船舶核動力裝置安全目標的初步研究

張永發(fā),童節(jié)娟,蔡 琦,周 羽

(1.清華大學核能與新能源技術研究院,北京 100084;2.海軍工程大學船舶與動力學院,湖北 武漢 430033)

安全目標是核動力裝置安全評價的重要指標,是開展評價的基礎和前提。從內涵上講,安全目標是為了說明“什么樣的安全才是足夠的安全”的問題,即為建立核電廠安全性和經濟性之間的平衡確定可操作、可量化的標準。

本文以探索和研究船舶核動力裝置安全目標為契機,對國際上現有的安全目標體系進行了梳理,并就其中某些重要內容進行了分析,然后在此基礎之上,結合船舶核動力裝置特點,對建立其安全目標的宗旨、框架、內容等進行了分析,并提出了若干建議。

本文第1節(jié)簡要介紹IAEA和NRC兩個安全目標體系。第2小節(jié)主要結合船舶核動力裝置的特點,分析其安全目標制定中的注意事項以及可能的體系與內容。第3小節(jié)對本文內容進行總結和歸納。

1 核電廠現有安全目標體系及其分析

IAEA和NRC所提出的核電廠安全目標體系是目前被國際核工業(yè)界普遍采用和借鑒的,雖然它們在安全目標的具體表述和體系結構上有所差異,但是對于安全目標本質的認識和理解是一致的,即認為安全目標應當是整個安全管理體系的一個重要組成部分,對于有效地提高核電廠運行安全的管理水平來說,建立和實施安全目標是一個有吸引力的途徑。它的本質是為了說明“什么樣的安全才是足夠的安全”的問題,同時它們都承認,安全目標不是要消除風險,而是控制風險,比如75-INSAG-3中的技術安全目標就是對核電廠控制風險所采取措施的闡述?？梢哉f安全目標既是核電廠安全運行期望的結果,又是提高安全水平的一種手段和工具。下面分別就兩個機構的安全目標定義進行介紹。我國核電廠的安全目標研究和應用情況大致是：對于現有核電廠,我國核安全監(jiān)管當局并未在有關的法律法規(guī)中規(guī)定明確的安全目標,在實際操作中一般參考當前國際原子能機構(IAEA)和美國核管會(NRC)所給出的安全目標定義,安全目標所規(guī)定的數值一般僅作為概率安全評價(PSA)的參考值。

1.1 國際原子能機構(IAEA)

IAEA有關核電廠安全目標的表述主要體現在 75-INSAG-3“Basic Safety Princip les for Nuclear Power Plants”[2]和它的修改版 75-INSAG-12[3],以及 IAEA-N o.NS-R-1[4]和 IAEANo.NS-G-1.2[5]中,詳細內容和變更情況可以見表1。

表1 IAEA安全目標體系構成及演變Table1 The IAEA safety goal system and its evolution

續(xù)表

1.2 美國核管會(NRC)

美國NRC對于安全目標的制定和研究在1979年三哩島事故之后,得到大力推動。下面以其發(fā)布的3個版本的核電廠安全目標政策聲明為依據,介紹美國在核電廠安全目標問題上的發(fā)展歷程,以及其所制定安全目標的基本內容。詳細可以見表2。

表2 美國NRC安全目標體系及其演變Table2 The NRC sa fety goal system and its evolution

續(xù)表

為了能夠在實際分析中對安全目標進行評估,目前核電廠一般采用其他輔助目標作為安全評價的判斷依據,下面對基本安全目標、輔助安全目標,以及它們的關系等進行介紹。

基本目標與輔助目標(或安全目標及其導出值)

NRC關于安全目標最終政策聲明[1]中所采用的個人和社會風險的定量健康目標(QHO)屬于高層基本目標,這類目標與安全管理的最終目的是保護公眾的健康與安全的原則是一致的。但是,由于個人和社會風險的評估存在很大的不確定性,通常采用其他類型的安全目標進行評價,目前最廣泛采用的是堆芯損壞頻率(CDF)限值和放射性早期釋放頻率(LERF)。為了與基本目標相區(qū)別,一般稱這類目標為輔助安全目標。如上所述,在NRC的安全目標框架內,將CDF定義為輔助安全目標(10-4/堆?年),而將放射性物質通過安全殼向環(huán)境大量釋放的頻率作為電廠的安全性能指南(10-6/堆?年)。

