非能动核电厂非安全系统实施监管时的若干问题

非能动核电厂非安全系统实施监管时的若干问题刘宇;崔贺锋;庞宗柱;孙造占【摘要】美国核管会(U.S.NuclearRegulatoryCommission,简称NRC)在对非能动核电厂AP600和AP1000进行安全审查过程中，提出对非安全系统监管(RegulatoryTreat-mentofNon-SafetySystem,简称RTNSS)的安全要求，这是NRC对非能动核电厂监管的重要特点之一•本文介绍了NRC提出RTNSS的历程、监管要求和实施程序,并研究了我国非能动核电厂的非安全相关构筑物、系统和部件的监管方面可能存在的问题，最后对于RTNSS相关安全要求与我国最新发布的核安全法规的一致性,作了评估说明.期刊名称】《核安全》年(卷),期】2018(017)002【总页数】8页(P18-25)【关键词】核电厂;非能动安全;监管;非安全相关系统监管【作者】刘宇;崔贺锋;庞宗柱;孙造占【作者单位】环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082正文语种】中文中图分类】TL364美国西屋公司设计开发的AP600、AP1000是典型的非能动先进轻水堆(AdvancedLight-WaterReactor，简称ALWR)核电厂，我国自引进AP1000技术以来，除了在三门核电一期工程和海阳核电一期工程建造四台AP1000核电机组作为依托项目外，又在消化和吸收基础上开发了CAP1000，以及通过再创新设计开发的CAP1400型号，这些都属于非能动安全反应堆。与传统压水堆(Pressurized-WaterReactor，简称PWR)相比，非能动安全反应堆依靠非能动安全系统缓解核电厂设计基准事故，属于革新型反应堆。这些非能动安全系统主要依靠自然力量，如：密度差、重力及蓄能等，为堆芯和安全壳冷却提供水源，而不是依靠电力驱动的泵、电动阀等能动设备。非能动安全反应堆的能动系统均被设计成非安全级的，安全分析中也不被采信用于缓解设计基准事故，除非这些系统的投运使事故的后果更加严重［1］。图1所示的AP1000核电厂中的非能动安全壳冷却系统就是典型的非能动安全系统。图1AP1000非能动安全壳冷却系统Fig.1AP1000passivecontainmentcoolingsystem尽管非能动安全系统不依赖动力电源驱动，而且具有很高的可靠性，但由于非能动安全系统还缺乏运行经验、非能动现象的不确定性以及非能动安全系统的低驱动压头，NRC在审查核电厂安全过程中强调了那些为反应堆冷却剂补充和余热排出提供纵深防御功能的非安全系统的重要性。为了保证这些重要的非安全相关构筑物、系统和部件(Structure,SystemandComponent，简称SSC)的可用性和可靠性，NRC通过总结AP600和AP1000审评实践经验，提出了RTNSS程序和要求。我国国家核安全局对非能动核电厂进行安全监管的过程中，为保证非能动核电厂的安全水平，也应该在我国核安全监管框架体系内对非能动核电厂中重要的非安全相关SSC提出监管要求，以确保这些SSC的可用性和可靠性。1美国NRC提出RTNSS1.1提出RTNSS的背景与目前运行的传统轻水堆(LWR)或改进型先进轻水堆(ALWR)不同，非能动ALWR(如：AP600、AP1000等)设计采用了非能动安全系统。对于非能动ALWR的能动系统，除一些提供安全相关隔离功能如安全壳隔离系统的有限部分外，其余均设计成非安全级系统。由于一些非能动安全系统的运行经验比较有限、非能动安全系统的驱动力较低、设计过程中没有验证非能动特征的所有方面以及非能动安全系统性能存在的不确定性等原因，对非能动系统提供纵深防御功能的能动系统，其重要性应得到提高。因此，美国NRC和美国电力研究院开发了一个对非能动ALWR设计中哪些能动系统需要监管的程序。NRC审评人员不要求这些能动系统满足所有安全相关的标准，但应具有一个高的置信水平，在需要时保证承担重要安全功能的能动系统是可用的。RTNSS提出过程NRC提出RTNSS的过程简要总结见表1。