國內(nèi)先進(jìn)壓水堆核電廠安全殼條件失效概率探討

張佳佳，李 春，楊志義，肖 軍，柴國旱，種毅敏

（環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京 100082）

國內(nèi)先進(jìn)壓水堆核電廠安全殼條件失效概率探討

張佳佳，李 春，楊志義，肖 軍，柴國旱，種毅敏*

（環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京 100082）

安全殼是核電廠實(shí)現(xiàn)放射性物質(zhì)包容的最后一道屏障，安全殼條件失效概率是評(píng)價(jià)核電廠從堆芯熔化到安全殼失效整個(gè)階段緩解系統(tǒng)的重要指標(biāo)。本文探討了安全殼條件失效概率的起源，對(duì)安全殼條件失效概率指標(biāo)進(jìn)行了解讀，介紹了國內(nèi)各先進(jìn)壓水堆核電堆型的安全殼條件失效概率的現(xiàn)狀和主要貢獻(xiàn)項(xiàng)并給出了相應(yīng)的結(jié)論和建議。

安全殼；條件失效概率；大規(guī)模釋放

福島核事故后，國務(wù)院多部門聯(lián)合發(fā)布的《核安全與放射性污染防治“十二五”規(guī)劃及2020年遠(yuǎn)景目標(biāo)》［1］中要求：“持續(xù)提高運(yùn)行和在建核設(shè)施安全水平，‘十三五’及以后新建核電機(jī)組力爭(zhēng)實(shí)現(xiàn)從設(shè)計(jì)上實(shí)際消除大量放射性物質(zhì)釋放的可能性”。“從設(shè)計(jì)上實(shí)際消除大量放射性物質(zhì)釋放的可能性”的要求已成為我國新的核安全目標(biāo)［2］。安全殼是實(shí)現(xiàn)放射性物質(zhì)包容的最后一道屏障，研究如何定量評(píng)價(jià)安全殼性能，如何確定安全殼性能指標(biāo)以及如何評(píng)估其滿足目標(biāo)的情況，對(duì)實(shí)現(xiàn)從設(shè)計(jì)上實(shí)際消除大量放射性物質(zhì)釋放具有重要意義。

安全殼條件失效概率（ConditionalContainmentFailureProbability，簡(jiǎn)稱CCFP）是評(píng)價(jià)核電廠從堆芯熔化到安全殼失效整個(gè)階段緩解系統(tǒng)的重要指標(biāo)，可用于指導(dǎo)新一代核電廠的安全設(shè)計(jì)，平衡核電廠嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施的設(shè)置。本文探討了安全殼條件失效概率的起源，對(duì)安全殼條件失效概率指標(biāo)進(jìn)行了解讀，介紹了國內(nèi)新建先進(jìn)壓水堆核電廠的安全殼條件失效概率的現(xiàn)狀和影響安全殼條件失效概率的主要貢獻(xiàn)因素并給出了相應(yīng)的結(jié)論和建議。

1 有關(guān)安全殼條件失效概率的監(jiān)管要求

安全殼條件失效概率與概率安全目標(biāo)［3］密切相關(guān)。通常安全殼條件失效概率按公式CCFP=LRF/CDF計(jì)算，即大量釋放頻率（LRF）與堆芯損壞頻率（CDF）的比值，因此可以將安全殼條件失效概率理解為概率安全目標(biāo)的一部分。

1990年，美國核管會(huì)（NRC）在其內(nèi)部文件SECY-90-016“改進(jìn)型壓水堆驗(yàn)證事項(xiàng)及與當(dāng)前監(jiān)管要求的關(guān)系”［4］中提出以下概率安全目標(biāo)：

堆芯損壞頻率不大于10-4/堆年；

大量釋放頻率不大于10-6/堆年；

安全殼條件失效概率不大于0.1。

這是最早對(duì)安全殼條件失效概率提出要求的文獻(xiàn)，主要針對(duì)改進(jìn)型新核電廠。

在“先進(jìn)輕水堆用戶要求文件”（URD）和“歐洲輕水堆用戶要求文件”（EUR）中均提出了明確的概率安全目標(biāo)要求，但這兩份文件都沒有對(duì)安全殼條件失效概率提出明確要求。URD與EUR對(duì)核電廠概率安全目標(biāo)的要求是：

