核電廠嚴(yán)重事故下關(guān)于操作人員的可達(dá)性分析

牛世鵬，王 聰，王高鵬，劉 宇

（中國(guó)核電工程有限公司，北京 100840）

在嚴(yán)重事故工況下，核電廠堆芯熔化，一回路處于高溫高壓高輻射狀態(tài)下，壓力容器下封頭和一回路管道等一回路壓力邊界可能會(huì)破裂，導(dǎo)致安全殼內(nèi)甚至其他廠房也可能處于高溫高壓高輻射狀態(tài)［1,2］。核電廠工作人員需要根據(jù)嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則（Severe Accident Management Guidance，簡(jiǎn)稱SAMG）采取事故緩解策略，某些操作只能由嚴(yán)重事故管理人員就地操作設(shè)備和檢查儀表。因此，為了使嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則能夠發(fā)揮作用，需要對(duì)嚴(yán)重事故管理所需操作的可達(dá)性進(jìn)行分析評(píng)估，這關(guān)系到嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則在實(shí)際中能否真正有效實(shí)施［3］。

1 法律法規(guī)要求

針對(duì)核電廠嚴(yán)重事故管理所需操作的人員可達(dá)性分析，國(guó)家法律規(guī)章制度也提出了相應(yīng)的要求：

（1）在《核安全與放射性污染防治“十二五”規(guī)劃以及2020年遠(yuǎn)景目標(biāo)》的專欄2“提升在建核電廠安全水平”中的第4條要求“制定并實(shí)施嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則?？紤]各類事故工況和多堆廠址共因失效工況，分析評(píng)估嚴(yán)重事故下重要設(shè)備、監(jiān)測(cè)儀表的可用性和可達(dá)性”。

（2）國(guó)家核安全局在福島事故后改進(jìn)項(xiàng)工作的第四部分內(nèi)容中的第五項(xiàng)也要求“完善或編制嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則，考慮各種事故工況、多堆廠址共因失效等工況，分析評(píng)估嚴(yán)重事故下重要設(shè)備、監(jiān)測(cè)儀表的可用性和可達(dá)性”。

2 可達(dá)性分析方法及范圍

目前，對(duì)于嚴(yán)重事故管理操作設(shè)備儀表的人員可達(dá)性分析，國(guó)內(nèi)外的認(rèn)識(shí)和做法不盡相同。本文基于國(guó)內(nèi)某核電廠的設(shè)計(jì)情況和已有的一些可達(dá)性分析方法，確定了一套可達(dá)性分析方法，如圖1所示。具體的分析步驟為：

（1）根據(jù)嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則，篩選出需要對(duì)設(shè)備儀表的操作，包括對(duì)相關(guān)儀表讀數(shù)的查看以及相關(guān)系統(tǒng)/設(shè)備的操作。

（2）分析確定所需操作能否在主控室完成，還是只能就地完成。主控室可以完成的操作是指相關(guān)儀表參數(shù)在主控室有顯示的或相關(guān)系統(tǒng)/設(shè)備的操作可以在主控室遠(yuǎn)程完成。

（3）對(duì)于主控室可以完成的操作，由于嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則的實(shí)施主要是基于主控室可用的情況，且評(píng)估驗(yàn)證了主控室在嚴(yán)重事故下的可居留性，認(rèn)為此類操作是可達(dá)的；對(duì)于只能就地完成的操作，需要確定到達(dá)完成操作位置人員的可達(dá)路徑。

（4）對(duì)確定的人員可達(dá)路徑進(jìn)行現(xiàn)場(chǎng)實(shí)地走訪，確認(rèn)路徑的可通過性、通過路徑所經(jīng)歷的時(shí)間、路徑區(qū)域和操作區(qū)域內(nèi)的相關(guān)高能管道以及放射性管道的布置情況等［4］；分析評(píng)估嚴(yán)重事故工況下路徑區(qū)域的環(huán)境條件。

（5）根據(jù)路徑的實(shí)地走訪情況以及路徑和操作區(qū)域的預(yù)期環(huán)境條件，分析相關(guān)操作在嚴(yán)重事故工況下預(yù)期是否可達(dá)，對(duì)不可達(dá)但對(duì)嚴(yán)重事故管理很重要的操作分析是否有可替代的方案。

圖1 嚴(yán)重事故管理設(shè)備儀表所需操作人員可達(dá)性分析方法Fig.1 Accessibility analysis method for manual operations in severe accident management

3 嚴(yán)重事故管理所需操作

嚴(yán)重事故管理所需操作是實(shí)現(xiàn)相關(guān)的嚴(yán)重事故管理的根本。核電廠的嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則中實(shí)施的策略包括6大類：反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)卸壓、維持或恢復(fù)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)水裝量、維持安全殼水裝量、維持或恢復(fù)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)熱阱、保持安全殼的完整性、使放射性物質(zhì)的釋放最小化。

