CAP1400安全設(shè)計(jì)與實(shí)際消除大量放射性釋放

嚴(yán)錦泉，史國(guó)寶，林誠(chéng)格，詹文輝，*，田　林（.上海核工程研究設(shè)計(jì)院，上?！?033；.國(guó)家核電技術(shù)公司，北京　0009）

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CAP1400安全設(shè)計(jì)與實(shí)際消除大量放射性釋放

嚴(yán)錦泉1，史國(guó)寶1，林誠(chéng)格2，詹文輝1，*，田林1
（1.上海核工程研究設(shè)計(jì)院，上海200233；2.國(guó)家核電技術(shù)公司，北京100029）

摘要：本文研究了核安全規(guī)劃中關(guān)于“實(shí)際消除大量放射性物質(zhì)釋放的可能性”這一安全目標(biāo)要求的技術(shù)內(nèi)涵，從確定論和概率論兩方面提出了對(duì)“設(shè)計(jì)上實(shí)際消除大量放射性物質(zhì)釋放的可能性”的解讀，給出了確定論設(shè)計(jì)和分析要求，同時(shí)，建議概率安全目標(biāo)中的大量放射性物質(zhì)釋放頻率不超過1×10-7/堆年，并建議將放射性釋放量超過500TBq劑量等效131I的放射性釋放定為“大量放射性釋放”。在對(duì)比分析了CAP1400安全設(shè)計(jì)與上述要求的符合性后，認(rèn)為CAP1400設(shè)計(jì)可滿足“實(shí)際消除”安全目標(biāo)。

關(guān)鍵詞：核安全目標(biāo)；實(shí)際消除；大量放射性釋放；CAP1400；安全設(shè)計(jì)

2011年3月11日，日本福島核電廠因強(qiáng)震和海嘯引發(fā)了震驚世界的核事故，再次引起人們對(duì)核電安全的強(qiáng)烈關(guān)注。由于采取了應(yīng)急撤離，福島核事故并未導(dǎo)致放射性危害公眾致死事件的發(fā)生，但放射性排放對(duì)環(huán)境的影響以及因撤離引起的巨大社會(huì)影響是公眾所不能接受的。如何進(jìn)一步提高核電廠的安全水平，從源頭上降低甚至消除核電廠對(duì)公眾、環(huán)境和社會(huì)的綜合影響，成為擺在核電界面前的一個(gè)非常緊迫的課題。

在充分吸取福島核事故教訓(xùn)的基礎(chǔ)上，由國(guó)家核安全局牽頭編制的《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］中明確要求：“十三五”及以后建設(shè)的核電機(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。

這表明核安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)對(duì)核電廠安全水平提出了更高的要求［2］。對(duì)于如何理解這一核安全目標(biāo)、如何在設(shè)計(jì)上滿足要求，業(yè)內(nèi)展開了廣泛的研究和討論［3，4］。作為前期相關(guān)工作［5，6］的延續(xù)，本文在調(diào)研分析的基礎(chǔ)上，結(jié)合CAP1400核電設(shè)計(jì)實(shí)踐及相關(guān)交流經(jīng)驗(yàn)［6］，提出了對(duì)應(yīng)的技術(shù)見解。

1　國(guó)際組織和其他國(guó)家的經(jīng)驗(yàn)

經(jīng)濟(jì)合作與發(fā)展組織（Organization of Econmic and Co-operation Development，簡(jiǎn)稱OECD）的多國(guó)設(shè)計(jì)評(píng)價(jià)計(jì)劃項(xiàng)目（Multinational Design Evaluation Programme，簡(jiǎn)稱MDEP）對(duì)核安全目標(biāo)進(jìn)行了分級(jí)［7］，給出了“金字塔型”核電廠安全目標(biāo)分級(jí)結(jié)構(gòu)，包括：頂層安全目標(biāo)、高級(jí)別安全目標(biāo)、次級(jí)別安全目標(biāo)以及技術(shù)措施和特定的安全指標(biāo)。

“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”應(yīng)屬于高級(jí)別安全目標(biāo)，考慮了對(duì)人員和公眾的健康風(fēng)險(xiǎn)、保護(hù)環(huán)境、減輕核事故對(duì)社會(huì)和經(jīng)濟(jì)帶來(lái)的重大影響。本節(jié)將結(jié)合安全目標(biāo)的分級(jí)結(jié)構(gòu)對(duì)國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)（International Atomic Energy Agency，簡(jiǎn)稱IAEA）、美國(guó)以及歐洲的安全目標(biāo)要求進(jìn)行分析。

1.1國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)