表1RTNSS提出的过程Table1ProcessofRTNSSdevelopment时间节点主要进展1989年8月NRC审评人员识别出8个与RTNSS相关的技术与政策问题，并认为这些问题是支撑委员会对ALWR设计可接受性做出评价的基础1990年12月NRC审评人员在SECY-90-406中作为对非能动安全设计发现的技术问题，列出了这些非安全级能动系统承担的功能1993年4月NRC在文件SECY-93-087“政策、技术和执照问题,有关改进型和先进轻水堆设计”中讨论了RTNSS问题，并声明建议在一份专门的委员会文件中说明该问题的立场[2]1994年3月NRC审评人员就RTNSS问题与各相关方达成共识，并将SECY-94-084"非能动核电厂设计中RTNSS相关的政策与技术问题”提交委员会，请求委员会批准文件中相关的审评人员立场[3]1995年5月NRC发布了SECY-95-132,充分反映委员会对SECY-94-084的审查情况和评论，进一步明确了审评人员对RTNSS相关问题的立场,并规定了RTNSS的范围、接受准则以及实施过程中具体步骤［4］2014年6月NRC发布了标准审查大纲(StandardReviewPlan,简称SRP)19.3节［5］,对非能动核电厂RTNSS在范围、准则和方法等方面的要求进行了补充与完善,并系统地提出审评人员在实施RTNSS过程中须参照的规范化要求，以单独章节对非能动核电厂中非安全级系统进行监管注：SECY文件是指提交给NRC委员会的有关政策、制度、决议或一般信息的文件，这些文件由委员会秘书处(OfficeoftheSecretaryoftheCommission，简称SECY)提交并编号2RTNSS程序及验收准则2.1实施RTNSS的程序通过系统总结SECY-93-087、SECY-94-084和SECY-95-132等文件提出的要求，以及NRC审评人员与工业界、研究机构开展的广泛讨论，确定非能动核电厂实施RTNSS的程序，包括以下五项要素［6］:(1)先进轻水反应堆用户需求文件［7］描述了风险重要的SSC设定可靠性/可用性(R/A)任务应采用的程序步骤，这些SSC的R/A任务须满足监管要求，并与NRC的安全目标进行比较。正如focused-PRA或确定论分析中的定义，R/A任务是能充分保证SSC完成其功能的一系列有关性能、可靠性和可用性的要求［8］。⑵在设计中应用该程序步骤确定风险重要的SSC的R/A任务。若认为能动系统是风险重要的，NRC审查R/A任务以确定其是否充分，以及可靠性保证大纲、可用性相关的行政控制、或简化的技术规格书和运行限值条件是否能合理地保证在运行期间实现该任务。如果依靠能动系统去实现R/A任务，应对这些能动系统提出与其风险重要性相符的设计要求。设计许可未对有风险重要的SSC的R/A任务作明确规定，而是提出了包括安全相关和非安全相关设计特征的确定性要求。2.2识别RTNSS监管的范围RTNSS程序适用于执行风险重要功能的非安全相关SSC，因此这些SSC是RTNSS监管的对象。通过表2所示的五条准则来确定非安全相关SSC的范围。表2识另0RTNSS监管范围的五条准则Table2FivecriteriatodeterminethescopeofRTNSS准则范围准则A用于应对NRC有明确性能要求的超设计基准事故,例如联邦法规10CFR50.62中规定的缓解未能紧急停堆的预期瞬态以及10CFR50.63中规定的全厂断电准则B用于确保长期安全(该“长期”指:设计基准事故发生72小时后持续四天的这一时段)和应对地震事件准则C用于在功率运行及停堆工况下满足美国NRC对堆芯损坏频率小于1x10-4/堆•a及大规模释放频率小于1x10-6/堆•a的要求准则D用于满足在严重事故期间安全壳性能目标，包括严重事故期间防止安全壳旁通准则E用于防止在非能动安全系统和能动非安全相关SSC之间显著的不利影响按照RTNSS程序，对非能动核电厂风险重要的非安全相关SSC进行识别和确定，通常采用概率论方法和确定论方法，根据上述五条准则进行识别和筛选。当然，识别RTNSS监管范围时，NRC对概率风险评价模型有较高的要求。RTNSS实施过程按照RTNSS程序，对非能动核电厂安全重要的非安全相关SSC进行监管，一般包括三个方面的步骤：首先需对非能动核电厂非安全相关SSC进行筛选和识别；其次对于RTNSS监管范围内的SSC建立特定的R/A任务；最后提出跟R/A任务相匹配的监管要求。