堆芯損壞頻率不大于10-5/堆年；

大量釋放頻率不大于10-6/堆年。

NRC在白皮書“White Paperon Options for RiskMetricsforNew Reactors”［5］中，對(duì)URD和SECY-90-16在概率安全目標(biāo)要求方面的差異做了說明?？梢钥闯觯砻嫔蟂ECY-90-16對(duì)核電廠堆芯損壞頻率的目標(biāo)要求放寬到了不大于10-4/堆年，但由于有大量釋放頻率不大于10-6/堆年以及安全殼條件失效概率不大于0.1這兩個(gè)目標(biāo)要求，事實(shí)上對(duì)于核電廠的概率安全目標(biāo)要求更為嚴(yán)苛。實(shí)踐中，如某核電廠的堆芯損壞頻率接近10-4/堆年（滿足堆芯損壞頻率不大于10-4/堆年的目標(biāo)要求），但為了同時(shí)滿足大量釋放頻率目標(biāo)，則安全殼條件失效概率的結(jié)果必須接近或小于10-2。美國核電廠的實(shí)踐表明，即使考慮了緩解嚴(yán)重事故的各項(xiàng)工程措施，要使安全殼條件失效概率小于10-2是非常困難的。因此，對(duì)于新建核電廠，SECY-90-016的要求中隱含了堆芯損壞頻率必須遠(yuǎn)小于10-4/堆年的要求。針對(duì)新一代核電廠，實(shí)際上其概率安全目標(biāo)是：

堆芯損壞頻率不大于10-5/堆年；

大量釋放頻率不大于10-6/堆年。

我國國家核安全局在2006年發(fā)布的核安全導(dǎo)則HAD102/17《核動(dòng)廠安全評(píng)價(jià)與驗(yàn)證》［6］中推薦的核電廠概率安全目標(biāo)為：

運(yùn)行核電廠：

堆芯損壞頻率不大于10-4/堆年；

大量釋放頻率不大于10-5/堆年。

新建核電廠：

堆芯損壞頻率不大于10-5/堆年；

大量釋放頻率不大于10-6/堆年。

福島核事故后，我國政府頒布的《核安全與放射性污染防治“十二五”規(guī)劃及2020年遠(yuǎn)景目標(biāo)》［1］（簡(jiǎn)稱核安全規(guī)劃）中要求“新建核電機(jī)組具備較完善的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施，每堆年發(fā)生嚴(yán)重堆芯損壞事件的概率低于十萬分之一，每堆年發(fā)生大量放射性物質(zhì)釋放事件的概率低于百萬分之一”。核安全規(guī)劃對(duì)堆芯損壞頻率和大量釋放頻率的指標(biāo)要求與HAD102/17一致，但從原來的推薦性目標(biāo)上升為要求。對(duì)比不同國家或機(jī)構(gòu)關(guān)于概率安全目標(biāo)的要求（見表1），可以看出我國當(dāng)前對(duì)新建核電廠堆芯損壞頻率和大量釋放頻率的指標(biāo)要求與URD和EUR目標(biāo)是一致的。

表1 概率安全目標(biāo)（對(duì)新建核電廠）Table 1 Probabilistic safety goal（for new nuclear power plants）

2 指標(biāo)解讀

2.1 指標(biāo)起源

美國三哩島核事故后，人們充分認(rèn)識(shí)到安全殼作為放射性物質(zhì)包容的最后一道屏障的重要性，因此，NRC對(duì)安全殼的性能提出了明確的目標(biāo)。1990年，在SECY-90-016中，NRC關(guān)于安全殼性能有如下表述［4］：

“鑒于影響安全殼完整性的事故發(fā)生概率很低，NRC工作人員認(rèn)為從堆芯熔化事故開始到安全殼完整性喪失（將導(dǎo)致比設(shè)計(jì)基準(zhǔn)泄漏大得多的、持續(xù)的、不可控的泄漏），緩解系統(tǒng)（這些系統(tǒng)用以降低堆芯損壞事故的后果）失效的概率應(yīng)不超過約0.1。然而，NRC審評(píng)人員更傾向于要求確保安全殼可以處理所有可信的威脅，而不是通過規(guī)定安全殼條件失效概率的方式，因?yàn)檫@一方式可能會(huì)被公眾解讀為降低了核電廠的整體安全性。NRC工作人員以安全殼條件失效概率小于0.1或者與之相當(dāng)?shù)摹⒋_定論的準(zhǔn)則用以表征安全殼性能。因此，NRC審評(píng)人員認(rèn)為針對(duì)改進(jìn)型的先進(jìn)壓水堆核電廠，采用以下安全殼性能的通用準(zhǔn)則來代替安全殼條件失效概率的要求是合適的，即在極可能的嚴(yán)重事故威脅情況下，能夠在堆芯損壞開始后大約24小時(shí)內(nèi)保持安全殼完整性?！?/p>

安全殼性能目標(biāo)（ContainmentPerformance Goal，CPG）的提出可以更好地平衡核電廠嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解設(shè)施的設(shè)計(jì)，SECY-90-016是第一個(gè)對(duì)安全殼條件失效概率提出明確目標(biāo)的文件。

