核電廠嚴(yán)重事故薄弱環(huán)節(jié)確定方法研究

魏 瑋，劉 靜，李文靜，喻新利，楊志義

(1.中國(guó)核電工程有限公司，北京 100840；2.生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 102401)

核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定(HAF102—2016)[1]對(duì)嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解提出了更高要求，要求必須增強(qiáng)核動(dòng)力廠應(yīng)對(duì)比設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故更嚴(yán)重的或包含多重故障的事故的承受能力。三哩島事故后美國(guó)要求各個(gè)電廠開(kāi)展單個(gè)電廠檢查(IPE)，其主要目的是識(shí)別核電廠嚴(yán)重事故薄弱環(huán)節(jié)。我國(guó)目前尚缺少核電廠嚴(yán)重事故薄弱環(huán)節(jié)相關(guān)篩選準(zhǔn)則，本文對(duì)核電廠嚴(yán)重事故薄弱環(huán)節(jié)篩選準(zhǔn)則及分析方法進(jìn)行研究，提出適用于國(guó)內(nèi)二代改進(jìn)型核電機(jī)組嚴(yán)重事故薄弱環(huán)節(jié)的確定方法，并應(yīng)用于國(guó)內(nèi)二代改進(jìn)型核電機(jī)組進(jìn)行嚴(yán)重事故預(yù)防薄弱環(huán)節(jié)分析。

1 IPE

1988年美國(guó)核管會(huì)(NRC)通過(guò)Individual Plant Examination for Severe Accident Vunerabilities-10CFR50.54(f)(GL88-20)要求所有美國(guó)核電廠必須開(kāi)展單個(gè)電廠檢查(IPE)并向NRC提交報(bào)告，目的是識(shí)別出核電廠可以通過(guò)較低成本的改進(jìn)措施來(lái)應(yīng)對(duì)的嚴(yán)重事故薄弱環(huán)節(jié)，以確保美國(guó)電廠堆芯損壞頻率(CDF)和大量放射性釋放頻率(LRF)滿(mǎn)足安全目標(biāo)。IPE主要目標(biāo)包括識(shí)別嚴(yán)重事故現(xiàn)象、識(shí)別最可能發(fā)生的嚴(yán)重事故序列、得到堆芯損壞頻率和放射性釋放頻率、通過(guò)改進(jìn)用于預(yù)防或緩解嚴(yán)重事故的硬件或規(guī)程以降低CDF或LRF。

GL88-20中對(duì)重要嚴(yán)重事故序列的選取準(zhǔn)則進(jìn)行了規(guī)定，包括對(duì)于CDF的絕對(duì)貢獻(xiàn)、相對(duì)貢獻(xiàn)，對(duì)于安全殼旁通發(fā)生頻率的絕對(duì)貢獻(xiàn)，并考慮了后果因素，以及工程判斷，具體篩選準(zhǔn)則[2]為：

(1)導(dǎo)致堆芯損壞頻率大于1×10-6/堆年；

(2)對(duì)堆芯損壞頻率的貢獻(xiàn)超過(guò)5%；

(3)導(dǎo)致堆芯損壞的頻率大于1×10-6/堆年，且導(dǎo)致大于WASH-1400中的BWR-3或PWR-4放射性釋放水平的安全殼失效；

(4)導(dǎo)致安全殼旁通的貢獻(xiàn)超過(guò)1×10-7/堆年；

(5)參考以往PRA經(jīng)驗(yàn)或工程判斷，對(duì)堆芯損壞或安全殼性能惡化有重要貢獻(xiàn)。

GL88-20中明確上述篩選準(zhǔn)則為功能序列，篩選值為期望值，即均值。

為指導(dǎo)各電廠開(kāi)展IPE，NRC發(fā)布了IPE實(shí)施導(dǎo)則(NUREG-1335)，明確了美國(guó)各電廠開(kāi)展IPE的具體實(shí)施導(dǎo)則及IPE報(bào)告的統(tǒng)一格式和內(nèi)容。導(dǎo)則中對(duì)核電廠重要事故序列篩選原則進(jìn)一步闡述，提出了基于系統(tǒng)序列的篩選準(zhǔn)則，比GL88-20中基于功能序列的篩選值低一個(gè)量級(jí)，具體準(zhǔn)則[3]如下：