國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)在2006年出版的《安全基本法則》［8］（SF-1）中給出了核安全的頂層安全目標(biāo)和高級(jí)別安全目標(biāo)要求。頂層安全目標(biāo)（L1），也即根本安全目標(biāo)——“保護(hù)人類和環(huán)境免遭電離輻射的危害”。為了實(shí)現(xiàn)這一根本安全目標(biāo)，法則制訂了10項(xiàng)基本原則作為高級(jí)別安全目標(biāo)（L2），為支撐頂層安全目標(biāo)和高級(jí)別安全目標(biāo)，針對(duì)核設(shè)施的設(shè)計(jì)、建造、運(yùn)行和退役及其他活動(dòng)制定了相應(yīng)的次級(jí)別安全要求和具體的技術(shù)要求（L3和L4）。

在國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)核電廠安全系列出版物SSR-2/1［9］中對(duì)新建核電廠的安全設(shè)計(jì)要求為：必須實(shí)際消除可能導(dǎo)致高輻射劑量或高放射性物質(zhì)釋放量的事件序列，對(duì)于發(fā)生頻率高的事件序列不得存在潛在的放射后果或只能存在輕微的放射后果。一個(gè)重要的目標(biāo)是采用技術(shù)手段限制甚至排除采取場(chǎng)外應(yīng)急措施以減輕放射后果的必要性，雖然負(fù)責(zé)部門或許仍會(huì)要求采取此類措施。

國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)在NS-G-1.10《核電廠安全殼設(shè)計(jì)安全導(dǎo)則》［10］中要求，對(duì)新建核電廠的安全殼系統(tǒng)設(shè)計(jì)應(yīng)考慮可能的嚴(yán)重事故，而對(duì)嚴(yán)重事故的考慮應(yīng)以實(shí)際消除如下情形為目標(biāo)：

（1）由于氫氣爆炸、直接加熱或蒸汽爆炸等嚴(yán)重事故可能引起的早期階段安全殼損壞；

（2）由于安全殼超壓、底板熔穿或引起的晚期階段安全殼損壞的嚴(yán)重事故；

（3）在停堆狀態(tài)安全殼處于敞開條件下的嚴(yán)重事故；

（4）安全殼旁路如蒸汽發(fā)生器傳熱管破損、發(fā)生界面LOCA等導(dǎo)致的嚴(yán)重事故。

圖1　核電廠安全目標(biāo)“金字塔型”結(jié)構(gòu)Fig.1 Hierarchical structure for NPP safety objectives

1.2美國(guó)

美國(guó)核管會(huì)（Nuclear Regulatory Commission，簡(jiǎn)稱NRC）于1986年的政策聲明中提出核電廠運(yùn)行的安全目標(biāo)，該政策聲明根據(jù)核電廠不應(yīng)顯著增加社會(huì)風(fēng)險(xiǎn)的這個(gè)頂層安全目標(biāo)（L1），確定了兩條定性的高級(jí)別安全目標(biāo)（L2）：為公眾、個(gè)體提供足夠的保護(hù)，核電廠運(yùn)行不會(huì)使個(gè)體的生命和健康受到顯著的額外風(fēng)險(xiǎn)；核電廠運(yùn)行風(fēng)險(xiǎn)應(yīng)該基本等于或小于其他可競(jìng)爭(zhēng)技術(shù)的發(fā)電對(duì)社會(huì)的生命和健康的風(fēng)險(xiǎn)，不應(yīng)該明顯增加社會(huì)風(fēng)險(xiǎn)。

確定了相應(yīng)的定量安全目標(biāo)要求（L2）以實(shí)現(xiàn)這兩條安全目標(biāo)：

核電廠事故對(duì)附近居民的急性死亡風(fēng)險(xiǎn)應(yīng)低于公民所遭受的其他事故引起的急性死亡風(fēng)險(xiǎn)總量的千分之一；核電廠事故對(duì)周邊居民的癌癥死亡風(fēng)險(xiǎn)應(yīng)低于其他所有原因引起的癌癥死亡風(fēng)險(xiǎn)總量的千分之一。

如何滿足這兩個(gè)“千分之一”的目標(biāo)？NUREG/CR-6595中［11］對(duì)大量放射性早期釋放概率（Large Early Refease Frequency，簡(jiǎn)稱LERF）的定義是“在有效地疏散緊鄰電廠的居民之前，導(dǎo)致放射性物質(zhì)大量地、未被緩解地從安全殼向外界釋放，從而可能造成早期健康影響的事故概率”。早期釋放概率是早期死亡定量化健康目標(biāo)（Quantitative Health Objective，簡(jiǎn)稱QHO）的代名詞，而堆芯損傷概率（Core Damage Frequency，簡(jiǎn)稱CDF）則是潛在健康效應(yīng)的代名詞。

