孫造占，初起寶，房永剛，張云波

（環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082）

在美國三里島事故和蘇聯(lián)切爾諾貝利事故發(fā)生后，國際社會對核動力廠的嚴重事故給予了極大的關注，日本福島事故使人們更加堅信對嚴重事故的預防和緩解措施的必要性。我國的《核動力廠設計安全規(guī)定》（HAF 102）［1］要求，“在可能的范圍內(nèi)，應該以合理的可信度表明在嚴重事故中必須運行的設備（如某些儀表）能夠達到設計要求”。但是，到底什么是“合理的可信度”，以及如何證明設備在嚴重事故中能滿足設計要求，目前缺乏具有可操作性的規(guī)范或標準，這給有關嚴重事故核安全管理要求的落實帶來很大困難。本文從核電廠嚴重事故下設備可用性要求的發(fā)展歷程出發(fā)，結合國際上典型的實踐并結合我國新的核安全監(jiān)管要求，試圖就嚴重事故下設備可用性論證要求的進一步明確進行探討。

1 縱深防御概念與應用的發(fā)展

1.1 縱深防御概念及發(fā)展

核安全的目標是在核設施內(nèi)建立和維持防御輻射危害的措施，以保護個人、社會和環(huán)境免受危害。這種有效防御的技術基礎就是縱深防御原則。20世紀六七十年代的縱深防御通常包含3個層次，經(jīng)過美國三里島和蘇聯(lián)切爾諾貝利這兩次核電廠嚴重事故后，逐漸形成了目前普遍認可的5個層次的縱深防御結構［2］，見表1。

表1 普遍認可的縱深防御層次Table 1 Well accepted levels of defense in depth

西歐核監(jiān)管協(xié)會（WENRA）將5層次縱深防御結構進行了細化和調(diào)整，主要是將原來第4層次中的一部分調(diào)整到第3層次，見表2。3a和3b兩個層次的區(qū)別在于，前者應對的是假設單一始發(fā)事件，而后者應對的則是假設多重失效事件。將它們劃入同一個大的防御層次，是因為對他們規(guī)定了相同的輻射防護目標，即力爭沒有或僅有微小的廠外放射性影響［3］。

表2 細化的縱深防御層次Table 2 Refined levels of defense in depth

1.2 設計擴展

核動力廠縱深防御從3個層次發(fā)展到5個層次，從工程設計的角度來看，主要是所針對的假想事故有所不同。早期的縱深防御只設防到設計基準事故，而目前的縱深防御對嚴重事故也有所考慮。HAF 102將“設計基準事故”定義為“核動力廠按確定的設計準則在設計中采取了針對性措施的那些事故工況，并且該事故中燃料的損壞和放射性物質(zhì)的釋放保持在管理限值以內(nèi)”。“嚴重事故”是指“嚴重性超過設計基準事故并造成堆芯明顯惡化的事故工況”。

根據(jù)HAF 102，嚴重事故屬于超設計基準事故的范圍，也就是說，核動力廠的安全設計不必滿足某種設定的驗收準則，但“必須采用工程判斷和概率論相結合的方法來考慮這些嚴重事故序列，針對這些序列確定合理可行的預防或緩解措施”。必須考慮核動力廠的所有設計能力使核動力廠回到受控狀態(tài)和/或減輕嚴重事故的后果，包括使用某些超過其原來預定功能和預計運行狀態(tài)的系統(tǒng)或使用附加的臨時系統(tǒng)，前提是可以表明這些系統(tǒng)能夠在預計的環(huán)境條件下起作用。