可以看出，在SECY-90-016中，NRC工作人員對(duì)于安全殼性能目標(biāo)的要求實(shí)際上有兩種可以選擇的驗(yàn)收準(zhǔn)則，即“安全殼條件失效概率小于0.1”或者“與之相當(dāng)?shù)膹拇_定論角度確定的準(zhǔn)則”。同時(shí)也可以理解為，安全殼條件失效概率小于0.1是目標(biāo)，確定論的準(zhǔn)則是實(shí)現(xiàn)的方式以及現(xiàn)實(shí)的選擇。這是因?yàn)閱为?dú)的安全殼條件失效概率指標(biāo)一方面可能會(huì)被誤讀為降低了核電廠整體的安全性，另一方面，從概率安全評(píng)價(jià)的技術(shù)角度出發(fā)，對(duì)于準(zhǔn)確定量化安全殼條件失效概率尚存在一些問題。概率安全評(píng)估可以系統(tǒng)地評(píng)估核電廠存在的薄弱環(huán)節(jié)。對(duì)于一些頻率非常低（約1×10-6/堆年）的事故序列，在定量化過程中的不確定性是非常大的。這種不確定性一方面是由于嚴(yán)重事故進(jìn)程和現(xiàn)象本身存在的不確定性導(dǎo)致的，另一方面也是由于概率安全評(píng)價(jià)在人因可靠性方法評(píng)估、嚴(yán)重事故下設(shè)備的可用性以及針對(duì)嚴(yán)重事故進(jìn)程與現(xiàn)象分析中的不確定性而導(dǎo)致的。因此，NRC工作人員傾向于采用和概率論相當(dāng)?shù)拇_定論的安全殼性能指標(biāo)作為監(jiān)管要求。

此后，NRC又繼續(xù)針對(duì)此問題開展了研究，并陸續(xù)發(fā)布了若干技術(shù)文件，如SECY-93-087［7］以及相關(guān)的備忘錄（SRM）等。這些文獻(xiàn)中針對(duì)先進(jìn)輕水堆（ALWR）的安全殼性能指標(biāo)的要求和SECY-90-016的內(nèi)容是基本一致的。

2014年，NRC發(fā)布新版的標(biāo)準(zhǔn)審查大綱NUREG 0800（草稿版），在19.0章［8］中給出了NRC工作人員對(duì)于概率安全評(píng)價(jià)和嚴(yán)重事故整體評(píng)估可以接受的準(zhǔn)則。其中準(zhǔn)則3明確了“與NRC批準(zhǔn)使用的安全殼性能目標(biāo)對(duì)比，核電廠設(shè)計(jì)目標(biāo)應(yīng)包括：（1）確定論目標(biāo)是，在極可能的嚴(yán)重事故威脅情況下，安全殼能夠在堆芯損壞開始后大約24 h內(nèi)保持完整性；（2）概率論目標(biāo)是，對(duì)于概率安全分析中評(píng)價(jià)的所有堆芯損壞序列進(jìn)行綜合評(píng)價(jià)后，其安全殼失效條件概率應(yīng)低于0.1。”工作人員將確定申請(qǐng)者是否已充分表明了其在核電廠設(shè)計(jì)上恰當(dāng)?shù)仄胶饬藝?yán)重事故預(yù)防和緩解設(shè)施，和已有電廠相比是否明顯降低了風(fēng)險(xiǎn)。NRC工作人員將確定申請(qǐng)者是否采用了可靠的方法篩選出了最可能的嚴(yán)重事故序列或者按照導(dǎo)則RG 1.216.C3.1的方法篩選出了可信的序列。

2.2 指標(biāo)內(nèi)涵

安全殼條件失效概率的數(shù)學(xué)定義可以用LRF/CDF來表征，LRF用來評(píng)價(jià)嚴(yán)重事故的緩解能力，主要是保證安全殼放射性包容功能的完整性，CDF用來評(píng)價(jià)核電廠嚴(yán)重事故的預(yù)防能力。LRF與CDF一個(gè)作為分子，一個(gè)作為分母，在安全殼條件失效概率目標(biāo)給定的前提下（如0.1），只要明確LRF與CDF的定義，就能用數(shù)學(xué)表達(dá)式計(jì)算出安全殼條件失效概率的結(jié)果，這就要求核電廠設(shè)計(jì)中在嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解兩個(gè)方面投入充足且平衡的力量才能滿足這一有關(guān)安全殼條件失效概率的目標(biāo)。

然而，關(guān)于LRF的定義目前業(yè)界還在廣泛的討論中，NRC也尚未給出明確的定義。NRC在文件SECY-12-0081“針對(duì)新堆的風(fēng)險(xiǎn)指引型監(jiān)管框架”［9］對(duì)這一情況進(jìn)行了系統(tǒng)的說明。該文件主要討論了在管理導(dǎo)則RG1.174中加強(qiáng)針對(duì)安全殼長(zhǎng)期性能的相關(guān)要求以及討論新建核電廠從現(xiàn)在采用的大量釋放頻率和安全殼條件失效概率的指標(biāo)過渡到現(xiàn)有運(yùn)行核電廠早期大量釋放頻率（LERF）指標(biāo)的問題。其中提到，NRC曾要求其工作人員給出大量釋放頻率的定義，但在SECY-93-138中NRC工作人員建議終止定義的工作，NRC同意了該建議。因此，NRC并沒有給出一個(gè)明確的大量釋放頻率定義，這導(dǎo)致美國各個(gè)核電廠普遍采用非常保守的方法來計(jì)算大量釋放頻率值。由于大量釋放頻率沒有明確的定義，則安全殼條件失效概率也沒有明確的定義。且當(dāng)前針對(duì)新建核電廠的要求與運(yùn)行核電廠不一致，因此工作人員最后向NRC建議，從大量釋放頻率和安全殼條件失效概率的新建核電廠監(jiān)管目標(biāo)逐步過渡到早期大量釋放頻率指標(biāo)，并在RG1.174中增加與安全殼性能相關(guān)的要求，從而使得新建核電廠與運(yùn)行核電廠的監(jiān)管要求保持一致（NRC尚未采納這一建議）。