統(tǒng)計(jì)數(shù)據(jù)表明，美國(guó)國(guó)內(nèi)由于交通事故導(dǎo)致的人員致死風(fēng)險(xiǎn)約5×10-4/年，根據(jù)“千分之一”的要求，則核電廠事故在離廠址邊界1.6 km （1英里）范圍內(nèi)導(dǎo)致的個(gè)人早期致死的風(fēng)險(xiǎn)應(yīng)小于5×10-7/堆年。另外，美國(guó)國(guó)內(nèi)由于其他原因?qū)е碌娜藛T癌癥死亡率為2×10-3/年，同樣根據(jù)“千分之一”的要求，則核電廠事故在離廠址邊界16 km（10英里）范圍內(nèi)導(dǎo)致的人員癌癥致死的風(fēng)險(xiǎn)應(yīng)小于2×10-6/堆年。為了進(jìn)一步明確這兩個(gè)千分之一的目標(biāo)，核管會(huì)提出了核電廠安全設(shè)計(jì)導(dǎo)出的概率安全定量化目標(biāo)［12］（L3）：

針對(duì)早期致死定量化健康目標(biāo)，核電廠設(shè)計(jì)應(yīng)做到大量放射性早期釋放概率小于10-5/堆年；針對(duì)晚期癌癥致死定量化健康目標(biāo)，核電廠設(shè)計(jì)應(yīng)做到堆芯損傷概率小于10-4/堆年。

上述導(dǎo)出目標(biāo)是根據(jù)美國(guó)的實(shí)際條件，并考慮了實(shí)施應(yīng)急計(jì)劃后得出的結(jié)論，即表明已有的運(yùn)行核電廠不會(huì)顯著增加個(gè)人和社會(huì)的健康風(fēng)險(xiǎn)。

但是對(duì)于新建核電廠，過多地依賴于應(yīng)急計(jì)劃來(lái)滿足個(gè)人和社會(huì)的健康風(fēng)險(xiǎn)，并且不考慮核電廠事故對(duì)社會(huì)帶來(lái)的影響，顯然是不夠的。目前美國(guó)在建的4個(gè)核電機(jī)組均采用AP1000設(shè)計(jì)。核管會(huì)也在探討新建核電廠的監(jiān)管體系，2012年4月，核管會(huì)發(fā)布了《A Proposed Risk Management Regulatory Framework》［13］。該報(bào)告描述了一個(gè)采用全面的、整體的、以風(fēng)險(xiǎn)為指引、以性能為基礎(chǔ)的監(jiān)管體系，這個(gè)體系將已建立的縱深防御理念和實(shí)踐與以風(fēng)險(xiǎn)為指引、以性能為基礎(chǔ)的理念結(jié)合在一起，如圖2所示。

圖2　建議的新建核電廠監(jiān)管體系Fig.2 Regulatory framework for new nuclear power reactors

1.3歐洲

法國(guó)反應(yīng)堆咨詢委員會(huì)（Groupe Permanent charge des Reacteurs nucleaires，簡(jiǎn)稱GPR）在2000年10月發(fā)表了《關(guān)于下一代壓水堆核電廠設(shè)計(jì)和建造的技術(shù)指南》［14］，該指南對(duì)安全概念和安全特性提出了要求，并對(duì)實(shí)現(xiàn)這個(gè)要求的設(shè)計(jì)特征作了描述，從防止高壓熔堆和安全殼直接加熱、防止反應(yīng)性快速引入、防止蒸汽爆炸、防止氫氣爆燃、防止安全殼旁通和防止乏燃料水池中的乏燃料發(fā)生熔化這六個(gè)方面落實(shí)了對(duì)“實(shí)際消除早期或大量放射性物質(zhì)釋放的事故序列”的具體技術(shù)要求。這為EPR的設(shè)計(jì)提供了直接的指導(dǎo)，也為如何論證滿足“實(shí)際消除”提供了參考，但應(yīng)注意的是隨著技術(shù)的進(jìn)步，具體的技術(shù)措施（如：防止蒸汽爆炸）也可以有不同的選擇。

歐盟理事會(huì)2014年7月8日通過修訂案，對(duì)新建核設(shè)施的核安全目標(biāo)有了更高的要求：核設(shè)施能預(yù)防事故發(fā)生，在一旦發(fā)生事故時(shí)能減輕其后果，并避免沒有足夠的時(shí)間來(lái)實(shí)施場(chǎng)外應(yīng)急措施的早期放射性釋放和大范圍長(zhǎng)時(shí)間需要采取防護(hù)措施的大規(guī)模放射性釋放事故的發(fā)生。