隨著科學技術的不斷發(fā)展，對嚴重事故機理研究的不斷深入以及對核安全要求的不斷提高，人們對核動力廠安全設計也提出了更高的要求。輕水堆核動力廠歐洲用戶要求（EUR）［4］提出，必須在“傳統(tǒng)的”3層次基礎上，更好地應用縱深防御概念。EUR要求從設計的初始階段就引入第4層次的設防，即設計中應考慮超出設計基準事故范圍的設計擴展工況。國際原子能機構（IAEA）于2012年發(fā)布的新的核動力廠設計安全要求［5］，將核動力廠狀態(tài)分類中對應于HAF 102中“超設計基準事故”的部分明確為“設計擴展工況”，并要求“必須利用設計擴展工況來確定安全設施的設計基準和防止產(chǎn)生這類工況或在這類工況產(chǎn)生后對其進行控制和減輕其后果所需的所有其他安全重要物項的設計基準”。美國核管會風險管理專項組也于2012年發(fā)布其研究報告［6］，建議核管會應該通過立法建立“設計增強類”來監(jiān)管超設計基準事故。設計增強類與IAEA定義的設計擴展工況在總體上是等同的，如圖1所示。表3列出了針對超設計基準事故防御措施的對比情況。文獻3將附加安全措施的任務和范圍劃定為用于控制假想共因失效事故，將輔助安全措施的任務和范圍劃定為用于緩解堆芯熔化和放射性后果。盡管沒有嚴格的術語定義，通常認為附加安全措施比輔助安全措施更具有強制性。

圖1 NUREG 2150建議的設計增強類Fig.1 Design enhancement category proposed in NUREG 2150

表3 對超設計基準事故防御措施的對比Table 3 Comparison on various means against beyond design basis events

2 設備可用性論證要求的提出

2.1 嚴重事故管理

在1979年的美國三里島核電廠事故發(fā)生后，人們認識到壓水堆堆芯熔化嚴重事故不僅僅是確定論安全分析中的假想事故，而是實際上可能發(fā)生的。之后，美國核管會（NRC）和工業(yè)界針對美國三里島事故開展了大量的研究與改進工作［7，8］?；诖?，NRC于1985年發(fā)布的嚴重事故政策聲明認為［9］，已有核電廠不會給公眾健康和安全帶來不可接受的風險，嚴重事故風險不足以導致緊迫的對現(xiàn)行監(jiān)管法規(guī)的原則性修改。但這并不否認特定設計、特定電廠存在需要修改的必要性。為了更好地實施其嚴重事故政策，NRC于1988年年底發(fā)布了通用信函GL-88-20［10］，要求核電廠持照者各自開展針對嚴重事故下薄弱環(huán)節(jié)的檢查評估工作（IPE）。NRC于1989年8月又發(fā)布NUREG 1335［11］，對自查報告的格式和內(nèi)容提出了指導性建議。

GL-88-20指出：除IPE外，嚴重事故專題事項的關閉還涉及NRC和工業(yè)界未來在事故管理和安全殼性能改進方面的進一步工作。安全殼在嚴重事故工況下性能的改進，主要通過嚴重事故管理來實現(xiàn)，而切合實際的、有效的事故管理程序及其相應的人員培訓則以IPE的結果為基礎。關鍵設備在嚴重事故環(huán)境下的存活能力（即可用性），是緩解嚴重事故并管理其進程的一項重要考慮，因為關鍵設備的失效既可能消減或排除安全系統(tǒng)的能力，也可能誤導操縱員的行動。這將可能導致事故的進一步惡化，從而危及更多的安全系統(tǒng)和設備。

2.2 嚴重事故管理中設備的可用性要求

核電廠嚴重事故可能導致氫氣在安全殼廠房內(nèi)的釋放，對于某些事故場景，氫氣濃度足以產(chǎn)生爆炸或火焰。三里島事故中確實發(fā)生了安全殼內(nèi)的氫氣爆燃。為避免嚴重的氫—氧反應危及安全殼的完整性，一種考慮就是主動點火，使氫氣在達到可能危及安全殼完整性的濃度之前被燒掉。低濃度氫燃產(chǎn)生的壓力不足以危及安全殼的完整性，但暴露于氫燃環(huán)境中的相關安全設備的可用性則成為未知數(shù)，就連氫氣點火器本身也在其列。為此，NRC啟動了“氫燃存活計劃（HBSP）”［12-14］。

NUREG 1335要求，針對嚴重事故下薄弱環(huán)節(jié)的電廠自查工作，應以文件表明對安全殼失效或放射性物質(zhì)釋放具有潛在重大影響的系統(tǒng)和設備的可用性和存活能力，設備環(huán)境應基于事故進程分析中預測的溫度、壓力、濕度和輻射環(huán)境。由于用于設計基準事故的安全相關設備都經(jīng)過保守假設的包絡性環(huán)境條件的鑒定，相比之下，用于嚴重事故緩解的非安全相關設備更值得關注。