從這里可以看出,我們平常所說的概率安全目標其實是個人和社會風險的定量健康目標的輔助目標,或稱為導出值。

2 船用核動力裝置安全目標制定中若干問題的研究

船舶核動力裝置的安全性一直以來都受到世界各國的關注,但是關于其安全目標體系的研究還比較少,只在有關的設計文件中對于裝置安全性做了一般性的原則規(guī)定。它們一般強調船上人員和公眾的安全,在反應堆所有運行工況下都應當保證人員所受的電離輻射都保持在合理可行盡量低的水平。為此,船舶核動力裝置在設計、建造、運行和維護過程中都應當堅持高標準、高質量,以確保安全目標的實現。

隨著對裝置安全性要求的進一步提高,以及核電廠安全目標體系研究經驗的積累,使得船舶核動力裝置安全目標體系的研究變得更加必要和可行。本節(jié)從安全目標的宗旨、框架、內容、實現手段和未來應用領域等方面對其進行探索,并提出一些建議和意見。

(1)宗旨

安全關注的中心問題是人的生命健康,船舶核動力裝置也不例外,從人員與裝置的關系出發(fā),人員一般劃分為工作人員(或職業(yè)人員)和社會公眾;從造成人員健康危害的原因可以分為放射性和非放射性兩大類。對于船舶核動力裝置而言,保障工作人員的生命健康是第一位的,因為他們的生存狀況直接影響船舶的總體安全,對于社會公眾的影響大小由于受到事故類別、所處的外部環(huán)境(當時當地的氣象水文條件等)等影響,具有極大的不確定性,很難進行有效評估,所以考慮其對環(huán)境的風險更加可行(可以先不直接考慮對公眾健康的影響);另外,對于核動力裝置而言,放射性危害是要防范的主要危害源,但非放射性危害也同樣非常重要,在對核動力裝置的安全評估中應該給予相當的重視。

綜上所述,船舶核動力裝置安全目標的宗旨應該是通過有效的方式促使船舶運行達到很高的安全標準,將船舶運行對工作人員健康(包括放射性和非放射性兩類原因)和環(huán)境(主要是指放射性危害)的風險降低到合理可行盡量低的水平。

(2)框架與內容

根據⑴中關于安全目標宗旨的描述可以看到,船舶核動力裝置的安全目標除了強調放射性安全的高度重要性之外,還應當重視非放射性安全的影響,因此對于安全目標的內容來說,定性、定量目標均與核電廠存在一定的差異。本文對船舶核動力裝置安全目標的框架與內容做了如下一些初步探索和建議。

本文建議船舶核動力裝置的安全目標表述可以參考IAEA安全目標體系,主要包括定性描述的總目標及輔助目標(簡稱為定性目標),以及采用定量描述的概率安全目標(簡稱為定量目標)兩部分。其中定性目標部分與IAEA相比基本相同,只是在內涵理解上,船舶核動力裝置更強調事故影響的長期性和綜合性。這主要是由于核動力裝置作為船舶動力而與船體產生密切的耦合關系而導致的。但它的概率安全目標體系與核電廠有較大的差異。

概率安全目標是衡量反應堆是否達到定性安全目標要求的重要標準,它本身也是安全目標體系的重要組成部分。對于核電廠來說,概率安全目標一般分為兩個部分,一是堆芯損傷頻率;二是早期大量放射性釋放頻率。

船用反應堆作為船舶的動力源,是一個移動的特殊核設施?？紤]它的安全性時,不但要考慮運行、停堆、事故等工況,而且還必須考慮船舶所在的位置。綜合考慮船體安全和反應堆安全的因素,可以將船舶運行分為兩種情況：一遠海航行;二近海航行或港口備航。對這兩種情況在概率安全目標內容上應該分別考慮。