(1)導(dǎo)致堆芯損壞頻率大于1×10-7/堆年；

(2)能夠包絡(luò)95%堆芯損壞頻率的事故序列；

(3)能夠包絡(luò)95%安全殼失效的事故序列；

(4)導(dǎo)致安全殼旁通的貢獻(xiàn)超過(guò)1×10-8/堆年；

(5)參考以往PRA經(jīng)驗(yàn)或工程判斷，對(duì)堆芯損壞或安全殼性能惡化有重要貢獻(xiàn)。

NUREG-1335明確上述準(zhǔn)則為系統(tǒng)序列，對(duì)于功能和系統(tǒng)混合的序列，采用較低的系統(tǒng)序列篩選值。功能的定義與電廠設(shè)計(jì)相關(guān)，比如包括控制反應(yīng)性、保證一回路水裝量、移出堆芯衰變熱、保護(hù)放射性裂變產(chǎn)物屏障完整性等。功能序列由一系列系統(tǒng)序列組成，為避免由于序列歸并或拆分導(dǎo)致序列級(jí)別不同，NRC要求各電廠IPE中進(jìn)行重要事故序列選取時(shí)需要對(duì)序列或者序列歸并進(jìn)行詳細(xì)說(shuō)明。

IPE主要目的是識(shí)別核電廠嚴(yán)重事故相關(guān)薄弱環(huán)節(jié)，NRC也給出識(shí)別重要事故序列的準(zhǔn)則，但也指出該準(zhǔn)則并不是核電廠嚴(yán)重事故薄弱環(huán)節(jié)的定義，也并非嚴(yán)重事故薄弱環(huán)節(jié)的篩選閾值，各電廠的薄弱環(huán)節(jié)準(zhǔn)則需由電廠確定。

1997年NRC出版的NUREG-1560報(bào)告對(duì)美國(guó)75份IPE報(bào)告包括108個(gè)核電廠的IPE結(jié)果和見(jiàn)解進(jìn)行了總結(jié)，各電廠通過(guò)開(kāi)展內(nèi)部事件(包括內(nèi)部水淹不包括內(nèi)部火災(zāi))一級(jí)PSA和二級(jí)PSA對(duì)美國(guó)PWR、BWR的堆芯損壞頻率和安全殼性能進(jìn)行評(píng)估。由于NRC未明確薄弱環(huán)節(jié)定義，因此IPE中嚴(yán)重事故薄弱環(huán)節(jié)定義多樣化，大部分電廠不明確是薄弱環(huán)節(jié)而認(rèn)為是核電廠值得關(guān)注的問(wèn)題，這些關(guān)注點(diǎn)中45%可通過(guò)規(guī)程等運(yùn)行方面進(jìn)行改進(jìn)，40%為設(shè)計(jì)上需要硬件改進(jìn)。

大部分電廠的嚴(yán)重事故薄弱環(huán)節(jié)或值得關(guān)注的問(wèn)題的篩選準(zhǔn)則參照了嚴(yán)重事故問(wèn)題關(guān)閉導(dǎo)則(NEI 91-04，1994)中的序列篩選準(zhǔn)則或NRC安全目標(biāo)或設(shè)備、系統(tǒng)的重要度。當(dāng)時(shí)NRC安全目標(biāo)為CDF小于1×10-4/堆年，LRF小于1×10-6/堆年；系統(tǒng)或設(shè)備重要度的貢獻(xiàn)比也沒(méi)有統(tǒng)一定義。

2 核電廠嚴(yán)重事故薄弱環(huán)節(jié)確定方法

核電廠嚴(yán)重事故薄弱環(huán)節(jié)主要是核電廠在預(yù)防堆芯損壞以及嚴(yán)重事故發(fā)生后緩解事故后果方面存在的弱項(xiàng)。通過(guò)開(kāi)展核電廠PSA分析可較為全面、系統(tǒng)識(shí)別導(dǎo)致堆芯損壞的事故序列及設(shè)備、人誤失效組合?？赏ㄟ^(guò)導(dǎo)致堆芯損壞的絕對(duì)、相對(duì)貢獻(xiàn)識(shí)別出核電廠重要的嚴(yán)重事故序列。二代改進(jìn)型核電機(jī)組嚴(yán)重事故薄弱環(huán)節(jié)篩選準(zhǔn)則和定義建議如下：