結(jié)合核電廠的具體設(shè)計(jì)，嚴(yán)重事故管理的操作分為監(jiān)測(cè)/測(cè)量嚴(yán)重事故參數(shù)和執(zhí)行嚴(yán)重事故時(shí)需要對(duì)系統(tǒng)/設(shè)備進(jìn)行的操作［5,6］。根據(jù)設(shè)備儀表設(shè)計(jì)特征和在嚴(yán)重事故管理中的重要性分為兩類：“必需使用”類和“可能使用”類。

“必需使用”類設(shè)備至少應(yīng)包括以下幾類：

（1）用于監(jiān)測(cè)嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則中各導(dǎo)則入口條件參數(shù)的儀表；

（2）用于監(jiān)測(cè)嚴(yán)重事故緩解專用系統(tǒng)運(yùn)行狀態(tài)的儀表［7］；

（3）嚴(yán)重事故緩解專用系統(tǒng)中的設(shè)備；

（4）安全殼貫穿件、安全殼隔離閥、設(shè)備閘門等如表1所示。

表1 嚴(yán)重事故管理“必需使用”的監(jiān)測(cè)參數(shù)Table 1 Monitoring parameters of“have to use”in severe accident management

“可能使用”類設(shè)備為設(shè)計(jì)中不是專用于嚴(yán)重事故緩解的設(shè)備，但根據(jù)嚴(yán)重事故管理“能用則用”的原則以及核電廠的具體設(shè)計(jì)，預(yù)期可能會(huì)在嚴(yán)重事故管理中用到的設(shè)備，如表2所示。

嚴(yán)重事故管理“必需使用”和重要的“可能使用”的監(jiān)測(cè)參數(shù)儀表都可以在主控室顯示，無需就地檢查。表1 和表2 為嚴(yán)重事故管理“必需使用”和重要的“可能使用”的監(jiān)測(cè)參數(shù)。

嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則中需要對(duì)相關(guān)系統(tǒng)/設(shè)備的操作大部分可以在主控室操作完成，有部分系統(tǒng)/設(shè)備的操作只能就地操作。表3 給出了嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則執(zhí)行中只能就地操作的策略。

4 人員可達(dá)性分析

嚴(yán)重事故管理中人員可達(dá)性分析包括兩部分內(nèi)容：分析獲取監(jiān)測(cè)嚴(yán)重事故管理所需參數(shù)的能力；分析完成嚴(yán)重事故管理所需的設(shè)備操作的能力。

表2 嚴(yán)重事故管理重要的“可能使用”的監(jiān)測(cè)參數(shù)Table 2 Monitoring parameters of“maybe use”in severe accident management

表3 嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則執(zhí)行中只能就地操作的策略Table 3 Strategies only can be operated on local in SAMG

監(jiān)測(cè)/測(cè)量嚴(yán)重事故管理所需參數(shù)的儀表在主控室都有相關(guān)顯示，對(duì)相關(guān)系統(tǒng)/設(shè)備的操作大部分可以在主控室操作完成。嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則的實(shí)施是基于主控室可用的前提，且對(duì)核電廠主控室的可居留性開展了專項(xiàng)評(píng)估，認(rèn)為其在嚴(yán)重事故工況下具有可達(dá)性。

本核電廠的主控室采用雙取風(fēng)口設(shè)計(jì)，主控室與技術(shù)支持中心共用一套通風(fēng)系統(tǒng)，根據(jù)事故下放射性監(jiān)測(cè)儀表的監(jiān)測(cè)結(jié)果，可以將取風(fēng)口切換到大氣彌散因子較小的方位引入新風(fēng)，使進(jìn)入通風(fēng)系統(tǒng)的新風(fēng)使放射性污染水平降到最低。經(jīng)過評(píng)價(jià)，主控室及技術(shù)支持中心的可居留性均滿足《核動(dòng)力廠營(yíng)運(yùn)單位的應(yīng)急準(zhǔn)備和應(yīng)急響應(yīng)》（HAD002/01）中規(guī)定的劑量控制值［8］。

在維修停堆、換料停堆以及反應(yīng)堆完全卸料運(yùn)行模式下，核電廠安全殼的設(shè)備閘門和人員閘門可能處于開啟狀態(tài)。根據(jù)核電廠的實(shí)際情況，設(shè)備閘門在運(yùn)送螺栓拉伸機(jī)等大型設(shè)備時(shí)需要開啟，其開啟和關(guān)閉都需要就地操作且要求在事故初期階段快速關(guān)閉；人員閘門設(shè)置內(nèi)外兩道，在開啟過程中兩道閘門不允許同時(shí)打開，并且在事故初期就可以通過設(shè)置在就地的3個(gè)操作臺(tái)中的一個(gè)迅速關(guān)閉閘門，因此，本文評(píng)估認(rèn)為進(jìn)入嚴(yán)重事故管理之前設(shè)備閘門和人員閘門都已處于關(guān)閉狀態(tài)或進(jìn)入嚴(yán)重事故管理的初期即關(guān)閉。

