专家呼吁：全球核能发展需要新的规范和标准

自世界第一个商业化核反应堆1956年在英格兰赛拉菲尔德投入使用后，数以百计的核电站应运而生。根据美国核能研究所（NEI）的数据，截至到2010年8月，全球共有441个发电核反应堆，分布在29个国家。世界核协会的资料显示，另有15个国家的59个核电站正在兴建之中，这些反应堆及未来将开发的反应堆都需要复杂的技术标准和合格评定程序作为框架，而这种框架不仅适用于管理核电站的设计，还可确保核电站安全可靠运行。

传统规划下标准存差异

在许多行业，提高机械设备现有部件的使用寿命均比更换新部件更经济，核电行业也是一样。在美国，核管理委员会（NRC）按照《原子能法案》可将一项商业反应堆的许可在40年期限的基础上再延长20年。根据NRC的说法，当初选用40年作为许可期限是出于经济因素和反垄断方面的考虑，而非由于技术上的限制。目前，104个核电站中，已有80个申请将运行许可期限延长20年。

延长核电站的使用寿命，从成本/效益角度来看很有意义。同时，这种做法也使检验和维护在核电站运行过程中显得尤为关键，并且有必要采用历时几代的标准。然而，由于基本标准在某种意义上视设计不同而定，而且这些标准的高度监管性质需要法律支撑，所以制订统一的全球标准框架一直没有受到监管机构战略的重视。所以，各种标准化方法一直存在着差异。

在美国，对包括沸水堆（BWR）和压水堆（PWR）的现有堆型，很多标准都由美国机械工程师学会（ASME）会同地方行业（包括承包商、监管机构和材料与组件供应商）共同制订的。但法国决定创立一套单独的体系来编撰核规范，并于1980年成立了AFCEN（法国核岛设备设计和建造规则协会），负责制订独立于ASME流程的标准。与ASME规范相类似，AFCEN的RCC-M规范用于监管PWR核岛机械组件的设计和概念，AFCEN的RSE-M规范则用于监管PWR核岛机械组件的在役检查规则。

同样，日本机械工程师学会（JSME）和韩国电力工业规范（KEPIC）也分别为制订了相关标准。

全球框架加强合作

鉴于越来越多的国家寻求将核电纳入其能源范畴及组件供应商期待参与多元市场的竞争，了解基本标准的发展动态已成为实现低成本发展的关键。

经济合作与发展组织（OECD）核能局原子能委员会（NEA）已认识到国际合作的需求，设立了多国设计评价计划（MDEP），并于2006年召开了第一次会议。目前，有10个国家的核能监管机构加入了这一计划，其中包括经合组织核能机构（NEA）七个成员国：加拿大、芬兰、法国、日本、韩国、英国和美国，另外还有中国、俄罗斯和南非。

贯穿MDEP工作的主导理念是，国家监管机构利用主管机关来负责所有发放许可和监管方面的决策。MDEP的主要目标是加强合作，建立基准监管规范来提高反应堆新设计的安全性。由于审核过程是所有国家发放许可的必经一步，因此加强监管机构之间的合作，将利于提高监管设计审核的效力和效率。

同时，MDEP还成立了“规范和标准工作小组”，其任务是找出规范和标准之间的共同点和不同点，并与标准开发组织共同促进组件设计领域监管实践的融合。MDEP在2010年6月发布的2009年度报告中，宣布了该工作组在比较1级压力容器标准方面取得的重大进展，包括材料、设计、制造、检查、测试、过压保护以及总体要求。起初，工作重点是压力容器规范要求，后来带动了数据库的开发，该数据库用于识别ASME规范与韩国、日本以及法国规范之间的相同之处和不同之处。项目中计划采用ASME规范作为比较基准（因为被比较的规范是建立在ASME规范基础之上的）。

另外，年度报告比较后的主要结论为：目前情况来看，在压力边界规范的各个领域都彻底采用国际统一标准不大可行，因为核电站设计的范围及现有的特定国家建设惯例、监管要求以及采纳流程方面均存在很大差异。该报告指出，要想进一步扩展工作范围以便将2、3级容器、管道、泵和阀门包括在内，取决于第1、2阶段的成功，取决于将规范和标准的统一工作扩大到压力边界组件以外领域所做的努力。报告最后表明，规范和标准工作小组可能会探索新的监管方案，允许在新反应堆的审批中采用国外规范。#d1cm#page#

ASME如何应对核能发展

ASME最近新成立了一些组织，旨在解决电厂老化以及新建电厂预期的问题，其中一个就是核电站老化管理特别工作组，此工作具体任务包括了解核电站老化管理和长期运营的技术、经济和监管等各个方面的情况，对第XI卷规范的修订进行审核、提出建议或起草规则与要求。而“新建电站行业实践小组”则负责考虑新反应堆的设计，并根据设计、材料、检验、可获得性或文件要求，来确定所需要的技术领域/问题或变更。联合小组将利用掌握的知识对第III卷（建造）和第XI卷（检验）的规范进行适当修订。

2008年，ASME与美国核学会（ANS）联合发布了“核动力设备用1级/大型早期释放频率概率风险评估标准”标准。目前正与美国混凝土协会（ACI）就复合混凝土和钢质反应堆容器、安全壳、储罐以及组件支撑结构（包括石墨芯支撑）方面展开进一步合作。

在标准制订方面，ANS也发布了大量新标准和修订标准，如ANS-3.5-2009“操作人员训练和检验用核电厂模拟装置”、ANS-15.11-2009“研究反应堆设施辐射的防护”、ANS-8.27-2008“LWR燃料燃耗效益”。

合格评定及人才培养

在确保核电厂（以及基础组件）的安全性和可靠性方面，标准化固然重要，但合格评定（即通过一套程序来验证组件或过程符合规定标准）也举足轻重。方法之一就是通过第三方检查的形式来检验供应商的运营。

但是，标准本身在很大程度上属于技术贸易语言，而流畅的语言应用是核电厂设计、建造和运营的重要组成部分。随着核工业发展的趋势，许多标准开发机构认识到了开发正确应用标准技能的重要性，并将培训作为其业务的组成部分。同时，信息技术的进步以及其在全球的广泛传播，使得这些机构可以方便地通过互联网提供培训，在大大降低成本的同时提高了整体实用性。

标准和监管体系的融合（像MDEP中设想的那样）究竟能达到何种程度，尚不确定。在全球经济背景下，要更多地依赖于已经拥有或寻求建立核电计划的国家的政治举措和财政状况。但是，曾经一段时间的行业低迷，会使核能利用工作抓住机遇开展最大程度的合作，发掘最大潜能。（约瑟夫·温德勒 作者为ASME标准与认证项目工程经理。）