因此，总结的RTNSS程序过程，基本包括以下三个部分：•确定重要的非安全相关SSC;•建立重要的非安全相关SSC的具体的可靠性/可用性任务；•针对建立的每项任务提出的管理要求。根据RTNSS实施程序和执行过程，可采用图2描述RTNSS的实施过程。以AP1000的RTNSS分析评价为例，西屋公司通过分析评估，识别出AP1000—些非安全相关系统的部分物项属于“RTNSS重要”物项，应对这些物项提出附加的监督管理。“RTNSS重要”物项及系统见表3[9]。图2RTNSS实施过程Fig.2ImplementationoftheRTNSSprocess表3RTNSS确定的风险重要SSC表Table3Risk-significantSSCsinthescopeofRTNSS构筑物、系统、部件序列数运行模式依据1.0仪表系统1.1DASATWS缓解21A,B1.2ESF驱动2123,4,5,6(3)A2.0电厂系统2.1RNS11,2,3A2.2RNS-RCS开口状态25,6(2,3)B2.3CCS-RCS开口状态25,6(2,3)B2.4SWS-RCS开口状态25,6(2,3)B2.5PCS补水-长期停堆11,2,3,4,5,6D2.6MCR冷却-长期停堆11,2,3,4,5,6D2.7I&C房间冷却-长期停堆11,2,3,4,5,6D2.8氢点火器11,2,5,6(2,3)A3.0电气系统3.1交流电源11,2,3,4,5a3.2交流电源-RCS开口状态2(1)5,6(2,3)B3.3交流电源-长期停堆11,2,3,4,5,6D3.4非1E级直流和不间断电源21,2,3,4,5,6(3)A,C数字注释:(1)三路交流电源(2台备用柴油发电机和1路厂外电)中的两路；(2)模式5,且RCS开口状态；(3)模式6，且堆内构件上部就位但堆腔水位低于满水位“依据”注释:(A)PRA不确定性；(B)PRA始发事件频率；(C)ATWS准则；10CFR50.62；(D)72小时后行动3我国非能动核电厂对非安全相关SSC实施监管需要关注的若干问题我国核安全监管框架和法规基础核安全监管框架体系在NRC对非能动核电厂实施RTNSS监管过程中，无论是对RTNSS监管对象进行识别和筛选的准则，例如准则C、准则D,还是对RTNSS监管对象建立R/A任务，都是以概率安全目标和设备性能为基础。在RTNSS监管程序中引入这些参数指标，和NRC在核电厂安全监管过程中逐步建立风险指引型和基于性能监管框架密切相关。实际上，NRC采用风险指引型和基于性能核安全监管框架，不但优化了NRC对核电厂的安全监管工作，而且还解决了NRC实施RTNSS监管过程中有自相矛盾的问题。对比NRC的风险指引型和基于性能的核安全监管框架体系，我国目前的核安全监管框架仍然以确定论方法为主，辅以概率论方法的监管框架体系。在我国核安全监管框架体系下，参照NRC提出的RTNSS监管要求，对我国非能动核电厂中重要的非安全相关系统实施安全监管，在操作层面上存在一定的困难。比如：我国目前的核安全监管框架体系中，虽然也确立了衡量核电厂安全性的概率安全目标，但并没有直接用于核安全监管活动，而且核安全监管活动中也没有采用基于风险的方法；我国核安全监管中并没有关于可靠性和可用性的设备性能指标的要求，以及基于风险确定的安全性能指标。缺少相关政策性文件我国在对AP1000依托项目和CAP1400安全审评过程中，考虑到核安全法规主要适用于传统的压水堆核电厂，国家核安全局编制了《AP1000自主化依托项目安全审评的技术见解》和《CAP1400示范工程若干审评问题的技术见解》两份监管要求技术文件，指导核安全审评工作。两份文件中虽规定可以参考美国适用于非能动核电厂的法规、技术文件等可作为审评依据，而且涉及到RTNSS相关SSC的设计，如：安全分级、抗震设计以及可用性要求，但并没有系统地把针对非能动核电厂重要的非安全相关SSC的监管要求纳入到我国核安全监管范畴。对比NRC对非能动核电厂的监管要求和编制发布的技术见解文件，我国核安全法规中尚缺少对非能动核电厂重要的非安全相关系统的系统性监管要求。