核動力廠設(shè)計擴(kuò)展工況的思考與建議

王 遜，田 宇，荊 放，史 強(qiáng)，*，王曉峰，孫海濤

（1. 生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 100082；2. 北京宇航系統(tǒng)工程研究所，北京 100076）

積極安全有序發(fā)展核電是我國早日實(shí)現(xiàn)碳達(dá)峰、碳中和目標(biāo)的重要途徑，也是落實(shí)“十四五”期間優(yōu)化能源產(chǎn)業(yè)結(jié)構(gòu)的關(guān)鍵內(nèi)容，核安全是保障核能健康可持續(xù)發(fā)展的基礎(chǔ)，核動力廠設(shè)計安全是核安全監(jiān)管工作的重要內(nèi)容［1-3］。福島核事故后，國際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）在其安全標(biāo)準(zhǔn)中提出設(shè)計擴(kuò)展工況（DEC）的概念與要求，以進(jìn)一步提高核動力廠應(yīng)對事故的能力［4］。然而，我國現(xiàn)行核安全法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)尚缺乏有關(guān)設(shè)計擴(kuò)展工況的具體規(guī)定，對有效開展核動力廠安全分析造成一定困難［5］。根據(jù)國內(nèi)外核能發(fā)展實(shí)際情況，結(jié)合我國核安全法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)最新要求與制修訂規(guī)劃思路，對設(shè)計擴(kuò)展工況的定義與內(nèi)容進(jìn)行思考并提出相關(guān)建議。

1 概述

1.1 設(shè)計擴(kuò)展工況的概念形成

隨著國際社會對于核能發(fā)展安全性的要求不斷提升，國際組織與世界主要核能發(fā)展國家的相關(guān)技術(shù)文件對核動力廠應(yīng)對超過設(shè)計基準(zhǔn)事故的預(yù)防與緩解能力提出更高目標(biāo)。2003年，歐洲壓水堆（EPR）在設(shè)計過程中首次提出設(shè)計擴(kuò)展工況的概念［6］，2012 年，IAEA 發(fā)布安全標(biāo)準(zhǔn)《Safety of Nuclear Power Plants： Design》（SSR-2/1），明確規(guī)定需要將設(shè)計擴(kuò)展工況納入核動力廠安全分析的考慮范圍。

IAEA 安全標(biāo)準(zhǔn)提出，設(shè)計擴(kuò)展工況不在設(shè)計基準(zhǔn)事故考慮范圍但在設(shè)計過程中根據(jù)最佳估計方法需要加以考慮，設(shè)計擴(kuò)展工況發(fā)生時，放射性物質(zhì)的釋放應(yīng)被保持在可接受限值以內(nèi)，且保證堆芯不受損傷以及避免堆芯熔化［7］，世界主要核能發(fā)展國家的相關(guān)技術(shù)文件也引入了設(shè)計擴(kuò)展工況的概念和內(nèi)容［8］，設(shè)計擴(kuò)展工況在核動力廠運(yùn)行范圍的具體位置如圖1 所示。

圖1 設(shè)計擴(kuò)展工況在核動力廠運(yùn)行范圍的具體位置Fig.1 The specific location of the design extension condition in the operating range of the nuclear power plant

1.2 設(shè)計擴(kuò)展工況的應(yīng)用進(jìn)展

設(shè)計擴(kuò)展工況概念的提出與應(yīng)用，凸顯了國際社會對核能發(fā)展安全性的高度關(guān)注。我國核安全法規(guī)《核動力廠設(shè)計安全規(guī)定》在修訂過程中借鑒了IAEA 安全標(biāo)準(zhǔn)的相關(guān)內(nèi)容，接受并引入設(shè)計擴(kuò)展工況的概念，明確規(guī)定需要考慮該工況下核動力廠的安全性。因此，結(jié)合華龍一號、EPR 等核電堆型審評工作中積累的實(shí)踐成果，參考國際相關(guān)經(jīng)驗(yàn)，形成科學(xué)完善的技術(shù)要求，用于指導(dǎo)核動力廠安全分析，對于進(jìn)一步提升核動力廠的安全性具有重要意義。