首先,討論第一種情況,即遠海航行。建議概率安全目標可以由以下兩個部分組成,一是用“船舶長時間喪失主動力”(核動力裝置長時間無法工作)代替“堆芯損傷”;二用“放射性物質大量釋放頻率”代替“早期大量放射性釋放頻率”。這樣做的理由主要有以下兩點,一是因為對于遠海航行的船舶來說,它的安全性嚴重依賴于主動力,一旦長時間(該時間值由特定船舶的設計特性決定,比如應急動力的持續(xù)時間、反應堆重啟所需要的條件等)喪失主動力,船舶將處于自由漂浮狀態(tài),受到潮流沖擊、觸礁、撞擊的可能性將大大增加。即使動力裝置在事故后安全停閉反應堆,但由于后續(xù)船體事故(如翻船、沉沒等)仍然可能導致反應堆最終的不安全,從而對環(huán)境和社會造成重大影響,所以,選擇“船舶長時間喪失主動力”能夠比較合適地反映人們對核動力船舶安全的認識和感受。二是對于遠海航行的船舶來說,由于遠離陸地,一旦發(fā)生核事故之后,除了采用有限的船內應急措施之外,很難采取有效辦法來緩解其對船外的影響,而且由于遠離社會公眾,因此也不涉及進行人員疏散和防護等早期應急響應措施,所以對于船舶核動力裝置來說,是否為早期大量放射性釋放[8-9]對事故后果的影響并不大,因此考慮“放射性物質大量釋放頻率”是比較合適的。

接下來,討論第二種情況,即近海航行或港口內備航。一方面由于靠近陸地或位于港口內,如果船舶發(fā)生事故,比較容易獲取外部支援以緩解事故,或者可以僅依靠應急動力返回安全區(qū)域進行維修和事故處理等;另一方面如果反應堆發(fā)生核事故,釋放的放射性物質會對周邊公眾造成直接影響,因此這種情況與核電廠反應堆事故比較類似?？梢圆捎门c核電廠相同的概率安全目標。即考慮“堆芯損傷”和“早期大量放射性釋放頻率”兩個目標值。

關于船舶核動力裝置的詳細安全目標體系及內容可以參見表3。

對于概率目標定量數值的確定,應注意以下問題。

第一,概率目標值的確定應該以定性目標為出發(fā)點,結合裝置自身特性和運行環(huán)境來確定。定量的概率安全目標,應該要能夠保證定性目標的實現,在有較大不確定性的情況下,定量目標應該有足夠的保守性。核電廠所確定的10-4/堆?年(堆芯損傷頻率)和 10-5/堆?年(早期大量放射性釋放),不宜照搬到船舶的安全目標中來。

表3 船舶核動力裝置安全目標體系Table 3 The sa fety goal system ofmarinenuclear power installation

第二,船舶核動力裝置的概率安全目標值還應該與船舶的總體安全水平相協(xié)調,比如考慮船舶遭遇海難或撞擊等的生存能力,動力裝置的安全水平并不是越高越好,而應該是與船舶總體安全水平保持協(xié)調。對船舶自身來說,其主要事故是碰撞和擱淺,它的風險水平可以通過統(tǒng)計分析方法和數學模型等方法[10]來進行。統(tǒng)計分析方法,可以“全球離岸工程事故數據庫”(WORD)和MSIS數據庫等為基礎,建立船舶碰撞和擱淺的故障樹或事件樹模型,根據統(tǒng)計的數據,獲得最終的概率?；蛘呃秘惾~斯方法進行評估。數學模型方法可以對具體航行區(qū)進行數學建模,比如根據Fu jii的分析結果,得到在某海域船舶發(fā)生碰撞和擱淺的概率為0.5×10-4～2×10-4。

第三,盡量考慮設計的均衡性,與核電廠一樣,在制定船舶核動力裝置的概率安全目標時,也應該考慮到核動力裝置本身(如一回路、二回路)與反應堆艙室防護水平的協(xié)調性,使它們在設計上保持均衡,但由于船舶的特殊性,對裝置的安全性,更側重于動力裝置自身對事故的防御能力,因此還應當兼顧和突出動力裝置的特殊安全要求。

第四,安全目標所涵蓋的范圍應以動力裝置為邊界,應與總目標有密切的內在聯(lián)系,有便于評估的特性(比如對環(huán)境損壞評估準則的確定等)。比如,對于2級安全目標數值的確定可以借鑒國際海事組織(IMO)關于油輪碰撞和擱淺的環(huán)境風險計算方法,根據類似于普通船舶的污染防止指標[10](式(1))來確定所允許的大量放射性釋放頻率。