2　對(duì)“十三五”核安全目標(biāo)的解讀

核安全規(guī)劃明確提出“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，從而確保即使發(fā)生嚴(yán)重的堆芯損壞事件，也能保證對(duì)放射性的有效包容，從而不會(huì)對(duì)環(huán)境和公眾造成不可接受的影響［2］。也即：確保安全殼的完好以實(shí)現(xiàn)對(duì)放射性物質(zhì)的有效包容是實(shí)際消除大量放射性物質(zhì)釋放的根本要求。“十三五”核安全目標(biāo)著眼于嚴(yán)重事故下安全殼的有效包容，這樣實(shí)際消除了早期大量放射性釋放，也實(shí)際消除了晚期大量放射性釋放。而國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)/歐盟要求實(shí)際消除早期大量放射性釋放，而沒有要求實(shí)際消除不需要大范圍長(zhǎng)時(shí)間采取防護(hù)措施的晚期放射性釋放。因此，我國(guó)的“十三五”核安全目標(biāo)與國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)/歐盟要求相比更為嚴(yán)格，相應(yīng)的次級(jí)別要求也應(yīng)該更高。

2.1“大量放射性物質(zhì)釋放”的量化

有必要對(duì)“大量放射性物質(zhì)釋放”進(jìn)行量化，量化的指標(biāo)對(duì)應(yīng)于問題的實(shí)質(zhì)就是在嚴(yán)重事故安全殼完好的狀況下放射性釋放量，同時(shí)，也應(yīng)分析放射性釋放量對(duì)廠外公眾的影響。

表1給出了包括切爾諾貝利、福島和三哩島等典型核事故的放射性物質(zhì)釋放水平及事故等級(jí)，其中事故等級(jí)是根據(jù)國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)國(guó)際核事件分級(jí)（International Nuclear Event Scale，簡(jiǎn)稱INES）準(zhǔn)則［15］所確定的。對(duì)于放射性釋放準(zhǔn)則，500TBq劑量等效131I是四級(jí)和五級(jí)事故的分界，放射性物質(zhì)的少量釋放、沒有明顯廠外風(fēng)險(xiǎn)、一般不需要廠外保護(hù)性行動(dòng)是四級(jí)事故的基本特征，而五級(jí)事故的基本特征為放射性物質(zhì)有限釋放，可能需要實(shí)施部分應(yīng)對(duì)措施。參考國(guó)際核事件分級(jí)對(duì)于放射性釋放準(zhǔn)則，將“500TBq劑量等效131I”（核電廠主要放射性核素與131I轉(zhuǎn)化的乘數(shù)因子見表2）定為大量放射性物質(zhì)釋放限值。

表1　重要核事故的事故等級(jí)及放射性物質(zhì)釋放總量Table 1 Accident class and release level for typical nuclear accidents

表2　主要核素與131I轉(zhuǎn)化的乘數(shù)因子Table 2 Conversionfactors for radiological equivalence to131I for main radioisotopes

若放射性物質(zhì)的釋放量小于該量化指標(biāo)則說(shuō)明沒有明顯廠外風(fēng)險(xiǎn)、一般不需要廠外保護(hù)性行動(dòng)，也即沒有必要采取廠外應(yīng)急撤離措施以減輕放射性后果。同時(shí)對(duì)于滿足安全殼低泄漏率要求的先進(jìn)核電廠，在嚴(yán)重事故但安全殼完好的情形下，其放射性物質(zhì)釋放量低于該量化指標(biāo)。

2.2基于確定論和概率論的解讀

核電廠縱深防御措施可分為五個(gè)不同層次，各層次的防御目的和相應(yīng)的主要手段見表3。當(dāng)某一層次失效時(shí)，后一層次將加以彌補(bǔ)或糾正；對(duì)于發(fā)生概率較高的事件有更多的防御層次；不同層次防御的獨(dú)立有效性能避免一個(gè)層次的防御失效引起其他各層次防御的失效?！皩?shí)際消除核電廠大量放射性物質(zhì)釋放”要求充分發(fā)揮前四個(gè)層次的防御作用，從而使核電廠需要場(chǎng)外應(yīng)急響應(yīng)的可能性達(dá)到最小，達(dá)到從技術(shù)上來(lái)說(shuō)無(wú)需場(chǎng)外應(yīng)急撤離的要求。

圖3給出了縱深防御層次及其所對(duì)應(yīng)的工況，圖中區(qū)分了設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故和外部設(shè)計(jì)基準(zhǔn)危害，并且將縱深防御第四層作為應(yīng)對(duì)設(shè)計(jì)拓展工況和嚴(yán)重事故進(jìn)行考慮。

表3　縱深防御各防御層次的目的和主要手段Table 3 The objective and measure for each DID （defence- in- depth）levels