目前，國內(nèi)外設(shè)計擴(kuò)展工況清單存在一定差異，但在概念定義、工況分類與選取原則等方面基本保持一致。結(jié)合相關(guān)技術(shù)文件要求與工程實(shí)踐經(jīng)驗(yàn)，設(shè)計擴(kuò)展工況清單主要來源于三個方面：一是西歐核監(jiān)管者協(xié)會（WENRA）發(fā)布的歐洲壓水堆（EPR）設(shè)計中遵循的技術(shù)導(dǎo)則，二是IAEA 安全標(biāo)準(zhǔn)的相關(guān)要求，三是我國“華龍一號”核電項(xiàng)目（HPR1000）設(shè)計、建造階段采用的技術(shù)文件。現(xiàn)階段西歐核監(jiān)管者協(xié)會［9］、國際原子能機(jī)構(gòu)［10］與我國“華龍一號”工程實(shí)踐［11］對設(shè)計擴(kuò)展工況清單對比見表1。

表1 西歐核監(jiān)管者協(xié)會、國際原子能機(jī)構(gòu)與“華龍一號”工程實(shí)踐關(guān)于設(shè)計擴(kuò)展工況的清單對比Table 1 Checklist comparison for design expansion condition of WENRA，IAEA and HPR1000

2 思考與研究

2.1 設(shè)計擴(kuò)展工況的清單確定

設(shè)計擴(kuò)展工況概念提出前，核動力廠設(shè)計安全主要考慮典型設(shè)計基準(zhǔn)事故，同時將全廠斷電與未能停堆的預(yù)期瞬態(tài)等超過設(shè)計基準(zhǔn)事故的情況增加到考慮范圍。設(shè)計擴(kuò)展工況概念提出后，由于缺乏完備的工況序列，無法系統(tǒng)引入設(shè)計擴(kuò)展工況的清單以指導(dǎo)相關(guān)工作的開展。目前，國內(nèi)外設(shè)計擴(kuò)展工況清單確定的原則主要包括以下來源：

（1）國際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）

IAEA 將設(shè)計擴(kuò)展工況主要分為以下兩類：一是沒有造成堆芯明顯損傷的工況（DEC-A），包括超出安全系統(tǒng)應(yīng)對設(shè)計基準(zhǔn)事故能力的始發(fā)事件以及設(shè)計基準(zhǔn)事故或多重故障疊加導(dǎo)致安全系統(tǒng)無法完全執(zhí)行預(yù)定安全功能的始發(fā)事件等；二是造成堆芯熔化（嚴(yán)重事故）工況（DEC-B），該類工況清單主要依據(jù)國際核動力廠嚴(yán)重事故研究成果進(jìn)行考慮，IAEA 安全標(biāo)準(zhǔn)提出的該類工況包括蒸汽爆炸、堆芯熔融與喪失最終熱阱等［10］。

（2）歐洲壓水堆（EPR）技術(shù)導(dǎo)則

歐洲壓水堆（EPR）技術(shù)導(dǎo)則對設(shè)計擴(kuò)展工況清單確定主要采用發(fā)生頻率準(zhǔn)則，針對僅考慮專設(shè)安全設(shè)施的核動力廠概率安全分析（PSA）模型，認(rèn)為DEC-A 工況包括發(fā)生頻率高于10-7/堆年以及高于10-8/堆年并對核動力廠安全具有重要影響的事故序列；DEC-B工況主要包括現(xiàn)階段嚴(yán)重事故相關(guān)研究成果［11］。

（3）“華龍一號”工程實(shí)踐

“華龍一號”核電項(xiàng)目遵循《核動力廠設(shè)計安全規(guī)定》有關(guān)設(shè)計擴(kuò)展工況的具體要求，借鑒歐洲壓水堆（EPR）技術(shù)導(dǎo)則提出的設(shè)計擴(kuò)展工況范圍，依據(jù)工程實(shí)踐經(jīng)驗(yàn)，采用發(fā)生頻率與實(shí)際影響相結(jié)合的方式確定工況清單［12］，具體準(zhǔn)則見表2。

表2 “華龍一號”工程實(shí)踐關(guān)于設(shè)計擴(kuò)展工況清單確定準(zhǔn)則Table 2 Criteria for determining the list of design expansion condition of HPR1000

2.2 設(shè)計擴(kuò)展工況的分析方法

《核動力廠設(shè)計安全規(guī)定》提出，需要對設(shè)計擴(kuò)展工況的分析采用最佳估算方法，且必須保證在核動力廠設(shè)計中適當(dāng)考慮不確定性，具有適當(dāng)?shù)脑Ａ恳员苊獬霈F(xiàn)陡變效應(yīng)以及早期或大量放射性釋放。對比IAEA 安全標(biāo)準(zhǔn)有關(guān)設(shè)計擴(kuò)展工況描述［13］，分析方法選取的原則主要包括：