從SECY-90-016、SECY-93-087和2014版的NUREG 0800可以看出，安全殼條件失效概率和確定論的安全殼性能指標(biāo)一直都是作為安全殼性能目標(biāo)并存的。安全殼條件失效概率小于0.1是目標(biāo)，而確定論安全殼性能指標(biāo)是實(shí)現(xiàn)的方式，也是現(xiàn)實(shí)的選擇。另一方面確定論的安全殼性能指標(biāo)也并非是完全的確定論，其挑選的最可能的嚴(yán)重事故情景要滿足RG1.216［10］的要求，即要能覆蓋90%以上的堆芯熔化序列，這要從概率安全分析的角度來評(píng)價(jià)，同時(shí)還應(yīng)滿足ASME Service LevelC承壓能力和“24 h”的要求。滿足了確定論的安全殼性能指標(biāo)，意味著安全殼在設(shè)計(jì)上，90%以上的堆芯熔化序列的放射性產(chǎn)物在24小時(shí)內(nèi)是可以包容的，也就是說安全殼在堆芯熔化后的24小時(shí)內(nèi)成功包容裂變產(chǎn)物的概率要大于90%，即失效的概率小于10%。

3 國內(nèi)先進(jìn)壓水堆核電廠安全殼條件失效概率現(xiàn)狀及主要貢獻(xiàn)項(xiàng)

國內(nèi)新建的先進(jìn)壓水堆核電廠堆型主要有AP1000、EPR以及我國自主研發(fā)的華龍一號(hào)和CAP1400，表2給出了各先進(jìn)堆型安全殼條件失效概率的對(duì)比情況。

表2 國內(nèi)不同堆型先進(jìn)壓水堆核電廠的安全殼條件失效概率Table2 TheCCFPof advanced PWRNPP in China

從表2可以看出，當(dāng)前針對(duì)概率安全分析的范圍逐漸完善，但是對(duì)外部事件，更多的是停留在一級(jí)概率安全評(píng)價(jià)階段，二級(jí)概率安全評(píng)價(jià)往往采用非常保守的方法估算。當(dāng)前，國內(nèi)針對(duì)大量釋放頻率和堆芯損壞頻率的要求是全范圍的［11］，那么對(duì)安全殼條件失效概率的要求/目標(biāo)也應(yīng)該是全范圍的，即安全殼條件失效概率的目標(biāo)是考慮所有堆芯損壞序列后的安全殼條件失效概率。但從實(shí)踐來看，當(dāng)前對(duì)內(nèi)部事件的分析比較完善，而對(duì)外部事件的分析采用了大量保守的做法，往往是從滿足概率安全目標(biāo)的角度來構(gòu)建模型計(jì)算的，估算的方法差別很大，有的分析較詳細(xì)，有的則直接類比給出，這導(dǎo)致了其結(jié)果不具可比性。另外，外部事件分析中有大量的不確定性，直接帶入公式計(jì)算會(huì)引起誤導(dǎo)。

基于以上實(shí)踐，將內(nèi)部事件分析作為關(guān)注重點(diǎn)更具有現(xiàn)實(shí)意義。這一方面是概率安全評(píng)價(jià)技術(shù)本身所限制的；另一方面是由于外部事件本身存在較大的不確定性導(dǎo)致對(duì)其進(jìn)一步?；木窒扌运隆Ｒ虼吮竟?jié)重點(diǎn)關(guān)注內(nèi)部事件導(dǎo)致的安全殼條件失效概率。鑒于國內(nèi)外對(duì)AP1000和EPR的研究成果已較多，本文重點(diǎn)關(guān)注國內(nèi)自主研發(fā)的先進(jìn)核電堆型，即華龍一號(hào)和CAP1400的安全殼條件失效概率。

3.1 華龍一號(hào)（福清核電廠5、6號(hào)機(jī)組）

福清核電廠5、6號(hào)機(jī)組采用華龍一號(hào)堆型，針對(duì)嚴(yán)重事故設(shè)置了安全殼隔離系統(tǒng)、一回路快速卸壓系統(tǒng)、堆腔注水系統(tǒng)、非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)和安全殼過濾排放系統(tǒng)等嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)。