對(duì)于只能就地操作的系統(tǒng)/設(shè)備的人員可達(dá)性分析，是基于核電廠現(xiàn)場(chǎng)實(shí)際走訪情況進(jìn)行的。在人員可達(dá)性分析過程中，結(jié)合了相關(guān)路徑的實(shí)地走訪情況，對(duì)于路徑區(qū)域環(huán)境主要考慮了高放射性的影響。

針對(duì)需要就地操作的系統(tǒng)設(shè)備，現(xiàn)場(chǎng)走訪主要考查了到達(dá)操作就地所需時(shí)間和操作閥門設(shè)備的實(shí)際所需時(shí)間，以及針對(duì)路徑區(qū)域的放射性對(duì)人員可達(dá)性的影響，現(xiàn)場(chǎng)走訪路徑較多，不一一列舉，表4列出了部分典型路徑的現(xiàn)場(chǎng)走訪信息。

表4 現(xiàn)場(chǎng)走訪路徑分析Table 4 Site visit rote analysis

我國(guó)能源行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)《壓水堆核動(dòng)力廠廠內(nèi)輻射分區(qū)設(shè)計(jì)標(biāo)準(zhǔn)》（NB/T 20185—2012）對(duì)輻射工作場(chǎng)所的分區(qū)進(jìn)行了定義［9］，如表5所示。對(duì)于常規(guī)工作區(qū)和間斷工作區(qū)，無需特殊防護(hù)，人員可達(dá)；對(duì)于限定工作區(qū)，都是通行區(qū)域，通行時(shí)間極短，就地操作人員采取輻射防護(hù)措施（如佩戴呼吸面具）、行進(jìn)路線上快速通過控制通過時(shí)間等方式，使操作人員所受劑量控制在可接受的范圍內(nèi)，評(píng)估分析認(rèn)為具有人員可達(dá)性。

表5 壓水堆核動(dòng)力廠輻射分區(qū)設(shè)計(jì)特征Table 5 Radiation partition design in PWR

對(duì)于表4中列出的只能就地完成的操作,根據(jù)人員路徑的現(xiàn)場(chǎng)實(shí)地走訪情況結(jié)合路徑區(qū)域和操作區(qū)域的環(huán)境條件對(duì)相關(guān)操作可達(dá)性進(jìn)行分析。分析過程中主要考慮了嚴(yán)重事故后的高輻射環(huán)境條件對(duì)操作可達(dá)性的影響［10，11］。表6給出了相關(guān)就地操作的可達(dá)性分析結(jié)果。

表6 就地操作的可達(dá)性分析Table 6 Accessibility analysis for local operations

5 結(jié)論

本文基于國(guó)內(nèi)典型壓水堆核電廠的設(shè)計(jì)和嚴(yán)重事故管理情況，對(duì)核電廠嚴(yán)重事故管理所需的設(shè)備儀表操作進(jìn)行了討論，并對(duì)這些操作在嚴(yán)重事故下的可達(dá)性進(jìn)行了分析。

分析表明，嚴(yán)重事故管理所需的儀表在主控室都有相關(guān)顯示，嚴(yán)重事故管理所需的系統(tǒng)設(shè)備的操作多數(shù)也可以在主控室操作完成。嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則的實(shí)施是基于主控室可用的前提，且對(duì)核電廠主控室的可居留性開展了專項(xiàng)評(píng)估，因此，對(duì)于嚴(yán)重事故管理所需的監(jiān)測(cè)/測(cè)量?jī)x表以及可以在主控室完成操作的系統(tǒng)/設(shè)備，本文認(rèn)為具有可達(dá)性。

對(duì)于只能就地完成的操作，確定出了完成相應(yīng)操作的人員路徑，并根據(jù)人員路徑的現(xiàn)場(chǎng)，實(shí)地走訪路徑區(qū)域和操作區(qū)域的環(huán)境條件及對(duì)相關(guān)操作的人員可達(dá)性進(jìn)行分析。主要考慮了嚴(yán)重事故后的高輻射條件對(duì)人員可達(dá)性的影響。

綜合嚴(yán)重事故管理所需操作儀表、系統(tǒng)/設(shè)備的人員可達(dá)性分析結(jié)果，評(píng)估認(rèn)為本核電廠在嚴(yán)重事故管理中所需的監(jiān)測(cè)儀表都具有可達(dá)性，嚴(yán)重事故下需要對(duì)重要系統(tǒng)/設(shè)備的操作也是可達(dá)的（部分只能就地完成的操作需要考慮限制人員的操作的時(shí)間并采取輻射防護(hù)措施），能夠保證嚴(yán)重事故工況下嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則的有效實(shí)施。