(1)導(dǎo)致堆芯損壞頻率大于1×10-7/堆年；

(2)能夠包絡(luò)95%堆芯損壞頻率的事故序列；

(3)導(dǎo)致安全殼旁通的堆芯損壞序列發(fā)生頻率超過(guò)1×10-8/堆年；

(4)參考以往PSA經(jīng)驗(yàn)或工程判斷，對(duì)堆芯損壞或安全殼性能惡化有重要貢獻(xiàn)。

上述定義中考慮的是系統(tǒng)序列。

針對(duì)識(shí)別出的嚴(yán)重事故薄弱環(huán)節(jié)，對(duì)重要事故序列進(jìn)行分級(jí)處理，根據(jù)發(fā)生頻率或?qū)DF的貢獻(xiàn)大小，分別通過(guò)硬件、規(guī)程改進(jìn)或通過(guò)SAMG進(jìn)行事故管理。參照NEI91-04，將堆芯損壞序列和安全殼旁通序列按照發(fā)生頻率及相對(duì)CDF的貢獻(xiàn)劃分四個(gè)級(jí)別，堆芯損壞頻率從1×10-5/堆年至1×10-7/堆年，安全殼旁通的堆芯損壞序列頻率低一個(gè)量級(jí)?；谖覈?guó)國(guó)家核安全局對(duì)二代改進(jìn)型核電機(jī)組概率安全目標(biāo)的要求，CDF小于1×10-4/堆年，LRF小于1×10-5/堆年，NEI91-04中分析準(zhǔn)則也適用于我國(guó)二代核電機(jī)組，具體如表1所示。

表1 核電廠嚴(yán)重事故薄弱環(huán)節(jié)評(píng)價(jià)過(guò)程

3 二代改進(jìn)型核電廠嚴(yán)重事故薄弱環(huán)節(jié)確定及應(yīng)對(duì)

通過(guò)PSA分析得到二代改進(jìn)型核電機(jī)組導(dǎo)致堆芯損壞的重要嚴(yán)重事故序列。在導(dǎo)致堆芯損壞的事件序列中，發(fā)生頻率在1×10-7/堆年之上的序列共有18個(gè)，約占總堆芯損壞頻率的61%，如表2所示；發(fā)生頻率在1×10-8/堆年之上的序列共有81個(gè)，約占總堆芯損壞頻率的95%，其中有7個(gè)導(dǎo)致安全殼旁通的堆芯損壞序列，如表3所示。

表2 二代改進(jìn)型核電機(jī)組重要嚴(yán)重事故序列

表3 二代改進(jìn)型核電機(jī)組導(dǎo)致安全殼旁通大于1×10-8/堆年的堆芯損壞序列

根據(jù)二代改進(jìn)型核電機(jī)組嚴(yán)重事故薄弱環(huán)節(jié)篩選準(zhǔn)則和定義，對(duì)堆芯損壞頻率大于1×10-7/堆年的重要嚴(yán)重事故序列、大于1×10-8/堆年導(dǎo)致安全殼旁通的堆芯損壞序列以及包括總堆芯損壞頻率95%的重要事故序列進(jìn)一步分析，得到二代改進(jìn)型核電機(jī)組嚴(yán)重事故預(yù)防的薄弱環(huán)節(jié)：反應(yīng)性控制手段不足、二次側(cè)帶熱手段不足，高壓安注和低壓安注相關(guān)性高，重要事故類(lèi)包括瞬態(tài)高壓類(lèi)、SBO軸封破口事故、低壓熔堆事故、始發(fā)SGTR類(lèi)、界面LOCA以及壓力容器破裂事故。

表2、表3中重要事故序列為系統(tǒng)序列，其中可能導(dǎo)致堆芯損壞的嚴(yán)重事故序列發(fā)生頻率在1×10-6～1×10-7/堆年，且單個(gè)序列導(dǎo)致的CDF占比低于10%；導(dǎo)致安全殼旁通的堆芯損壞序列發(fā)生頻率在1×10-7～1×10-8/堆年且單個(gè)序列占比CDF低于5%，根據(jù)表1中分級(jí)處理的原則，基于上述重要事故序列識(shí)別出的嚴(yán)重事故薄弱環(huán)節(jié)，只需要確保SAMG可有效預(yù)防或緩解堆芯損壞或壓力容器及安全殼失效，不用進(jìn)行電廠在設(shè)計(jì)上或規(guī)程方面的改進(jìn)。同時(shí)也識(shí)別出發(fā)生頻率在1×10-6～1×10-7/堆年導(dǎo)致安全殼旁通的堆芯損壞序列，主要由于高壓安注需要低壓安注泵增壓導(dǎo)致高、低壓安注功能相關(guān)性較高、反應(yīng)性控制手段不足，可通過(guò)優(yōu)化安注系統(tǒng)和增設(shè)反應(yīng)性控制手段進(jìn)行硬件改進(jìn)以預(yù)防堆芯損壞，該方案利益代價(jià)比較低，不考慮在設(shè)計(jì)上改進(jìn)。