在福清核電廠5、6號(hào)機(jī)組二級(jí)概率安全評(píng)價(jià)的建模過程中，主要考慮設(shè)計(jì)中專用的嚴(yán)重事故緩解設(shè)備，而保守地不考慮專用于應(yīng)對(duì)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的相關(guān)系統(tǒng)。福清核電廠5、6號(hào)機(jī)組的內(nèi)部事件堆芯損壞頻率和大量釋放頻率計(jì)算結(jié)果見表3、表4給出了功率工況下各釋放類對(duì)堆芯損壞頻率的貢獻(xiàn)。根據(jù)表3、表4結(jié)果，結(jié)合初步安全分析報(bào)告［12］，得出如下結(jié)論：

（1）內(nèi)部功率工況安全殼條件失效概率接近0.102，其中功率工況下安全殼條件失效概率為0.117，低功率及停堆工況下安全殼條件失效概率為0.054；

（2）功率運(yùn)行工況下對(duì)大量釋放頻率的主要貢獻(xiàn)是界面破口失水事故和主蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂類事故，兩者占總大量釋放頻率的60%。報(bào)告保守認(rèn)為，對(duì)于界面失水事故和主蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂類事故，如果發(fā)生堆芯損傷，則熔融堆芯產(chǎn)生的大量放射性物質(zhì)將直接通過旁路安全殼釋放到安全殼外；

（3）壓力容器破裂（主要在RC05、RC06），由于無法進(jìn)行有效補(bǔ)水，將不可避免地導(dǎo)致堆芯損傷，此時(shí)堆芯熔融物有可能從位于壓力容器下封頭區(qū)域內(nèi)的破口直接跌入堆腔內(nèi)的大量水中并發(fā)生蒸汽爆炸等高能反應(yīng)，威脅安全殼的完整性，這部分大概占到大量釋放頻率的20%；

（4）除了旁通類事故外，其他各類安全殼失效均與嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)的有效性密切相關(guān)，因此在堆芯損壞條件下，嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)的成功概率為0.95。進(jìn)一步分析還表明，影響嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)可靠性的主要是人因事件，人因失誤的貢獻(xiàn)占54%，如果剔除這部分，硬件的失效概率約為0.023；

（5）從安全殼失效模式來看，堆芯熔融物與混凝土相互作用導(dǎo)致的失效大致占比28.9%，貢獻(xiàn)也較大；

（6）在概率安全評(píng)價(jià)模型中還有一些保守處理的事件序列，主要是安全殼內(nèi)主蒸汽管道破口疊加停堆失敗序列，直接保守認(rèn)為導(dǎo)致大量釋放，但這部分貢獻(xiàn)不大，約占大量釋放頻率的1%。

表3 福清核電廠5、6號(hào)機(jī)組內(nèi)部事件Table 3 The CCFP of internalevents in units5 and 6 of Fuq ing NPP

表4 福清核電廠5、6號(hào)機(jī)組功率工況下內(nèi)部事件各釋放類對(duì)堆芯損壞頻率的貢獻(xiàn)Table4 Thecontribution of releasecategoriesof internalevents to the CDF atpower state in units 5 and 6 of Fuqing NPP

3.2 華龍一號(hào)（防城港核電廠3、4號(hào)機(jī)組）

在防城港核電廠3、4號(hào)機(jī)組二級(jí)概率安全評(píng)價(jià)建模過程中主要考慮專用的嚴(yán)重事故緩解設(shè)備，而保守地不考慮專用于應(yīng)對(duì)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故相關(guān)的系統(tǒng)。防城港核電廠3、4號(hào)機(jī)組的內(nèi)部事件安全殼條件失效概率的計(jì)算結(jié)果見表5。結(jié)合初步安全分析報(bào)告［13］，可以得出如下結(jié)論：

（1）防城港核電廠3、4號(hào)機(jī)組安全殼條件失效概率的主要結(jié)果見表5，其安全殼條件失效概率為0.085，其中功率工況為0.064，低功率及停堆工況為0.017；

（2）防城港3、4號(hào)二級(jí)概率安全評(píng)價(jià)現(xiàn)階段沒有進(jìn)行釋放類的分析，但根據(jù)其初步安全分析報(bào)告結(jié)論，安全殼旁通類事故序列對(duì)大量釋放頻率的貢獻(xiàn)最大，約占49%。壓力容器破裂對(duì)大量釋放頻率貢獻(xiàn)約占19%。由于未對(duì)壓力容器破裂事故進(jìn)行詳細(xì)分析而直接認(rèn)為大量釋放，這一假設(shè)具有較大的保守性；