針對NRC委員會關注的“保證僅用于緩解嚴重事故的系統(tǒng)和設備可用于執(zhí)行其預期功能的措施（如環(huán)境鑒定等）”，NRC審評人員在SECY-90-016［15］中建議委員會批準以下條款，即僅用于嚴重事故防護的設施不需要經(jīng)受10 CFR 50.49［16］的環(huán)境鑒定要求，10 CFR Part 50附錄B［17］的質(zhì)量保證要求及10 CFR Part 50附錄A［18］的冗余/多樣性要求。理由是審評人員基于發(fā)生概率的極大差別，認為嚴重的堆芯損壞事故不應該采用與傳統(tǒng)的設計基準事故相同的處理方式。但SECY-90-016同時指出，緩解設施的設計必須提供合理的保證，使其能在要求的時間段和要求的嚴重事故環(huán)境中運行。當用于DBA的安全相關設備需要用于應對嚴重事故工況時，應該有信心認為該設備能夠在要求的嚴重事故工況時段內(nèi)完成其預期功能。委員會在SECY-90-016 SRM［19］中批準了以上建議。因SECY-90-016只針對傳統(tǒng)輕水堆，NRC審評人員在SECY-93-087中針對非能動型核電廠向委員會提出了同樣的建議，并重申RG 1.155［20］附錄A和B中的相關見解適用于緩解嚴重事故后果的設備。委員會在SECY-93-087 SRM［21］中批準了以上建議。RG 1.155附錄A為“非安全系統(tǒng)和設備的質(zhì)量保證導則”，附錄B為“關于系統(tǒng)和電廠設備規(guī)格書的導則”。

2.3 嚴重事故設備可用性要求的發(fā)展

可以看出，美國核工業(yè)界和監(jiān)管機構在嚴重事故方面的實踐一直是基于NRC于1985年發(fā)布的政策聲明。監(jiān)管機構對于嚴重事故的管理沒有過多的強制性要求，以鼓勵持照者自查并針對各自的薄弱環(huán)節(jié)采取糾正措施為主。NRC于2007年發(fā)布的 RG 1.206［22］和 NUREG 0800［23］，要求核電廠執(zhí)照申請者描述關于嚴重事故預防和緩解的措施，而NRC的審查重點將放在SECY-90-016和SECY-93-087所關注的問題上。

福島事故后，NRC依然沒有對其監(jiān)管要求進行修改［24］。NRC福島事故工作組于2011年7月發(fā)布的短期報告“增強21世紀核電廠安全的建議”［25］中，就進一步加強落實現(xiàn)行有效法規(guī)要求提出了具體的改進措施；作為長期行動項，工作組建議NRC自身建立一個合乎邏輯的、系統(tǒng)的、條理清晰的監(jiān)管框架，適當?shù)仄胶饪v深防御和風險因素。NRC的風險管理工作組(RMTF) 在綜合分析了WENRA、IAEA相關要求以及NRC福島事故工作組的建議后，提出針對原來的“超設計基準”事故，通過立法程序設立“設計增強類”，以實現(xiàn)對其恰當?shù)谋O(jiān)管控制。監(jiān)管要求要對其可靠性和運行預期進行明確。

美國電力研究所（EPRI）發(fā)布的先進輕水堆用戶要求文件（URD）［26］在設備可用性一節(jié)指出，確認對于緩解嚴重事故有用的設備的設計必須提供合理的保證，使其在相應事故條件下能夠發(fā)揮預期功能，考慮的因素應包括相應始發(fā)事件的影響。URD對可用性的定義為“設備可用性指設備在超出其執(zhí)照基準條件下存活的能力”。設備可用性評價之所以不同于設備鑒定，是因為鑒定要求嚴格遵守執(zhí)照設計基準中規(guī)定的法規(guī)、標準和程序，而可用性評價屬于針對設計中預期會有或預期沒有的荷載下設備失效的現(xiàn)實的工程評價。URD認為，沒有必要為用于緩解嚴重事故的設備規(guī)定與安全相關設備同樣可靠的水平。