因此，国家核安全局对非能动核电厂重要的非安全相关系统实施监管中，需考虑系统地提出相关监管要求，不论在法规中进行明确，或者编制发布相关的技术见解等政策性文件进行规定，都可以作为实施对非能动核电厂重要非安全相关SSC监管的基础。导则、规范文件的支持用于指导或支持NRC审评人员对非能动核电厂重要的非安全相关SSC实施RTNSS监管的导则、规范的文件，主要包括：监管导则RG1.26、RG1.206［10］、标准审查大纲SRP19.3和17.5节［11］。同时这些文件也指导申请者执行或落实NRC的RTNSS监管要求。我国对于非能动核电厂中重要的非安全相关SSC实施有效监管，尚缺乏用于指导和支持审评工作的导则和规范的技术文件，因此需建立一套导则、规范的文件，用于指导和支持对非安全相关SSC的监管工作。对纵深防御功能的理解对于NRC在对非能动核电厂提出RTNSS过程中，其监管政策文件中规定，对于先进轻水反应堆用户需求文件明确提出有关执行非安全相关的纵深防御功能的能动系统和设备的设计和性能的要求。然而，我国现行有效的核安全法规，要求防止核动力厂发生事故和减轻事故后果的主要手段是应用纵深防御概念。这两处提到的“纵深防御功能”和“纵深防御概念”，其涵义存在一定的差异，因此理解起来应予以区别。在非能动核电厂的安全设计中，原来已被普遍接受的安全级能动系统，不再是安全级的，因而在确定论的设计基准事故分析中并不依靠这些系统来应对事故。但另一方面，虽然这些能动系统不再专门用于应对确定论安全分析中的假设始发事件或事故，但它们发挥着重要的纵深防御功能的作用，这些重要的纵深防御功能包括在发生瞬态事件时提供第一层次的防御以减少对非能动系统的挑战，以及事故发生72小时后为非能动系统提供补充（例如：补水、补气等）或者代替非能动系统执行堆芯和安全壳热量导出功能；另外，在核电厂概率安全评估中，非能动核电厂中执行纵深防御功能的系统也包括风险系统，用于满足NRC概率安全目标的要求。对于非能动核电厂中执行纵深防御功能的非安全相关系统和部件，NRC通过RTNSS程序提出功能性的R/A任务，通过对功能、性能、可靠性和环境耐久性的保证，以及质量保证和质量控制等方面分等级的要求，与其在安全方面的重要性相匹配。我国现行的核安全法规HAF102—2016《核动力厂设计安全规定》［13］中提出的纵深防御概念，是贯穿于核电厂各项安全活动的防止事故发生和减轻事故后果的主要手段，其应用既通过一系列连续和独立的防御层次的结合，防止事故对人员和环境造成危害；又在设计中设置一系列的实体屏障，并采用能动、非能动设施和固有安全特性的组合，以使实体屏障能够有效地将放射性物质包容在特定区域。因此，纵深防御概念是核电厂安全设计应遵循的一个基本的原则或者理念。当然，非能动核电厂安全设计中同样贯彻纵深防御概念，其应用贯穿于整个核电厂的安全设计之中，具体体现也包括三道实体屏障和五个纵深防御层次，与传统压水堆核电厂存在差异的地方，是非能动系统和部件的组合及纵深防御备用。3.3核电厂设计、制造和建造中实施RTNSS对于非能动核电厂在设计、制造和建造过程中对一些安全重要的非安全级SSC进行RTNSS监管，主要通过为这些SSC建立满足RTNSS功能要求的特定R/A任务，在设备和部件的设计制造过程中通过分级要求、制造标准和质保要求进行控制，使之能够完成R/A任务。纳入RTNSS监管的SSC，在其设计、制造和建造过程中，对于我国非能动核电厂而言，实施RTNSS监管过程中，可能存在以下方面的问题：3.3.1安全分级AP600和AP1000在设计过程中，对于进入NRCRTNSS监管范围的所有SSC，设备的安全分级设定为“D”级。这些D级的SSC，为非安全相关，但附加了对采购、检查和检测的要求［3］。D级SSC不采用联邦法规10CFR50附录B和10CFR21，但采用标准工业质保标准，以提供适当的完整性和功能，这些工业质保标准与NRC质量D的导则一致。D级SSC的工业标准是广泛使用的工业标准，并列出了典型的工业标准，例如：压力容器一ASME，第V皿卷；管系一ANSIB31.1动力管系等。AP1000安全分析报告3.2节机械和流体系统、部件和设备分级表中纳入了D级设备。