（3）發(fā)生堆芯熔融物與混凝土相互作用，安全殼底板熔穿對(duì)內(nèi)部事件大量釋放頻率的貢獻(xiàn)較大，約占47%。這是因?yàn)槎研驹傺蜎]失敗、堆腔注水失敗或由于一回路卸壓失敗，堆芯再淹沒、堆腔注水不能投入，將導(dǎo)致壓力容器失效，發(fā)生堆芯熔融物與混凝土相互作用現(xiàn)象，安全殼底板熔穿將不可避免；喪失供電電源是堆芯再淹沒失敗和堆腔注水失敗的主要原因。其次，人誤對(duì)堆芯再淹沒失敗的影響也較大。

表5 防城港核電廠3、4號(hào)機(jī)組內(nèi)部事件安全殼條件失效概率Table5 TheCCFPof internalevents in units3 and 4 of Fangchenggang NPP

3.3 國核壓水堆示范工程

國核壓水堆示范工程采用CAP1400技術(shù)。CAP1400是由上海核工程設(shè)計(jì)院在AP1000技術(shù)引進(jìn)消化吸收的基礎(chǔ)上，結(jié)合國內(nèi)AP1000項(xiàng)目以及在自主化設(shè)計(jì)項(xiàng)目的設(shè)計(jì)經(jīng)驗(yàn)基礎(chǔ)上開發(fā)的先進(jìn)壓水堆堆型。其內(nèi)部事件安全殼條件失效概率計(jì)算結(jié)果見表6，支配性事故序列對(duì)大量釋放頻率的貢獻(xiàn)見表7。其中內(nèi)部事件功率工況下安全殼條件失效概率為0.084。由于CAP1400沒有開展詳細(xì)的低功率及停堆二級(jí)概率安全評(píng)價(jià)，其結(jié)果主要是折算的?？紤]其折算結(jié)果，CAP1400總的安全殼條件失效概率為0.1。結(jié)合其初步安全分析報(bào)告［14］，主要分析結(jié)論如下：

（1） 旁通類的貢獻(xiàn)基本占安全殼條件失效概率的一半。CAP1400對(duì)旁通類失效進(jìn)行了詳細(xì)的分析，對(duì)于電廠損傷狀態(tài)6ES（安全殼被旁通的主蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂，非能動(dòng)余熱排出有效，完全降壓失效的堆芯損傷）和6E（安全殼被旁通的主蒸汽傳熱管破裂，一回路完全降壓成功但重力注射系統(tǒng)失效的堆芯熔化序列）的安全殼有效性分別為45.52%和40.72%。對(duì)于所有旁通類序列進(jìn)行的敏感性分析結(jié)果還表明，即將旁通類都保守地假定為導(dǎo)致大量放射性釋放的情況下，相應(yīng)的安全殼有效性從92.09%下降到88.82%（即安全殼條件失效概率從0.08增加到0.112）。

表6 CAP 1400安全殼條件失效概率Table6 CCFP for CAP 1400

表7 CAP1400支配性序列對(duì)大量釋放頻率的貢獻(xiàn)Table7 The contribution of dom inant accident sequences to LRF for CAP1400

（2）電廠損傷狀態(tài)3C對(duì)應(yīng)于壓力容器失效始發(fā)事件，其發(fā)生頻率定為1.00×10-8/堆年。在CAP1400分析中，假設(shè)這類事故中90%的事故序列壓力容器失效位置發(fā)生在壓力容器筒體和下封頭連接處之上，堆芯熔融物可冷卻且不會(huì)威脅安全殼完整性。對(duì)于剩余的10%的序列，失效位置發(fā)生在壓力容器筒體和下封頭連接處之下，堆芯熔融物坍塌后直接進(jìn)入安全殼中，這種情況下，保守地假設(shè)安全殼失效。CAP1400針對(duì)100%失效發(fā)生在壓力容器筒體和下封頭連接處之下的情況進(jìn)行了敏感性分析，結(jié)果顯示安全殼有效性從89.71%降低到87.21%，變化并不明顯。

（3）對(duì)于電廠損傷狀態(tài)1A（序列主要是一回路完整的瞬態(tài)事件發(fā)生后，堆芯損傷時(shí)RCS仍處于高壓的情況）安全殼有效性是40.65%。雖然考慮了操縱員根據(jù)嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則（SAMG）執(zhí)行降壓恢復(fù)操作，但是硬件失效和人員操作失敗將導(dǎo)致一回路處于高壓狀態(tài)，保守假設(shè)將造成主蒸汽發(fā)生器傳熱管失效進(jìn)而導(dǎo)致安全殼被旁通。

4 結(jié)論和建議

國內(nèi)自主設(shè)計(jì)的三代堆型的內(nèi)部事件安全殼條件失效概率均在0.1附近。根據(jù)分析結(jié)果，影響安全殼條件失效概率的因素可以分為共性和差異兩個(gè)方面。

4.1 共性方面

（1）根據(jù)表8，安全殼旁通類（包括主蒸汽傳熱管破裂和界面失水事故）和堆芯熔融物與混凝土相互作用是主要貢獻(xiàn)項(xiàng)，在各核電廠的大量釋放頻率中，兩者合計(jì)貢獻(xiàn)都超過85%。