圖3　縱深防御和核電廠工況之間關(guān)系Fig.3 Event categories and defense-in-depth for NPP

“實(shí)際從設(shè)計(jì)上消除核電廠大量放射性物質(zhì)釋放”所對(duì)應(yīng)的縱深防御設(shè)計(jì)要求包括以下四個(gè)要求：a.核電廠在設(shè)計(jì)上采用縱深防御措施和設(shè)置多重實(shí)體屏障，盡最大可能保證縱深防御各道措施的相互獨(dú)立性；b.釆取完善的預(yù)防和緩解措施以應(yīng)對(duì)可能導(dǎo)致大量放射性物質(zhì)釋放的各種場(chǎng)景（例如：安全殼早期失效、安全殼晚期失效和乏燃料的冷卻喪失），分析論證嚴(yán)重事故緩解措施是有效的；c.除了應(yīng)對(duì)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)外部事件外，還應(yīng)考慮超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)外部事件對(duì)核電廠帶來(lái)的危害；d.具備包括嚴(yán)重事故緩解導(dǎo)則和大規(guī)模破壞緩解導(dǎo)則等事件或事故應(yīng)對(duì)規(guī)程。

對(duì)于要求b的進(jìn)一步細(xì)化和解釋如下：b1.對(duì)可能導(dǎo)致早期大量放射性物質(zhì)釋放的各種情景具有完善的應(yīng)對(duì)措施，分析論證這些嚴(yán)重事故緩解措施是有效的，并且不會(huì)產(chǎn)生陡邊效應(yīng)。相應(yīng)地，應(yīng)設(shè)置措施以及有合理的論證表明安全殼直接加熱、反應(yīng)性快速引入、蒸汽爆炸、早期氫氣燃燒或爆炸導(dǎo)致安全殼損壞是不會(huì)發(fā)生的；設(shè)計(jì)應(yīng)考慮所有導(dǎo)致安全殼旁通、安全殼處于敞開條件下（反應(yīng)堆處于停堆狀態(tài)）發(fā)生嚴(yán)重事故的可能性，有相應(yīng)的工程措施以實(shí)際消除由此造成的大量放射性物質(zhì)釋放；利用工程措施實(shí)際消除安全殼隔離失效。b2.對(duì)可能導(dǎo)致晚期大量放射性物質(zhì)釋放的各種情景具有完善的應(yīng)對(duì)措施，分析論證這些嚴(yán)重事故的應(yīng)對(duì)措施是有效的。緩解措施應(yīng)包括熔融物滯留以防止安全殼底板熔穿；還應(yīng)包括可靠的措施用于長(zhǎng)期移出安全殼熱量以防止安全殼超壓破壞，該措施應(yīng)與嚴(yán)重事故預(yù)防措施保持獨(dú)立或者采用非能動(dòng)系統(tǒng)，在嚴(yán)重事故下仍能保持高可靠性，不會(huì)影響其發(fā)揮移出熱量的作用；還應(yīng)考慮相應(yīng)的緩解措施以避免氫氣晚期燃燒或爆炸導(dǎo)致安全殼失效。

對(duì)于要求c，應(yīng)深入研究對(duì)核電廠帶來(lái)危害的外部事件，核電廠應(yīng)有足夠的措施和合理的設(shè)計(jì)避免外部事件（包括人為破壞等因素）對(duì)縱深防御的破壞。應(yīng)在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)外部事件的基礎(chǔ)上，進(jìn)一步研究超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)外部事件，包括商用飛機(jī)惡意撞擊。

設(shè)計(jì)中采取縱深防御措施是根本，然而在評(píng)價(jià)這些措施的有效性或者某一個(gè)工況是否被實(shí)際消除時(shí)，概率論分析是一個(gè)比較有效的方法。概率安全評(píng)價(jià)（Probabilitic Safety Assessment，簡(jiǎn)稱PSA）不僅可對(duì)各種始發(fā)事件情形下安全系統(tǒng)的多重失效序列開展分析，綜合考慮事件相關(guān)性后確認(rèn)緩解措施的有效性，同時(shí)也可對(duì)各工況導(dǎo)致的核電廠總的大量放射性釋放的可能性也開展詳細(xì)分析和評(píng)價(jià)。因此，論證實(shí)際消除時(shí)可以從概率安全指標(biāo)是否滿足方面給予評(píng)價(jià)和支持。

從概率論的角度來(lái)說(shuō)，將“從設(shè)計(jì)上實(shí)際消除核電廠大量放射性物質(zhì)釋放”對(duì)應(yīng)的大量放射性釋放頻率（Large Refease Frequency，簡(jiǎn)稱LRF）定為1×10-7/堆年。一方面，考慮到歐洲一些國(guó)家的大量放射性釋放頻率要求為1×10-6/堆年、5×10-7/堆年，其對(duì)應(yīng)于實(shí)際消除早期大量放射性釋放這個(gè)核安全指標(biāo)，大量放射性釋放頻率的主要貢獻(xiàn)源于晚期大量放射性釋放，實(shí)際消除了晚期釋放，大量放射性釋放頻率指標(biāo)應(yīng)成倍提高；另一方面，在“十二五”新建核電廠發(fā)生大量放射性物質(zhì)釋放頻率低于10-6/堆年的基礎(chǔ)上，“十三五”提出了更高的大量放射性釋放頻率要求是合理的。對(duì)應(yīng)大量放射性釋放頻率定量比較情況見表4，這里僅考慮單堆帶來(lái)的大量放射性釋放頻率，大量放射性釋放頻率為點(diǎn)估計(jì)值，在后續(xù)研究中仍需考慮一廠多堆的情況。當(dāng)然應(yīng)對(duì)概率安全評(píng)價(jià)模型有范圍和質(zhì)量的要求。

