缺陷时必须进行纠正，以确保所有的ITAAC 都满足要求，NRC 会对所有的关闭ITAAC 进行文件审查。
但是NRC 并不会对所有ITAAC 项目在其进行过程中进行监督检查，而是建立了一套评价方法对所有ITAAC 项目的重要性进行评分，并根据评分抽样选取部分ITAAC 项目进行监督检查，ITAAC 抽样方法流程如图1 所示。下面将对ITAAC 抽样监督检查方法进行介绍。
图1 ITAAC 抽样方法流程Fig.1 Process of ITAAC sampling method
2.1 ITAAC 分类
首先对ITAAC 项目进行分类，将相似的ITAAC 项目划分为同一类。分类遵循以下原则。
（1）所有的ITAAC 项目都属于且只属于某一个ITAAC 类；
（2）一个分类中的所有ITAAC 项目都采用了相同或相似的规程进行建造、测试或者鉴定。
分类的目的是，当对某一类中的部分ITAAC 项目进行检查时，检查结果能够表征整个类中的所有ITAAC 项目。NRC 建立了ITAAC 矩阵（见表1），矩阵有6 列19 行共114个族，横向代表是不同的监管活动，纵向代表不同的建造活动，NRC 制定了25 个监督检查程序（IP）以对每一行和列的ITAAC 进行监督检查。
表1 ITAAC 矩阵Table 1 ITAAC Matrix
2.2 确定ITAAC 属性及价值分级
2.2.1 确定ITAAC 属性
属性即监管单位所关注的ITAAC 特征，通过这些属性能够确定ITAAC 项目是否具有检查价值，以确保重要缺陷不被忽略。
NRC 给出了以下五项ITAAC 属性。
（1） A1-安全重要度：ITAAC 项目所涉及构筑物、系统和部件的安全重要度，可以采用概率安全分析（PSA）模型中的风险主要度进行表征；
（2） A2-易错性：在建造、安装和试验期间出现错误的倾向性或者难易程度，取决于活动的复杂性和难度；
（3） A3-建造和试验经验：是否为首次执行的试验或活动（FOAK）或者项目由缺少相关活动经验的团队执行；
（4） A4-可代替性：活动可以通过其他检查、功能试验、预运行试验或者性能试验进行验证的程度；
（5） A5-申请者的监督能力：申请者监督和质保体系的有效性和充分性（包括对供应商和承包商），表征了营运单位发生错误和发现错误的可能性。
2.2.2 属性的价值分级
确定属性后，还需给出各属性的价值分级，以对ITAAC 的各属性进行量化。
（1）安全重要度：由A、B 两种组成。
A：所涉及系统的安全重要度。共分为5 个等级（1 级最低，5 级最高），可以采用PSA 风险重要度（如堆芯损伤概率增量△CDF）进行评价；
B：ITAAC 对于确保系统性能满足要求的重要度。共分为3 个等级（1 级最低，3 级最高），通常涉及非能动系统时具有高重要度，原因在于非能动系统的缺陷难以在运行阶段发现。
确定子重要度后，可根据表2 计算ITAAC项目安全重要度的最终价值（FV）。
表2 安全重要度最终价值表Table 2 Final value of safety significance
（2）易错性：易错性的最终价值（FV）与其基准价值（B）、监管价值（V）和映射价值（MV）有关，价值共分为5 级（1 级最低，5 级最高）。
a. 基准价值（B）：ITAAC 相关工程、建造、试验和监督等活动的复杂性会在多大程度上造成活动中出现错误；
b. 监管价值（V）：如果营运单位不对该项目进行监督检查，可以信任在活动过程中不出现错误的程度；
c. 映射价值（MV）：根据基准价值和监管价值，查表3 得到映射价值。
表3 属性的映射价值矩阵Table 3 Mapped value of attribute
属性的最终价值等于基准价值减去映射价值，也即
（3）建造和试验经验：与易错性属性类似，建造和试验经验的最终价值（FV）与其基准价值（B）、监管价值（V）和映射价值（MV）有关，共分为5 级（1 级最低，5 级最高）。
a. 基准价值（B）：ITAAC 活动中缺少相关设计或者建造经验（包括培训的欠缺）的程度；
b. 监管价值（V）：如果营运单位不对该项目进行监督检查，电厂人员能够一如既往地完成这些任务而不发生错误的程度；
c. 映射价值（MV）：根据基准价值和监管价值，查表3 得到映射价值。
（4）可代替性：与易错性类似，可代替性的最终价值（FV）与其基准价值（B）、监管价值（V）和映射价值（MV）有关，共分为5 级（1 级最低，5级最高）。
a. 基准价值（B）：在其他的建造、安装和测试过程中，无法发现ITAAC 不满足验收准则的可能性；
b. 监管价值（V）：如果营运单位不对该项目进行监督检查，活动过程中不会产生隐藏重要缺陷的可信度；