尽管RTNSS监管范围的SSC属于非安全相关的，但NRC仍然对其采用的标准、质量保证均提出了相应的要求，以保证这些SSC的可靠性和可用性与其执行的功能相匹配，并且在监管导则RG1.26中进行了明确。质量要求与控制对于非能动核电厂RTNSS监管范围内的SSC,AP1000在其设计控制文件(DCD)表17-1定义了相关的质量保证要求，并开发了AP1000RTNSSSSC质量保证要求程序文件(APP-GW-GAM-200,Rev.2)。美国NRC在标准审查大纲(SRP)17.5.n.V节明确了RTNSSSSC的质量控制要求。通过研究AP1000RTNSS监管范围内SSC的质量保证要求，可以发现，该质量管理程序是一种“增强质量”的质量保证要求，这里所说的增强是相对于一般非安全相关SSC而言；或者说比联邦法规10CFR50附录B或HAF003要求稍微“放松”的质量保证要求，即比安全相关SSC较为宽松的质量保证要求。但AP1000RTNSSSSC质量保证要求，与NRC的SRP中和DCD文件中相关要求是匹配的、一致的。三份文件的关系如图3所示［14］。图3AP1000RTNSSSSC质量保证程序与相关文件关系Fig.3RelationsbetweenAP1000RTNSSSSCQAprogramsandrelateddocuments我国对核电厂质量控制的安全监管，目前仍主要对安全相关SSC进行，即对于执行安全功能的安全级构筑物、系统和部件进行建造和制造质量的控制，以保证其质量满足执行功能的要求；但对于非安全相关的SSC,国家核安全局没有纳入到监管的范围，因而没有提出质量控制的监管要求。根据我国监管体系的设置以及监管实践经验，对于安全相关SSC的质量保证监管要求，主要体现在HAF003《核电厂质量保证安全规定》［15］。对于非能动核电厂而言，NRC纳入到RTNSS监管范围的SSC，我国的监管体系中并没有对应的质量保证要求，来保证这部分SSC的建造和制造的质量。执行过程控制正如前面所描述的，NRC对于RTNSS监管范围内的SSC，主要采用监管为RTNSSSSC确立的R/A任务、完成R/A任务的功能要求，以及有关RTNSSSSC的质量保证要求。但NRC对于这些SSC制造过程、质量保证执行情况和R/A任务的完成情况并不进行监管，也就是说，有关RTNSSSSC具体控制，主要依靠核电厂执照申请者按照NRC审查批准的监管要求进行实施，其中包括RTNSSSSC的建造或制造单位采用的建造制造标准、质保程序或标准，以及R/A任务的满足情况等。从监管框架和模式上,NRC对SSC建造或制造的监管与我国国家核安全局存在较大差异。而对于RTNSS监管范围内的SSC实施监管活动而言，我国对非能动核电厂RTNSSSSC实施类似美国NRC的监管活动，还存在较大的问题，其中包括：从监管方面，国家核安全局建立对SSCR/A任务相关的监管方式或方法，也就是说我国并不对SSC建造或制造过程中提出R/A任务的监管要求；从建造或制造单位而言，其建造或制造过程中没有开展R/A任务相关的活动。3.4核电厂运行维护过程中实施RTNSSNRC对非能动核电厂非安全相关系统实施监管活动，除了对RTNSS监管范围内的SSC设计扩展、安全分级、质保控制和R/A管理，还有对这些SSC进行运行维护方面进行监管，以保证其可靠性和可用性。NRC对RTNSS范围内的SSC进行运性维护的监管活动，主要通过审查可用性控制。可用性控制按照技术规格书的形式制定，包括：可用性控制运行限值条件、适用规范、行动声明和完成时间、监督要求和频率，编制形成可用性控制手册。NRC审查核电厂业主提交的可用性控制手册。另外，NRC按照联邦法规10CFR50.65“监督核电厂维修有效性的要求”编制相应的程序，对维修程序或维修规则进行监管。按照目前的监管范围，国家核安全局对核电厂运行过程中开展的监管工作，并不覆盖可用性控制、维修程序等内容。对于非能动核电厂而言，其RTNSS监管范围内SSC的运行过程维护，主要通过可用性控制和维修程序，因此，为做好AP1000等非能动核电厂的监管工作，国家核安全局还需考虑扩展监管的范围和内容。