（2）新一代核電廠設(shè)置了完善的消氫系統(tǒng)、具有專用快速卸壓閥，這些措施有效應(yīng)對(duì)了安全殼早期失效。

表8 釋放類對(duì)大量釋放頻率貢獻(xiàn)對(duì)比Table 8 Com parison of the contribution of release categories to LRF

4.2 差異方面

各核電廠對(duì)于二級(jí)概率安全評(píng)價(jià)建模過程中的一些假設(shè)和具體處理方式不同，對(duì)分析結(jié)果造成了一定的影響。

（1）同為華龍一號(hào)，防城港核電廠3、4號(hào)機(jī)組功率工況下旁通類事故（包括界面失水事故和主蒸汽傳熱管破裂）導(dǎo)致的堆芯損壞頻率為1.24×10-7；福清核電廠5、6號(hào)機(jī)組為6.98× 10-9，是防城港核電廠3、4號(hào)機(jī)組的17倍。此外，防城港核電廠3、4號(hào)機(jī)組的堆芯損壞頻率（4.66×10-7）是福清核電廠5、6號(hào)機(jī)組（1.70× 10-7）的3倍。針對(duì)旁通類事故導(dǎo)致堆蕊熔化的序列，防城港核電廠3、4號(hào)機(jī)組在二級(jí)概率安全評(píng)價(jià)中考慮了緩解，而福清核電廠5、6號(hào)機(jī)組的二級(jí)概率安全評(píng)價(jià)中并未考慮緩解。

（2）針對(duì)安全殼超壓失效，兩種華龍一號(hào)設(shè)計(jì)均增大了安全殼容量，但福清核電廠5、6號(hào)機(jī)組進(jìn)行了較為詳細(xì)的分析，而防城港核電廠3、4號(hào)機(jī)組仍然采用二代改進(jìn)型核電廠（CPR1000）結(jié)論，對(duì)結(jié)果會(huì)有一些影響。

（3）對(duì)于壓力容器破裂，防城港核電廠3、4號(hào)機(jī)組假設(shè)直接導(dǎo)致大量釋放頻率，而福清核電廠5、6號(hào)機(jī)組和CAP1400分為兩部分分別進(jìn)行處理。

4.3 建議

4.3.1 監(jiān)管指標(biāo)

從監(jiān)管指標(biāo)的角度，筆者提出如下幾點(diǎn)建議：

（1）安全殼條件失效概率是評(píng)價(jià)安全殼性能的重要指標(biāo)，應(yīng)廣泛開展安全殼條件失效概率的研究，并適時(shí)推出這一監(jiān)管目標(biāo)，作為實(shí)現(xiàn)“實(shí)際消除”目標(biāo)的輔助判斷指標(biāo)。

（2）當(dāng)前對(duì)內(nèi)部事件的分析比較完善，但對(duì)外部事件的分析還存在許多問題（水淹和火災(zāi)概率安全分析嚴(yán)重依賴于廠房布置，地震概率安全分析存在大量的不確定性），更多的是從滿足概率安全目標(biāo)的角度來構(gòu)建模型計(jì)算或者估算?；谀壳暗母怕拾踩治鲩_展現(xiàn)狀，安全殼條件失效概率分析時(shí)可以只考慮內(nèi)部事件。

（3）安全殼條件失效概率評(píng)價(jià)的不是安全殼本身，而是針對(duì)實(shí)現(xiàn)放射性包容功能的緩解系統(tǒng)和措施的評(píng)價(jià)指標(biāo)。因此，像旁通類事故的貢獻(xiàn)應(yīng)該包括在安全殼條件失效概率指標(biāo)中。

4.3.2 降低安全殼條件失效概率的措施

研究降低安全殼條件失效概率的措施，實(shí)際是加強(qiáng)緩解系統(tǒng)設(shè)計(jì)，建議可以從如下幾個(gè)方面進(jìn)行考慮：

（1）采取措施降低安全殼旁通類事故（包括蒸汽管破裂疊加主蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂和界面失水事故）的風(fēng)險(xiǎn)。例如，在主蒸汽發(fā)生器隔離閥上游增設(shè)隔離閥。分析表明，如果將旁通類事故導(dǎo)致的大量釋放頻率降低一半，整個(gè)安全殼條件失效概率至少可以降低20%。

（2）由于堆芯熔融物與混凝土相互作用對(duì)大量釋放的貢獻(xiàn)較大，因此應(yīng)努力提高堆內(nèi)滯留的有效性。一方面，對(duì)于事故發(fā)展較快的大破口失水事故和未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)事故，堆芯損壞后堆腔注水系統(tǒng)的及時(shí)投入成為緩解事故后果的關(guān)鍵，因此，應(yīng)優(yōu)化嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則，縮短人員響應(yīng)時(shí)間。或者在必要時(shí)，考慮特定事故自動(dòng)觸發(fā)堆腔注水功能。另一方面，可在堆內(nèi)熔融物滯留系統(tǒng)基礎(chǔ)上考慮增加堆芯捕集器，進(jìn)一步降低堆芯熔融物與混凝土相互作用的貢獻(xiàn)［15］。