表4　概率安全指標(biāo)要求比較Table 4 The Comparisons of probabilistic safety index requirements

對(duì)概率安全評(píng)價(jià)模型的質(zhì)量要有適當(dāng)?shù)囊螅@包括遵循的標(biāo)準(zhǔn)、法規(guī)和導(dǎo)則，考慮始發(fā)事件的全面性，概率安全評(píng)價(jià)?；脑敿?xì)程度等，應(yīng)至少包含（但不限于）以下幾個(gè)方面的要求：應(yīng)結(jié)合最新概率安全評(píng)價(jià)標(biāo)準(zhǔn)要求執(zhí)行全范圍的一級(jí)概率安全評(píng)價(jià)和評(píng)價(jià)安全殼性能的二級(jí)概率安全評(píng)價(jià)；應(yīng)考慮包括堆芯和乏燃料池在內(nèi)的所有可能導(dǎo)致大量放射性物質(zhì)釋放的釋放源；應(yīng)在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的外部災(zāi)害基礎(chǔ)上考慮超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)外部災(zāi)害對(duì)大量放射性物質(zhì)釋放的貢獻(xiàn)；應(yīng)在設(shè)計(jì)基準(zhǔn)人為破壞基礎(chǔ)上考慮超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)人為破壞對(duì)大量放射性物質(zhì)釋放的貢獻(xiàn)。

3　CAP1400關(guān)于“實(shí)際消除”的安全設(shè)計(jì)措施

CAP1400安全設(shè)計(jì)充分考慮了縱深防御的前四個(gè)層次，充分考慮了嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解［16］。CAP1400的縱深防御系統(tǒng)和安全系統(tǒng)完全獨(dú)立，另外在儀控系統(tǒng)設(shè)計(jì)中考慮了核電廠控制系統(tǒng)（Plant Control System，簡(jiǎn)稱PLS）、保護(hù)和安全監(jiān)測(cè)系統(tǒng)（Pretection and Safety Monitoring System，簡(jiǎn)稱PMS）和多樣化驅(qū)動(dòng)系統(tǒng)（Diverse Actuation System，簡(jiǎn)稱DAS），以更好地應(yīng)對(duì)共因失效問題。對(duì)于一些可能會(huì)導(dǎo)致大量放射性釋放的序列，設(shè)計(jì)所考慮的有針對(duì)性的預(yù)防和/或緩解措施的具體描述如下：

（1）防止高壓熔堆：利用自動(dòng)卸壓系統(tǒng)（Automatic Depressarization Systme，簡(jiǎn)稱ADS）1～4級(jí)卸壓，與設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故（Design Basis Accident，簡(jiǎn)稱DBA）緩解策略相融。自動(dòng)卸壓系統(tǒng)第4級(jí)爆破閥具有很高的可靠性及冗余性，相應(yīng)的儀控系統(tǒng)設(shè)置保障了足夠的冗余性和多樣性。堆腔與安全殼大空間沒有直接的流道，避免高壓熔堆后發(fā)生安全殼直接加熱。

（2）防止安全殼旁通：與反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（Reactor Coolant System，簡(jiǎn)稱RCS）相連的輔助系統(tǒng)按抵御反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)全壓設(shè)計(jì)，防止界面失水事故（Inter Syste Loss-Of-Coolant Accident，簡(jiǎn)稱ISLOCA）發(fā)生；蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂（Steam Generater Tube Repture，簡(jiǎn)稱SGTR）事故后能自動(dòng)防止蒸汽發(fā)生器（Steam Generater，簡(jiǎn)稱SG）滿溢，在二次側(cè)閥門卡開后利用自動(dòng)卸壓系統(tǒng)第4級(jí)閥門卸壓防止堆芯放射性物質(zhì)向大氣釋放。

（3）防止氫氣爆燃：利用氫氣控制系統(tǒng)（Lontainment Hydrogen Control System，簡(jiǎn)稱VLS）中冗余的點(diǎn)火器點(diǎn)燃?xì)錃?，防止氫氣爆燃；氫氣?fù)合器主要用于應(yīng)對(duì)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下產(chǎn)生的氫氣，嚴(yán)重事故下也能發(fā)揮一定的作用。安全殼結(jié)構(gòu)有利于氫氣交混，安全殼能承受100%鋯水反應(yīng)產(chǎn)生的氫氣絕熱等容燃燒而不損壞。考慮氫氣獨(dú)立火焰對(duì)安全殼的影響。