式中：P0、OM、OE為變更設計方案的船舶原油泄漏參數(主要是指零泄漏概率、平均泄漏量參數和最大泄漏量參數);

POR、OMR、OER為IMO 提供的相應尺寸船舶的原油泄漏參數;

要求在船舶設計過程中,E≥1.0。

比如,大致可以按照如下步驟評估2級安全目標數值：

①收集船舶事故和動力裝置放射性釋放事故的有關數據;

②根據事故類型,計算放射性釋放量;

③計算有關船舶放射性釋放的參數;

④計算環(huán)境污染防止指標(可以參考IMO對油輪環(huán)境風險的要求)。

(3)應用領域

從核電廠的經驗來看,安全目標除了提出電廠安全運行的期望水平之外,另一個重要作用就是作為提高和改進電廠安全的手段和工具,而這一作用的實現,一般都要依賴于PSA技術。但是目前船舶核動力裝置的PSA工作尚處于起步階段,積累的可靠性數據也非常有限,因此在安全目標的應用領域上,側重點也存在一些差異。

首先,由于評估船舶總體安全水平的困難和放射性物質對人員健康和環(huán)境風險影響的巨大不確定性,提出安全目標(概率論安全目標值)的具體數值尚需要經歷很長的過程才能實現;其次,即使該數值確定,以目前可靠性數據積累的現狀,要有效地評估裝置安全水平也仍然比較困難。因此,船舶核動力裝置安全目標的使用應該側重于相對數值的比較,以及安全目標對安全內容的關切。比如,以安全目標為基本判斷準則來改進設計方案、修改維修計劃、變更試驗和檢查周期等。

對于船舶核動力裝置而言,安全目標的另外一個重要應用是著眼于保障主動力不喪失而開展的運行安全分析,它以安全目標為準則,結合裝置和人員的響應特性,研究和制定可行的應急預案,以提高船舶的生命力。

今后,隨著條件的日益成熟,可以逐步實現對動力裝置,甚至整個船舶的絕對安全水平的評估,并以此作為衡量動力裝置或船舶安全水平的參考依據。

3 總結

本文總結和梳理了核電廠安全目標體系的發(fā)展歷程和內容體系,并對現有的兩大安全目標體系(IAEA和NRC)進行了簡述,然后以核電廠安全目標的研究和實踐經驗為基礎,結合船舶核動力裝置的特點,對建立船舶核動力裝置的安全目標體系進行一些探索和思考,并在安全目標的宗旨、框架、具體內容(尤其是概率安全目標)、未來的應用領域等方面提出了一些建議。本文將船舶所處區(qū)域劃分成遠海航行和近海航行及港口備航兩種情況進行討論,分別建立了相應的概率安全目標準則。關于船舶核動力裝置安全目標的定量化數值還需要在綜合船舶總體安全水平、平衡設計等因素的基礎上進一步研究才能得到。

[1] USNRC.Safety for the Operation of Nuclear Power Plants[J].Federal Register,1986,51(149：28044).

[2] IAEA.Safety Series 75-INSAG-3,Basic Safety Principles fo r Nuc lear Pow er Plants[R].1988.

[3] IAEA.Safety Series75-INSAG-12,Basic Safety Principles fo r Nuclear Power Plants[R].75-INSAG-3 Rev.1,1999.

[4] IAEA.Safety Standard s Series No.NS-R-1,Safety of Nu clear Pow er Plants：Design[R].2000.

[5] IAEA.Safety Standards Series No.NS-G-1.2,Safety Assessment and Verification for Nuclear Power Plan ts[R].2001.

[6] USNRC.Safety Goals for the Operation of Nuclear Pow er Plants[J].Federal Register,1982,47：7023.

[7] NSNRC.Safety Goals for the Operation of Nuclear Power Plants[J].Federal Register,1983,48：10772.

[8] 湯博.關于核電廠安全目標的確定問題[J].核安全,2007,2：8-11.

[9] 戴立操.核電廠安全目標及實現[J].工業(yè)安全與環(huán)保,2004,30(3)：44-46.

[10]陳剛.船舶結構碰撞與擱淺風險分析[D].上海交通大學,2001.