此外，應(yīng)充分認(rèn)識(shí)到這一指標(biāo)的局限性：

其一，安全殼條件失效概率的指標(biāo)應(yīng)更多應(yīng)用于指導(dǎo)新一代核電廠的安全設(shè)計(jì)，平衡嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解手段，過分強(qiáng)調(diào)安全殼條件失效概率可能導(dǎo)致核電廠設(shè)計(jì)中重視緩解、輕視預(yù)防。因此應(yīng)將安全殼條件失效概率與堆芯損壞頻率、大量釋放頻率等指標(biāo)配合使用。

其二，二級(jí)概率安全評(píng)價(jià)分析尚存在未能達(dá)成一致的技術(shù)問題，例如人因分析方法、嚴(yán)重事故現(xiàn)象概率取值、極端事件發(fā)生頻率等，這些將導(dǎo)致二級(jí)概率安全評(píng)價(jià)結(jié)果存在較大的不確定性。因此，需要業(yè)界共同努力進(jìn)一步完善二級(jí)概率安全評(píng)價(jià)技術(shù)方法。

［1］國家核安全局，國家發(fā)展改革委，財(cái)政部，等.核安全與放射性污染防治“十二五”規(guī)劃及2020年遠(yuǎn)景目標(biāo)［R］.北京：國家核安全局，國家發(fā)展改革委，財(cái)政部，等，2012.

［2］柴國旱.后福島時(shí)代對(duì)我國核電安全理念及要求的重新審視與思考［J］.環(huán)境保護(hù)，2015（7）：21-24.

［3］湯搏.“實(shí)際消除大規(guī)模釋放概念”的探討［J］.核安全，2013（S1）：15-20.

［4］NRC.SECY-90-016，Evolutionary Light water reactor（LWR）certification issuesand their relationship to current regulatory requirements［S］.Washington DC：NRC，1990.

［5］NRC.ML090160004，White Paper on Options for Risk Metrics for New Reactors［R］.Washington DC：NRC.

［6］國家核安全局.核動(dòng)廠安全評(píng)價(jià)與驗(yàn)證［S］.HAD102/17，2006.

［7］NRC.SECY-93-087，Policy，Technical，and Licensing Issues Pertaining to Evolutionary and Advanced Light-Water ReactorDesigns［S］.Washington DC：NRC，993.

［8］NRC.NUREG-0800，Standard Review Plan，19.0 Probabilistic risk assessmentand severe accidentevaluation for new reactors（draft）［S］.W ashington DC：NRC，2014.

［9］NRC.SECY-12-0081，Risk-informed regulatory framework fornew reactors［S］.Washington DC：NRC，2012.

［10］NRC.RG1.216，Containmentstructural integrity evaluationfor internal pressure loadings above design-basis pressure，Revision［S］.Washington DC：NRC，010.

［11］嚴(yán)天文，李吉根，張琳，等.新建核電廠幾個(gè)重要安全要求的探討［J］.核安全，2013（S1）：72-77.

［12］福建福清核電有限公司.福清5、6號(hào)初步安全分析報(bào)告［R］.2014.

［13］廣西防城港核電有限公司.防城港3、4號(hào)初步安全分析報(bào)告［R］.2015.

［14］國核示范電站有限公司.國核壓水堆示范工程初步安全分析報(bào)告［R］.2013.

［15］董毅漫，張弛，宋大虎，等.我國核電安全目標(biāo)發(fā)展取向的思考［J］.核安全，2012（4）：10-15.

TheStudy on theConditionalContainmentFailureProbability of Advanced PWRNuclear Power Plant in China

ZHANG Jiajia，LIChun，YANGZhiyi，XIAO Jun，CHAIGuohan，CHONGYimin
（Nuclearand Radiation SafetyCenter，MEP，Beijing100082，China）

The containment is the lastbarrier to achieve radioactive products contained for nuclear power plants.Conditionalcontainmentfailureprobability（CCFP）isan importantindex forevaluating theperformanceofcontainment.Thehistory of CCFP，themeaningofCCFParediscussed in thispaper，and thecurrentsituation of the CCFP for some advanced PWR nuclear power plants in China is introduced.Finally，someconclusionsand recommendationsaregiven.

containment；conditional failureprobability；large release

TL364

：A

：1672-5360（2015）03-0082-08

2015-03-05

2015-04-16

環(huán)保公益性行業(yè)科研專題課題，課題編號(hào)201309054

張佳佳（1986—），男，河南洛陽人，高級(jí)工程師，現(xiàn)主要從事核電廠概率安全分析與嚴(yán)重事故研究與審評(píng)工作

*通訊作者：種毅敏，E-mail：eofp@163.com