（4）采用熔融物堆內(nèi)滯留（In-Vessel Reteution，簡(jiǎn)稱IVR）策略，防止堆外蒸汽爆炸及熔融物與混凝土反應(yīng)（Molten Ceriam-Concrete Interaction，簡(jiǎn)稱MCCI）的發(fā)生。

（5）防止安全殼晚期失效：利用堆內(nèi)滯留策略將熔融物滯留在壓力容器內(nèi)；利用非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)（Passire Containment Cooling System，簡(jiǎn)稱PCS）帶出安全殼內(nèi)熱量，排放閥具有冗余性和多樣性，與安全殼內(nèi)事故無(wú)關(guān)，還具有后備冷卻能力。

（6）CAP1400設(shè)計(jì)有完善的規(guī)程指導(dǎo)操縱員進(jìn)行事故緩解相關(guān)操作，包括報(bào)警響應(yīng)規(guī)程（Alarm Response Procedare，簡(jiǎn)稱ARP）、應(yīng)急操作規(guī)程（Emergency Operation Procedures，簡(jiǎn)稱EOP）及嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則（Sever Accident Management Guidehine，簡(jiǎn)稱SAMG）等。

（7）CAP1400嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解所需的設(shè)備將經(jīng)過對(duì)應(yīng)事故環(huán)境條件的考驗(yàn)，確保需要時(shí)可用。

另外，CAP1400具有防止反應(yīng)性快速引入和防止安全殼敞開即停堆條件下的嚴(yán)重事故發(fā)生的措施。

CAP1400具有很強(qiáng)的抵御外部事件的能力：設(shè)計(jì)安全停堆地震0.3 g，屏蔽廠房設(shè)計(jì)考慮抗商用飛機(jī)惡意撞擊，廠坪和廠址選擇符合廠址條件并且留有一定的裕量。

CAP1400核電廠安全殼設(shè)計(jì)滿足低泄漏的要求，即使在堆芯發(fā)生嚴(yán)重?fù)p傷的情況下，只要安全殼完好，其對(duì)應(yīng)的放射性泄漏量不會(huì)超過“500TBq等效131I劑量”。

概率安全評(píng)價(jià)分析結(jié)果表明，CAP1400核電廠導(dǎo)致高輻射劑量或高放射性釋放量的核電廠事件序列發(fā)生的可能性極低，核電廠大量放射性釋放頻率小于1.0×10-7/堆年。

4　對(duì)“實(shí)際消除”若干問題的思考

4.1關(guān)于設(shè)計(jì)拓展工況

當(dāng)前歐洲在確定論安全評(píng)價(jià)中普遍引入了設(shè)計(jì)拓展工況，這對(duì)進(jìn)一步認(rèn)識(shí)應(yīng)對(duì)措施在設(shè)計(jì)拓展工況下的作用是有利的。但美國(guó)在確定論設(shè)計(jì)基礎(chǔ)上，重視概率安全評(píng)價(jià)的分析和作用。設(shè)計(jì)拓展工況本質(zhì)上是概率安全分析中的重要序列，在概率安全評(píng)價(jià)分析中也能分析應(yīng)對(duì)措施在這些重要序列下所起的作用。關(guān)鍵是在設(shè)計(jì)中不能只考慮傳統(tǒng)的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，還應(yīng)有措施應(yīng)對(duì)這些設(shè)計(jì)拓展工況以及其他的序列。

4.2關(guān)于縱深防御層次之間的平衡性

盡管“實(shí)際消除”強(qiáng)調(diào)了對(duì)放射性的包容，但實(shí)際上，由于安全殼中嚴(yán)重事故現(xiàn)象的不確定性，在給定嚴(yán)重事故發(fā)生的條件下，不大可能大幅度提高安全殼完好的成功概率。因此，“實(shí)際消除大量放射性釋放”要求縱深防御前四個(gè)層次共同作用，而不是只強(qiáng)調(diào)嚴(yán)重事故的緩解。

4.3關(guān)于概率定量要求

本文認(rèn)為，從確定論和概率論兩方面進(jìn)行解讀“實(shí)際消除”是必要的。在設(shè)計(jì)中采取縱深防御措施是根本，然而在評(píng)價(jià)這些措施的有效性或者某一個(gè)工況是否被實(shí)際消除時(shí)也應(yīng)借助于概率論分析，同時(shí)對(duì)總的大量放射性釋放的可能性也應(yīng)該有概率安全指標(biāo)。從概率論的角度來(lái)看，在高置信度下極不可能發(fā)生即為“實(shí)際消除”。“十二五”核安全目標(biāo)已經(jīng)給出了概率目標(biāo)要求，在“十三五”核安全目標(biāo)解讀中提高概率目標(biāo)要求是必要和合理的。當(dāng)然，對(duì)概率安全評(píng)價(jià)模型的質(zhì)量要有適當(dāng)?shù)囊?，這包括遵循的標(biāo)準(zhǔn)、法規(guī)和導(dǎo)則，只有這樣，才能使概率安全評(píng)價(jià)指標(biāo)客觀反映核電廠的安全性。