EUR將某些嚴重事故納入設計擴展范圍，要求對于設計擴展工況設定恰當?shù)脑O計規(guī)則和驗收準則。EUR將可用性定義為“系統(tǒng)和部件在嚴重事故條件下執(zhí)行其功能的能力”。因此，盡管嚴重事故下使用的設備僅需要證明其可用性，但實際上，對于選定的嚴重事故下設備功能能力的要求，EUR直接使用了設備鑒定的概念，只不過鑒定條件所采用的是相應設計擴展工況的最佳估算結果。

WENRA和IAEA在其最新的規(guī)定和要求中，采用了與EUR相同或相似的描述。

3 設備可用性論證的實踐

3.1 美國的實踐

美國聯(lián)邦法規(guī)10CFR50.44給出了核電廠可燃氣體緩解的要求。對于目前的輕水堆，可燃氣體主要是氫。該法規(guī)起初是針對設計基準事故下安全相關的氫氣監(jiān)測設備的。NRC于2000年開始基于風險指引理念修改10 CFR 50.44，并于2003年9月發(fā)布了其修訂版［27］。新版保留了關于安全殼內(nèi)氫氣監(jiān)測的要求，但不再將探測器劃分為安全相關設備，這意味著它不再屬于設計基準事故所必需的設備。對應于10 CFR 50.44的升版，NRC于2007年升版了RG 1.7。對于可燃氣體控制系統(tǒng)，RG 1.7 Rev.3［28］要求相應的構筑物、系統(tǒng)和設備的設計提供合理的保證使其能在要求的時間段和要求的嚴重事故環(huán)境中運行。對于嚴重事故條件下設備可用性的論證應該考慮適用的始發(fā)事件（例如全廠斷電或地震）以及設備需要發(fā)揮功能時所處的環(huán)境（包括壓力、溫度、輻照等）。關于氫氣監(jiān)測裝置，RG 1.7 Rev.3指出，2003年10月16日之前安裝并經(jīng)NRC認可的安全相關氫氣監(jiān)測系統(tǒng)足以滿足相關準則；非安全相關的氫氣監(jiān)測裝置在滿足“設備可用性”“電源”“質(zhì)量保證”等8個方面的相關準則時，也可以認為其能滿足10 CFR 50.44的相關準則。其中“設備可用性”方面的要求便包括設備采購時就必須明確其在相應超設計基準事故及事故后的環(huán)境中能可靠運行的要求。

除了NRC的法規(guī)和導則要求外，到目前為止，美國的核工業(yè)界尚沒有開始編制嚴重事故下設備可用性論證方面的規(guī)范標準。但核工業(yè)界在NRC相關法規(guī)框架下的實踐，部分已經(jīng)得到了NRC的認可，包括ABWR和AP1000型核反應堆。

AP1000的設備可用性論證方法論如下：① 確定用以達到可控的穩(wěn)定狀態(tài)的功能行動項；② 為每個功能行動項定義事故時間窗口；③ 確定用于在每個時間窗口內(nèi)診斷、執(zhí)行和驗證功能行動項的設備和儀表；④ 確定每個時間窗口的極限環(huán)境條件；⑤ 論證設備能以合理的可信度確保在嚴重事故環(huán)境下執(zhí)行其功能。

對設備功能能力的論證，主要是通過將AP1000堆型核電廠嚴重事故環(huán)境和設計基準/嚴重事故試驗條件進行對比，或者根據(jù)設計實踐來提供合理的可信度，表明指定的設備滿足在嚴重事故下運行的要求。AP1000的設計者認為，經(jīng)過設計基準事故環(huán)境鑒定試驗的設備具有很高的概率，可在假想的嚴重事故下和要求的時間內(nèi)執(zhí)行其功能。這一結論主要基于HBSP。HBSP對先前已經(jīng)在設計基準事故環(huán)境條件下進行考驗的設備類型進行實驗。

3.2 歐洲的實踐

在嚴重事故設備可用性論證方面，歐洲采用了與美國相同的理念，但在具體的實踐中采用了不同的方法。法德兩國在共同開發(fā)EPR堆型核電廠時，制訂了“下一代壓水堆核電廠設計和建造技術導則”，要求“安全論證中所需要的設備必須就其運行條件進行鑒定。鑒定包括功能和可靠性，所考慮的環(huán)境條件是材料和設備在核電廠中預期暴露的環(huán)境，包括嚴重事故條件”。