（1）與設(shè)計基準(zhǔn)事故分析方法的適用性；

（2）原則上可采用設(shè)計基準(zhǔn)事故最佳估算分析疊加不確定性分析；

（3）使用最佳估算分析時應(yīng)說明不會導(dǎo)致陡邊效應(yīng)；

（4）不考慮單一故障準(zhǔn)則與維修導(dǎo)致的系統(tǒng)不可用。

目前，世界主要核能發(fā)展國家針對設(shè)計擴(kuò)展工況分析方法的選取存在一定差異，我國“華龍一號”核電項(xiàng)目與歐洲壓水堆（EPR）項(xiàng)目主要參考IAEA 安全標(biāo)準(zhǔn)提出的分析方法選取原則，并結(jié)合工程實(shí)踐經(jīng)驗(yàn)，對于指導(dǎo)核動力廠安全分取得良好效果。

2.3 設(shè)計擴(kuò)展工況的設(shè)計準(zhǔn)則

現(xiàn)階段我國核電領(lǐng)域?qū)τ谠O(shè)計擴(kuò)展工況的設(shè)計準(zhǔn)則尚未達(dá)成一致意見，在“華龍一號”核電項(xiàng)目與歐洲壓水堆（EPR）項(xiàng)目的核安全審評過程中，依據(jù)《核動力廠設(shè)計安全規(guī)定》相關(guān)規(guī)定，明確設(shè)計擴(kuò)展工況的安全分析目標(biāo)是“在嚴(yán)重事故下僅需要在區(qū)域和時間上采取有限的防護(hù)行動，且避免場外放射性污染或?qū)⑵錅p至最小”，并提出應(yīng)對設(shè)計擴(kuò)展工況的幾項(xiàng)原則，包括：

（1）安全設(shè)施的獨(dú)立性與開展工況分析的必要性；

（2）設(shè)計規(guī)格書包括相關(guān)分析結(jié)果；

（3）極端事故（包括堆芯熔融）納入分析考慮范圍；

（4）導(dǎo)致早期放射性釋放或大量放射性釋放工況實(shí)際消除的可能性；

（5）必須有足夠的時間來采取保護(hù)公眾的防護(hù)行動且持續(xù)時間和范圍有限。

另外，在安全重要物項(xiàng)分類中，需要對設(shè)計擴(kuò)展工況相關(guān)安全設(shè)施進(jìn)行單獨(dú)分類，對于設(shè)計擴(kuò)展工況相關(guān)安全設(shè)施，屬于安全重要物項(xiàng)的重要組成部分，應(yīng)當(dāng)納入安全分級的范疇［14］，其在核動力廠設(shè)備分類中所處位置如圖2 所示。

圖2 核動力廠設(shè)備分類示意圖Fig.2 Schematic diagram of nuclear power plant equipment classification

設(shè)計擴(kuò)展工況相關(guān)安全設(shè)施應(yīng)保證嚴(yán)重事故時的設(shè)備可用性，如熱工水力環(huán)境條件要求、輻照劑量要求、抗震要求等。設(shè)備可用性的驗(yàn)證可以采用試驗(yàn)和分析相結(jié)合的手段，確保設(shè)計擴(kuò)展工況發(fā)生時能夠按照安全要求執(zhí)行其預(yù)期功能，適當(dāng)考慮多重事故疊加時對設(shè)備冗余性與多樣性的要求。

3 建議

3.1 工況清單確定原則

針對設(shè)計基準(zhǔn)事故的安全分析一般只考慮單一故障情況，通過提高安全相關(guān)系統(tǒng)的可靠性緩解事故影響。設(shè)計擴(kuò)展工況的安全分析需要考慮在設(shè)計基準(zhǔn)事故安全相關(guān)系統(tǒng)的基礎(chǔ)上依靠附加設(shè)施對超設(shè)計基準(zhǔn)事故或多重失效故障發(fā)生后的核動力廠狀態(tài)進(jìn)行緩解。

關(guān)于設(shè)計擴(kuò)展工況的清單確定，建議遵循以下原則：

（1）未造成明顯堆芯損傷的設(shè)計擴(kuò)展工況（DEC-A）

①借鑒國際上推薦并使用的DEC-A 工況清單（IAEA、EUR 等）；

②調(diào)研綜合國內(nèi)外新建核電項(xiàng)目工程實(shí)踐經(jīng)驗(yàn)，完善DEC-A 清單，重點(diǎn)考慮超出應(yīng)對單一始發(fā)事件的安全系統(tǒng)能力或多重失效導(dǎo)致安全系統(tǒng)無法應(yīng)對的事故工況；