c. 映射价值（MV）：根据基准价值和监管价值，查表4 得到映射价值。
（5）申请者的监督能力：该属性也共分为5级（1 级最低，5 级最高）。与其他属性不同的是，在核动力厂建造之初，监管单位无法准确判断申请者的监督能力，因此在ITAAC 评分时，所有ITAAC 项目在该项属性的最终价值（FV）均为3 级，这实质上并不影响ITAAC 排序。
随着建造活动和监管的进行，监管单位可根据营运单位的质保体系运转情况或者其他信息调整该属性的评级。
2.2.3 确定属性价值得分
对属性进行价值分级后，需通过专家判断给出每一等级对应的得分（0 到1），见表4。
表4 属性价值等级赋分表Table 4 Attribute utility scale
通过以上流程可以看出， ITAAC 项目某一属性的价值得分，并不仅仅取决于项目本身的重要性，还取决于监督检查是否有利于确保ITAAC 活动的质量。
2.3 确定ITAAC 属性的权重
2.2 中给出了ITAAC 的属性及价值分级方法。监管实践中，五个属性的重要性是存在差异的，NRC 采用层次分析法给出了各个属性的归一化权重，下面对该方法进行介绍。
2.3.1 属性的相对重要性
NRC 的专家团队通过对属性两两比较，得到属性的相对重要性，这个相对重要性可以表征哪个属性更具有监督检查的价值。
A 对B 的相对重要性分为：
1：A 和B 同样重要；
3：A 相较于B 略微重要；
5：A 相较于B 更重要；
7：A 相较于B 十分重要；
9：A 相较于B 极其重要。
当B 比A 更重要时，则为以上数值的倒数。
由此可以得到属性的相对重要性矩阵R，见表5。
表5 属性相对重要性矩阵Table 5 Relative significance matrix of attributes
2.3.2 求解属性的归一化权重
获得相对重要性矩阵后，求解矩阵的最大特征根对应的特征向量，归一化后即为各属性的归一化权重W，见表6。
表6 属性归一化权重Table 6 Normalized weight of attributes
2.4 计算所有ITAAC 项目的排序分（RANK）
根据核动力厂的具体设计信息，采用式（2）计算所有ITAAC 项目的排序分。
其中Ai为第i个属性，FV为属性的最终价值，T为通过查表4 得到的价值得分，w 为归一化权重。
2.5 确定监督检查清单
由于监管资源的有限性，难以对所有的ITAAC 项目进行完整的监督检查。因此，NRC根据ITAAC 项目的排序分选择部分项目进行监督检查，以在合理可行的资源配置下尽可能地进行充分的检查。
这里介绍两种选择方法，一种是参考文献［3］中给出的推荐方法，步骤如下：
（1）计算各个ITAAC 族的RANK分：
其中，RANKi为第i族的排序分，RANKi，j为第i族中第j个ITAAC 项目的排序分。
（2）计算所有ITAAC 的RANK总分：
（3）计算各个ITAAC 族RANK分占比：
（4）计算各个ITAAC 族的可利用资源：
其中，xtotol为总的可利用资源，可以用监督检查的时长表征，xi为第i个ITAAC 族的可利用资源。
（5）在各ITAAC 族分别选择监督检查清单，使得在资源消耗不超过xi的前提下，清单中ITAAC 项目排序分之和最高。
另一种为NRC 的核反应堆管理处（Office of Nuclear Reactor Regulation）采用的方法［5］，即根据具体反应堆设计特征和可利用监管资源确定排序分限值，对于所有排序分超过限值的ITAAC 项目都将进行监督检查，例如对于AP1000 和ABWR 排序分限值为0.4。
另外，无论采取何种方法，都要确保对每个ITAAC 族中的至少一项ITAAC 进行监督检查。
可以看出，两种方法各有其优点，但目的均是在一定的资源配置下尽可能地对更重要的ITAAC 项目进行监督检查。
本文介绍了美国核管会所采用的ITAAC项目抽样检查方法，该方法以专家判断为基础，结合层次分析法等手段，确定了ITAAC 项目的分类、属性及其价值分级和属性权重，继而对所有ITAAC 项目进行评分，根据评分抽样选取最重要的ITAAC 项目进行监督检查。
由此可以看出，这种抽样方法并不局限于某一特定堆型，其过程充分体现了NRC 对ITAAC 的关注重点以及如何平衡风险和资源的监管理念，抽样选取ITAAC 项目的监督检查结果能够最大程度地代表申请者所有ITAAC 的完成情况，从而确保对核动力厂的建造活动进行充分监管。希望可以借鉴这种方法以及方法背后的监管理念，为我国建造核动力厂监督检查项目的选取提供参考，实现监管资源的高效分配，确保核动力厂的建造质量。
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