4RTNSS与我国现行核安全要求的一致性2016年10月，国家核安全局修订发布了新版的HAF102—2016《核动力厂设计安全规定》，充分反映福岛核事故的经验反馈，在纵深防御、设计扩展工况、实际消除早期和大量放射性物质释放、陡边效应和移动设备等方面提出了新的要求。通过RTNSS对非能动核电厂重要的非安全相关SSC进行监管，非能动核电厂在纵深防御方面得到增强，安全设计向多重失效、事故长期阶段、应对地震等方面进行了扩展，并对用于满足严重事故下安全壳性能目标、概率安全目标的SSC提出可用性要求。因此，NRC对非能动核电厂提出RTNSS的监管要求，提高了非能动核电厂的安全性，增强了非能动核电厂在应对极端外部灾害、陡边效应和多重失效等超设计基准事故的能力，有效降低了非能动核电厂事故工况下早期和大量放射性物质释放的风险，RTNSS的监管要求与HAF102—2016安全规定基本一致。表4列出了在主要监管内容方面RTNSS与HAF102—2016监管要求一致性的对比。表4RTNSS与HAF102—2016监管要求一致性对比Table4RegulatoryrequirementconsistencycomparisonbetweenRTNSSandHAF102-2016监管方面HAF102-2016监管要求U.S.NRCRTNSS监管要求纵深防御增强第三、四层次纵深防御能力,强调层次的独立性提高重要的非安全级系统的要求,提高纵深防御能力;要求消除非能动安全系统和能动非安全相关系统之间的不利影响设计扩展工况设计扩展工况(DEC)作为核电厂安全设计中需要考虑的状态作为扩展设计，要求应对ATWS、SBO等多重失效的工况实际消除大量放射性释放通过增强安全设计，提出实际消除大量放射性释放的要求提高非能动核电厂的安全性,降低大量放射性物质释放的风险;对安全壳的性能提出要求,增强其事故工况的包容能力陡边效应通过适当裕量,避免产生陡边效应增强相关SSC的抗震设计和扩展的设计标准,提高应对外部灾害的能力移动设施要求设置移动设施,提高安全功能的恢复能力确保长期安全,保证设计基准事故发生72小时后4天的安全功能实现5结语NRC在非能动核电厂审评中提出RTNSS监管要求，可有效保证非安全相关的能动系统在维持并提高非能动核电厂安全水平方面发挥重要作用，同时克服了非能动安全系统缺少丰富的运行经验和固有物理现象可能存在不确定性等方面的不利影响，因此在非能动核电厂监管工作中实施RTNSS具有重要的安全意义。在引进、消化和吸收AP1000技术的基础上，我国建造了AP1000依托项目核电机组，并设计了CAP1000和CAP1400等非能动安全反应堆型号。为保证我国非能动核电厂的安全性，国家核安全局需在吸收和借鉴NRC实施RTNSS的监管经验基础上，充分考虑中美两国在核安全监管方式和监管框架体系等方面存在的差异，处理好法规、政策和管理方面的问题，对非能动核电厂中重要的非安全相关SSC实施严格、有效的监管，保证SSC具有足够的可靠性和可用性。参考文献林诚格，郁祖盛•非能动安全先进核电厂AP1000[M].北京：原子能出版社，2008.U.S.NRC.SECY-93-087Policy,technical,andlicensingissuespertainingtoevolutionaryandadvancedlight-waterreactorALWRdesigns[R].Washington,DC:U.S.NRC,1993.U.S.NRC.SECY-94-084Policyandtechnicalissuesassociatedwiththeregulatorytreatmentofnonsafetysystemsinpassiveplantdesigns[R].Washington,DC:U.S.NRC,1994.U.S.NRC.SECY-95-132Policyandtechnicalissuesassociatedwiththeregulatorytreatmentofnonsafetysystems(RTNSS)inpassiveplantdesigns[R].Washington,DC:U.S.NRC,1995.U.S.NRC.NUREG-0800,19.3Regulatorytreatmentofnonsafetysyst