二代改進(jìn)型核電機(jī)組不需要進(jìn)行硬件方面的改進(jìn)即可滿(mǎn)足概率安全目標(biāo)的要求，SAMG主要考慮能用則用的原則，充分利用現(xiàn)有手段進(jìn)行嚴(yán)重事故管理，主要包括通過(guò)穩(wěn)壓器安全閥卸壓的功能延伸進(jìn)行一回路卸壓避免發(fā)生高壓熔堆、安全殼大氣加熱、誘發(fā)SGTR等可能導(dǎo)致早期大量放射性釋放的情景；通過(guò)安注系統(tǒng)向堆芯注水，實(shí)現(xiàn)堆芯熔融物的堆內(nèi)冷卻以維持壓力容器的完整性；通過(guò)非能動(dòng)氫氣復(fù)合器進(jìn)行安全殼內(nèi)消氫以避免氫氣爆燃/爆炸導(dǎo)致安全殼失效；通過(guò)安噴和安全殼過(guò)濾排放防止安全殼超壓；同時(shí)使用移動(dòng)補(bǔ)水、移動(dòng)電源等福島后改進(jìn)項(xiàng)進(jìn)行嚴(yán)重事故緩解。

4 討論

(1)GL88-20和NEI94-01的分析準(zhǔn)則和美國(guó)NRC對(duì)核電廠的安全目標(biāo)要求相關(guān)，要求CDF小于1×10-4/堆年，LRF小于1×10-6/堆年。對(duì)于我國(guó)二代改進(jìn)型核電機(jī)組，CDF要求和NRC一致，LRF高一個(gè)量級(jí)，NRC的重要事故序列篩選原則及分級(jí)處理原則同樣適用；對(duì)于我國(guó)新建核電廠，要求CDF小于1×10-5/堆年，LRF小于1×10-6/堆年，核電廠嚴(yán)重事故薄弱環(huán)節(jié)或重要事故序列選取準(zhǔn)則及分析處理準(zhǔn)則中導(dǎo)致堆芯損壞的事故序列頻率篩選值建議低一個(gè)量級(jí)；或者準(zhǔn)則量級(jí)與二代改進(jìn)型核電機(jī)組保持一致，但分級(jí)處理準(zhǔn)則要求更高，建議低一個(gè)量級(jí)，以確保通過(guò)可靠有效的嚴(yán)重事故預(yù)防措施保證核電廠概率安全指標(biāo)滿(mǎn)足新建核電廠的安全要求。

(2)本文討論的核電廠嚴(yán)重事故薄弱環(huán)節(jié)或重要事故序列確定方法對(duì)于新建核電廠設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況的序列選擇具有一定的參考價(jià)值。但是已建核電廠重要嚴(yán)重事故序列的識(shí)別與核電廠在初始的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施設(shè)計(jì)時(shí)設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況清單的識(shí)別有所不同，相關(guān)準(zhǔn)則在使用中需關(guān)注。

(3)本文討論的方法主要是通過(guò)一級(jí)PSA確定重要的導(dǎo)致堆芯損壞或安全殼旁通的嚴(yán)重事故序列以識(shí)別嚴(yán)重事故預(yù)防相關(guān)的薄弱環(huán)節(jié)并進(jìn)行分級(jí)處理，通過(guò)二級(jí)PSA可分析導(dǎo)致安全殼失效的主要威脅，識(shí)別嚴(yán)重事故緩解措施相關(guān)的薄弱環(huán)節(jié)。

5 總結(jié)

本文對(duì)美國(guó)IPE重要事故序列篩選原則和方法進(jìn)行研究，確定了適用于二代改進(jìn)型核電機(jī)組的嚴(yán)重事故薄弱環(huán)節(jié)定義及篩選原則，并針對(duì)二代改進(jìn)型核電機(jī)組開(kāi)展了嚴(yán)重事故預(yù)防薄弱環(huán)節(jié)的識(shí)別及處理分析。該方法對(duì)應(yīng)于美國(guó)當(dāng)時(shí)對(duì)概率安全目標(biāo)和嚴(yán)重事故問(wèn)題的要求，更多考慮通過(guò)PSA分析方法對(duì)現(xiàn)有核電廠的嚴(yán)重事故應(yīng)對(duì)能力進(jìn)行系統(tǒng)性評(píng)估得到重要的嚴(yán)重事故序列，并根據(jù)發(fā)生頻率及后果綜合考慮利益代價(jià)確定適當(dāng)?shù)膽?yīng)對(duì)措施。目前，國(guó)際上對(duì)核電廠超出設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的事故應(yīng)對(duì)能力要求不斷提高，本文提到的核電廠嚴(yán)重事故薄弱環(huán)節(jié)篩選準(zhǔn)則及分級(jí)處理原則對(duì)我國(guó)新建核電廠設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況序列確定及嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施設(shè)計(jì)有很好的參考價(jià)值。