法國核島設備設計和建造規(guī)則協(xié)會（AFCEN）于2005年發(fā)布的新版“壓水堆核電廠核島電氣設備設計與建造規(guī)則”（RCC-E）中對嚴重事故設備鑒定提出了相關要求。RCC-E主要是針對電氣設備的，關于嚴重事故下機械設備鑒定的要求正在編制過程中，預計將于2014年以“壓水堆核電廠核島機械設備設計與建造規(guī)則”（RCC-M）附錄的形式發(fā)布。關于鑒定程序，新版RCC-E在原有K1、K2、K3類的基礎上，專門增加了“嚴重事故工況鑒定程序”，“目的是保證安裝在安全殼內(nèi)的設備在正常環(huán)境條件加地震載荷（需要時）以及在嚴重事故產(chǎn)生的環(huán)境條件下能夠完成其規(guī)定的功能”?！斑@可以通過對每類設備執(zhí)行特定的鑒定程序來證明”。鑒定步驟與K1類相同，只是條件嚴酷程度、方法和容許偏離會有所不同。由于安全殼外某些區(qū)域的環(huán)境條件可能因反應堆嚴重事故而嚴重惡化，新版RCC-E要求“安裝在安全殼外且嚴重事故期間需要運行的設備必須能夠在規(guī)定的條件和時間段內(nèi)完成其功能”。

EPR型核電廠的安全分析報告中沒有嚴重事故下設備可用性論證的章節(jié)，而是將該部分內(nèi)容一并寫入設備鑒定的章節(jié)部分。但是，嚴重事故設備鑒定采用的環(huán)境條件不同于設計基準事故鑒定條件，而是根據(jù)設備所處位置以及需要設備存活及發(fā)揮功能的時間段來合理確定。

美國和歐洲關于嚴重事故下設備可用性論證的法規(guī)標準和實踐分別見表4和表5。

表4 美國關于設備可用性論證的相關要求Table 4 Requirements on equipment survivability justification in the United States

表5 歐洲關于設備可用性論證的相關要求Table 5 Requirements on equipment survivability justification in Europe

4 關于設備可用性論證的建議

設備可用性論證的概念與超設計基準事故的概念相對應，在嚴重事故沒有被納入執(zhí)照設計基準的情況下，對某些設備在超出其執(zhí)照基準條件下的存活能力進行論證，完全有理由不規(guī)定明確的可接受準則。但隨著縱深防御概念的應用及實踐的不斷完善，在將選定的嚴重事故納入設計擴展范圍之后，對相應的設備質(zhì)量要求應該更加明確，也應該相應地提高。

我國的“核安全與放射性污染防治‘十二五’規(guī)劃及2020 年遠景目標”，在國際社會率先提出了一系列安全改進措施，這既有助于顯著提高我國核設施的固有安全性，提高抵御極端外部事件和緩解嚴重事故的能力，又能在一定程度上推動國際社會達成共識，促進全球核電安全水平的提高［29］，保障核與輻射安全，是當代人共同的責任。規(guī)劃中2020年的遠景目標則明確提出“十三五”及以后新建核電機組力爭從設計上實現(xiàn)實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)生嚴重的堆芯損壞事件，也能保證對放射性的有效包容，從而不會對環(huán)境和公眾造成不可接受的影響。對于在設計該核動力廠時考慮過的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保證任何放射性后果盡可能小于且低于規(guī)定的限值，并保證有嚴重放射性后果的事故發(fā)生的概率極低。這意味著要進一步降低發(fā)生嚴重堆芯損壞事件的概率和發(fā)生大量放射性物質(zhì)釋放事件的概率目標值，必須要以很高的可信度來保證這些目標值的實現(xiàn)［30，31］，同時對于剩余風險還應該采取一定的措施緩解其后果，確保安全殼的完整性，避免對核電廠周圍環(huán)境造成長期嚴重污染。提高用于嚴重事故預防和緩解的設備質(zhì)量是實現(xiàn)核安全目標可信度的重要手段。我國“十二五”和“十三五”期間新建核電機組的安全要求對比見表6。

