孫金龍,馬 超,盧文魁,喻新利,張國強(qiáng),張雪霜,鄧 偉,閆 林,王玉卿,楊 健

(中國核電工程有限公司,北京 100840)

安全是核電的生命線,發(fā)展核電必須確保安全。2011年日本福島核事故發(fā)生以來,世界各國政府和公眾對核電廠的安全表現(xiàn)出了前所未有的關(guān)注和重視,對核電站的安全性提出了越來越高的要求[1-2]。

《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)》[3]對核電站的設(shè)計明確提出了具體的安全目標(biāo):新建核電機(jī)組具備較完善的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施,每堆年發(fā)生嚴(yán)重堆芯損壞事件的概率 (CDF)低于十萬分之一,每堆年發(fā)生大量放射性物質(zhì)釋放事件的概率 (LRF)低于百萬分之一?！叭A龍一號”作為中核集團(tuán)自主研發(fā)的三代先進(jìn)核電機(jī)組,在設(shè)計中對安全性提出了更高的要求:CDF和LRF指標(biāo)再降低一個量級,分別達(dá)到低于百萬分之一和低于千萬分之一的安全水平。

為了有效提高 “華龍一號”的安全性,確?！癈DF＜10－6/堆·年、LRF＜10－7/堆·年”這兩個安全指標(biāo)的最終實現(xiàn),應(yīng)用以概率安全分析(PSA)風(fēng)險模型為主要工具的風(fēng)險指引設(shè)計方法,開展了 “華龍一號”風(fēng)險指引的設(shè)計工作。從頂層方案的確定到具體的系統(tǒng)設(shè)計等各個環(huán)節(jié),進(jìn)行了一系列的風(fēng)險指引設(shè)計工作,為 “華龍一號”安全水平的提高和 “CDF＜10－6/堆·年、LRF＜10－7/堆·年”安全指標(biāo)的最終實現(xiàn)發(fā)揮了重要作用。實施風(fēng)險指引設(shè)計主要使用內(nèi)部事件PSA,但留有足夠的裕量,使得在考慮了內(nèi)部災(zāi)害和外部災(zāi)害事件后,核電廠總的安全目標(biāo)也能夠得到滿足。

1 風(fēng)險指引設(shè)計方法

“華龍一號”設(shè)計過程中采用了以PSA模型為主要工具的確定論和概率論相結(jié)合的風(fēng)險指引設(shè)計方法,其主要流程如圖1所示。PSA[4-5]是以概率論為基礎(chǔ)的風(fēng)險量化評價方法,經(jīng)過多年的發(fā)展和完善,已經(jīng)成為人們認(rèn)識風(fēng)險,評價風(fēng)險,并且?guī)椭芾盹L(fēng)險、降低風(fēng)險的重要工具。PSA方法能構(gòu)建核電廠的整體風(fēng)險模型,并能對可能發(fā)生的事故情景和后果及其頻率進(jìn)行統(tǒng)一的綜合性的定量評價。它提供了對核電站風(fēng)險水平以及造成這些風(fēng)險的因素的深入了解,它注重分析事件來源和原因,從而揭示出核電廠設(shè)計、運行中的薄弱環(huán)節(jié),給出一系列有價值的風(fēng)險見解并指明降低風(fēng)險提高安全性的有效途徑。

圖1 風(fēng)險指引設(shè)計流程Fig.1 Risk-infor med design process

通過建立PSA整體評價模型,開展PSA定量化計算和PSA結(jié)果分析,識別出核電廠在安全上的薄弱環(huán)節(jié),并結(jié)合工程判斷、運行經(jīng)驗反饋和借鑒其他先進(jìn)堆型等綜合分析提出相應(yīng)的優(yōu)化建議措施;通過PSA分析,支持頂層方案的選取;在不同設(shè)計階段,將PSA分析結(jié)果與設(shè)計不斷迭代,提出改進(jìn)建議,持續(xù)提升嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施的有效性,并驗證最終設(shè)計方案滿足既定的設(shè)計目標(biāo)。

“華龍一號”的設(shè)計過程中,風(fēng)險指引設(shè)計工作同步開展,與設(shè)計活動進(jìn)行反復(fù)迭代。在“華龍一號”的設(shè)計中,主要從以下三個方面開展了風(fēng)險指引的設(shè)計工作。

1)基于前期以往項目PSA的分析見解,識別出其他核電廠的重要風(fēng)險貢獻(xiàn)項,指引 “華龍一號”設(shè)計,在新的設(shè)計中進(jìn)行消除或降低其貢獻(xiàn);