4.4不宜規(guī)定具體技術(shù)措施

建議“實(shí)際消除”解讀至給出次級(jí)別定性和定量要求（L3），對(duì)于支持這些次級(jí)別要求的具體技術(shù)措施（L4），不同堆型可以結(jié)合自身的設(shè)計(jì)特點(diǎn)，選擇對(duì)應(yīng)的緩解策略和考慮。不應(yīng)使低層要求成為安全改進(jìn)的障礙。

5　小結(jié)

“十三五”核安全目標(biāo)要求中提出的“實(shí)際消除大量放射性物質(zhì)釋放”，不僅包括實(shí)際消除早期大量放射性釋放，也包括實(shí)際消除晚期大量放射性釋放。這個(gè)要求立足于確保安全殼的完好，實(shí)現(xiàn)對(duì)放射性物質(zhì)的有效包容，比歐盟的要求更嚴(yán)格，相應(yīng)的次級(jí)別要求也應(yīng)該更加嚴(yán)格。在這個(gè)基礎(chǔ)上，建議將放射性釋放量超過500TBq131I當(dāng)量的放射性釋放定為“大量放射性釋放”，并從確定論和概率論兩方面對(duì)“實(shí)際消除”提出要求，這包括：a.在設(shè)計(jì)上采用縱深防御措施和多重實(shí)體屏障，盡最大可能保證縱深防御各道措施的相互獨(dú)立性；b.釆取完善的預(yù)防和緩解措施以應(yīng)對(duì)可能導(dǎo)致大量放射性物質(zhì)釋放的各種場(chǎng)景（例如：安全殼早期失效、安全殼晚期失效和乏燃料的冷卻喪失），分析論證嚴(yán)重事故緩解措施是有效的，并且不會(huì)產(chǎn)生陡邊效應(yīng)；c.除了應(yīng)對(duì)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)外部事件外，還應(yīng)考慮超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)外部事件對(duì)核電廠帶來(lái)的危害；d.具備包括嚴(yán)重事故緩解導(dǎo)則和大規(guī)模破壞緩解導(dǎo)則等事件或事故應(yīng)對(duì)規(guī)程。同時(shí)建議概率安全目標(biāo)中的大量放射性物質(zhì)釋放頻率不超過1×10-7/堆年。

CAP1400設(shè)計(jì)中充分考慮了縱深防御前四個(gè)層次要求，具有很好的獨(dú)立性，充分考慮嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解，針對(duì)風(fēng)險(xiǎn)重要的事故情景，設(shè)置了對(duì)應(yīng)的有效的預(yù)防和緩解措施，嚴(yán)重事故發(fā)生并導(dǎo)致大量放射性釋放的概率極低。綜合CAP1400安全設(shè)計(jì)特點(diǎn)、確定論分析和概率安全評(píng)價(jià)評(píng)價(jià)結(jié)果，基于對(duì)“實(shí)際消除”的上述解讀，分析認(rèn)為CAP1400滿足“實(shí)際消除”的要求。

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CAP1400 Design for the Requirements of“practically eliminated”

YANJinquan1，SHIGuobao1，LINChengge2，ZHANWenhui1，*，TIANLin1
（1.Shanghai Nuclear Engineering Research&Design Institute，Shanghai200233，China；
2.State Nuclear Power Technology Corporation，Beijing100029，China）

Abstract:“Practically Eliminated”is a high level safety goal for the NPPs which will be built in China's Thirteenth Five-Year（2016-2020）and later，atechnical insight of“Practically Eliminated”have been performed in this topic with the requirements for defence-in-depthand probabilistic analysis.1.0×10-7/reactor-year（point estimated value，single unit）is derived as PSA large release frequency（LRF）target for the NPPs，and the quantitative value of large radioactive release isproposed as 500TBq of131I equivalent. The analysis result indicates that CAP1400 design can meet the corresponding requirements with its safety design measures.

Keywords:safety goal；practically eliminated；large radioactive release；CAP1400；safety design

中圖分類號(hào)：TL364+.5

文章標(biāo)志碼：A

文章編號(hào)：1672-5360（2016）01-0076-08

收稿日期：2015-11-02修回日期：2015-12-13

基金項(xiàng)目：CAP1400關(guān)鍵設(shè)計(jì)技術(shù)研究，項(xiàng)目編號(hào)2011ZX06002-001

作者簡(jiǎn)介：嚴(yán)錦泉（1963—），男，浙江德清人，研究員，現(xiàn)主要從事核電廠設(shè)計(jì)工作

*通訊作者：詹文輝，E-mail：zhanwh@snerdi.com.cn