表6 “十二五”和“十三五”核安全要求Table 6 Nuclear safety requirements in twelfth and thirteenth five year plan

對于目前已得到核安全監(jiān)管機構批準的核電廠設計，應該允許其對嚴重事故下使用的設備進行對應于超設計基準事故的可用性論證。這主要是由于到目前為止，我國的核安全法規(guī)還沒有將嚴重事故納入設計擴展的范圍，雖然核動力廠在設計中已設置了一些專門應對嚴重事故的設備（如非能動消氫系統(tǒng)、安全殼過濾排氣系統(tǒng)等），但還不完整，在有些方面，如嚴重事故快速卸壓方面并沒有設置專門應對嚴重事故的設備，其嚴重事故策略主要是通過編制嚴重事故管理指南，盡可能使用一切可以使用的設備，前提是在需要其發(fā)揮作用時依然存活并具備功能，這就需要詳細的分析和評價來證明其可用性。

這種可用性論證是對已按某種目的和標準完成設計的系統(tǒng)和設備提出的追加性要求，不可避免地會受到各種限制，用以配套“從設計上實際消除”大量放射性物質(zhì)釋放的可能性顯得有些不足。因此，對于監(jiān)管機構以后將要受理的新的核動力廠設計，“十三五”期間及以后新建的核電機組，為滿足規(guī)定的核安全目標所需要的嚴重事故預防和緩解設備應該經(jīng)過鑒定。這一方面是進一步提高核安全要求的需要，因為我國的核安全法規(guī)標準將保持與IAEA法規(guī)標準的一致，對于選定的嚴重事故將不可避免地納入設計擴展的范圍。另一方面，如果從設計之初就考慮縱深防御的進一步完善，設置獨立于原來的設計基準事故安全系統(tǒng)和設備的嚴重事故專用安全系統(tǒng)和設備，從事故分析、環(huán)境條件確定、系統(tǒng)布置、設備設計以及防護措施等多方綜合考慮，落實嚴重事故設備鑒定要求應該是具有充分的技術和經(jīng)濟可行性的。

5 結論

（1）核動力廠縱深防御概念的應用，一直在不斷地發(fā)展和完善中。美國三里島事故和蘇聯(lián)切爾諾貝利事故后，傳統(tǒng)的3層次縱深防御已改為5個層次，而福島核事故后最新的趨勢是將5個防御層次中第3和第4層次的內(nèi)容進行進一步細化和調(diào)整，使之更加趨于合理化。

（2）隨著縱深防御在核動力廠的應用得到不斷完善和發(fā)展，納入安全設計的范圍不斷得到補充和完善，安全監(jiān)管的范圍也隨之不斷完善。

（3）從設計上實際消除大量放射性物質(zhì)釋放的可能性，既要求進一步降低發(fā)生嚴重事故的概率和發(fā)生大量放射性物質(zhì)釋放事件的概率，也要求以很高的可信度來保證這些安全目標的實現(xiàn)，同時對于剩余風險還應該采取一定措施緩解其后果，確保安全殼的完整性，避免對核電廠周圍環(huán)境造成長期嚴重污染。這大大提高了縱深防御第4層次中用于緩解嚴重事故的安全系統(tǒng)和設備的要求。

（4）設備可用性論證是指在嚴重事故沒有被納入執(zhí)照設計基準的情況下，對某些設計基準范圍內(nèi)使用的設備，在超出其執(zhí)照基準條件下的存活能力進行論證。對于目前已得到核安全監(jiān)管機構批準的核電廠設計，應該允許其對嚴重事故下使用的設備進行對應于超設計基準事故的可用性論證。

（5）對于監(jiān)管機構以后將要受理的新的核動力廠設計，以及“十三五”期間和以后新建的核電機組，為滿足規(guī)定的核安全目標所需要的嚴重事故預防和緩解設備應該經(jīng)過鑒定。

［1］國家核安全局. HAF 102—2004 核動力廠設計安全規(guī)定［S/OL］.北京：中華人民共和國環(huán)境保護部，2009（2009-10-22）［2013-12-02］. http：//www.mep.gov.cn/gkml/zj/haq/200910/t20091022_172635.htm?keywords.

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