③在安全分析中，選取重要序列形成工況清單進(jìn)行分析，選取超出設(shè)計基準(zhǔn)事故并需要附加設(shè)施以降低發(fā)生頻率或緩解事故影響的始發(fā)事件確定為DEC-A 清單。

（2）造成堆芯熔化（嚴(yán)重事故）的設(shè)計擴(kuò)展工況（DEC-B）

①導(dǎo)致核動力廠堆芯冷卻能力喪失；

②導(dǎo)致核動力廠冷卻劑系統(tǒng)完整性破壞。

3.2 分析方法選取原則

關(guān)于設(shè)計擴(kuò)展工況的分析方法，選取過程中建議遵循以下原則：

（1）未造成明顯堆芯損傷的設(shè)計擴(kuò)展工況（DEC-A）

①可采用設(shè)計基準(zhǔn)事故分安全析計算程序，最佳估算方法疊加不確定性分析；

②避免“陡邊效應(yīng)”造成不可接受的后果并加以證明；

③不考慮單一故障準(zhǔn)則與維修導(dǎo)致的系統(tǒng)不可用；

④分析過程應(yīng)進(jìn)行至最終安全狀態(tài)（反應(yīng)堆堆芯次臨界、衰變熱持續(xù)導(dǎo)出和放射性釋放包容至要求的水平）。

（2）造成堆芯熔化（嚴(yán)重事故）的設(shè)計擴(kuò)展工況（DEC-B）

①充分考慮可能導(dǎo)致堆芯損壞的嚴(yán)重事故狀態(tài)（如高壓熔堆及安全殼直接加熱、蒸汽爆炸、氫氣燃燒爆炸與安全殼旁通等［15］）；

②可采用現(xiàn)行有效的事故進(jìn)程模擬程序（如MAAP、MELCOR 等）。

3.3 設(shè)計準(zhǔn)則確定原則

關(guān)于設(shè)計擴(kuò)展工況的設(shè)計準(zhǔn)則，確定過程中建議遵循以下原則：

對于未造成明顯堆芯損傷的設(shè)計擴(kuò)展工況（DEC-A），采用放射性影響評價方法，提出相對設(shè)計基準(zhǔn)事故更嚴(yán)格的輻射照射劑量接受值，參考國內(nèi)外相關(guān)技術(shù)文件要求，考慮設(shè)計擴(kuò)展工況始發(fā)事件導(dǎo)致的非居住區(qū)邊界上任何個人在事故的整個持續(xù)期內(nèi)（可取 30 天）通過煙云浸沒外照射和吸入內(nèi)照射途徑所接受的有效劑量不超過10 mSv；

對于造成堆芯熔化（嚴(yán)重事故）的設(shè)計擴(kuò)展工況（DEC-B），應(yīng)保證事故工況下核動力廠安全屏障的完整性，并有效降低放射性污染水平。

另外，建議明確用于設(shè)計擴(kuò)展工況的附加安全設(shè)施范圍，包括應(yīng)對多重失效事故序列、嚴(yán)重事故工況以及極端外部事件的安全設(shè)施，并對附加安全設(shè)施提出設(shè)計要求，以提高核動力廠應(yīng)對全廠斷電、蒸汽爆炸與大型商用飛機(jī)撞擊［16］等設(shè)計擴(kuò)展工況的預(yù)防與緩解能力。針對附加安全設(shè)施的相關(guān)技術(shù)要求應(yīng)保障其在設(shè)計擴(kuò)展工況條件下能夠發(fā)揮預(yù)期功能的性能可靠性，如良好的抗震能力、極端環(huán)境條件下的可用性以及維修和維護(hù)的有效性等。

4 結(jié)論

目前，有關(guān)設(shè)計擴(kuò)展工況的定義和內(nèi)容已在IAEA 安全標(biāo)準(zhǔn)以及美國、歐洲等世界主要核能發(fā)展國家發(fā)布的技術(shù)文件中予以體現(xiàn)，我國核安全法規(guī)《核動力廠設(shè)計安全規(guī)定》經(jīng)修訂后，針對設(shè)計擴(kuò)展工況提出相關(guān)要求。因此，依托國際社會核安全領(lǐng)域設(shè)計擴(kuò)展工況研究成果，形成更為完善的核與輻射安全法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)體系，提出具體的技術(shù)要求以指導(dǎo)核動力廠安全分析，有助于進(jìn)一步提高核動力廠的安全水平，提高我國未來核動力廠應(yīng)對超設(shè)計基準(zhǔn)事故的能力，保障核能利用事業(yè)健康可持續(xù)發(fā)展。