2)開展設(shè)計方案的論證工作,從風(fēng)險的角度對不同設(shè)計方案進(jìn)行分析比較,支持 “華龍一號”設(shè)計方案的決策;

3)在 “華龍一號”整個設(shè)計過程中,識別當(dāng)時設(shè)計中的薄弱環(huán)節(jié),提出改進(jìn)措施和方向,實施設(shè)計優(yōu)化。

通過上述工作,對 “華龍一號”事故緩解措施的設(shè)置進(jìn)行論證和優(yōu)化。

2 以往核電廠安全薄弱環(huán)節(jié)識別

國內(nèi)典型的二代改進(jìn)型壓水堆核電廠,從大亞灣核電機(jī)組開始經(jīng)歷了數(shù)次設(shè)計和工程改進(jìn),預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的能力得到了很大的提升。但是,與世界上先進(jìn)的核電機(jī)組相比,安全性還有一定的差距;與先進(jìn)的核電標(biāo)準(zhǔn)相比,在嚴(yán)重事故的預(yù)防與緩解方面仍存在一定的薄弱環(huán)節(jié)。

通過建立國內(nèi)典型二代改進(jìn)型核電廠功率運行工況內(nèi)部事件PSA模型,經(jīng)過定量計算得到CDF、LRF、事件序列、最小割集、重要度及敏感度等安全性評價的結(jié)果。其中,CDF和LRF代表電廠總體風(fēng)險水平,事件序列、最小割集給出導(dǎo)致核電廠風(fēng)險的事件與設(shè)備失效組合,從這些評價結(jié)果中可以發(fā)現(xiàn)核電廠在安全上的薄弱環(huán)節(jié),提出相應(yīng)的優(yōu)化措施。

2.1 嚴(yán)重事故預(yù)防薄弱環(huán)節(jié)分析

國內(nèi)典型二代改進(jìn)型核電廠功率運行工況內(nèi)部事件一級PSA模型計算得到CDF值,其表征了核電廠發(fā)生堆芯損壞的可能性,并給出導(dǎo)致堆芯損壞發(fā)生的原因,通過分析一級PSA的結(jié)果,可以識別核電廠在嚴(yán)重事故預(yù)防環(huán)節(jié)存在的薄弱點。

建立功率運行工況內(nèi)部事件一級PSA模型計算得到CDF結(jié)果為8.93×10－6/堆·年。從總結(jié)果來看,僅功率運行工況內(nèi)部事件導(dǎo)致的CDF就超出了 “華龍一號”的安全目標(biāo),“華龍一號”的設(shè)計相對于國內(nèi)典型二代改進(jìn)型核電廠來說必須考慮改進(jìn)和優(yōu)化。對事件序列、最小割集、重要度及敏感度等進(jìn)一步分析,總結(jié)得到在嚴(yán)重事故預(yù)防方面存在的主要的薄弱環(huán)節(jié)如表1所示。

表1 國內(nèi)典型二代改進(jìn)型壓水堆核電廠嚴(yán)重事故預(yù)防中的薄弱環(huán)節(jié)Table 1 Weakness of severe accident prevention of typical generation II＋PWRin China

在 “華龍一號”設(shè)計中,考慮了上述二代改進(jìn)型核電廠安全上的薄弱環(huán)節(jié),有針對性加以改進(jìn),通過設(shè)置多重性和多樣性的系統(tǒng)和設(shè)備、提高設(shè)備可靠性和冗余度等,來消除或降低這些薄弱環(huán)節(jié)。例如,運用非能動設(shè)計理念,設(shè)置了二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)和安全殼非能動熱量導(dǎo)出系統(tǒng);采用內(nèi)置換料水箱設(shè)計,安注和安噴水淹不需要切換,提高系統(tǒng)運行可靠性等。

2.2 嚴(yán)重事故緩解薄弱環(huán)節(jié)分析

二級PSA分析有助于深入了解核電廠中緩解嚴(yán)重事故、降低可能的放射性物質(zhì)釋放的措施的薄弱環(huán)節(jié)和相對重要性。通過建立二級PSA模型,計算得到國內(nèi)典型二代改進(jìn)型核電廠功率運行工況內(nèi)部事件導(dǎo)致的大量放射性釋放頻率LRF為3.85×10－6/堆·年,也無法滿足 “華龍一號”的設(shè)計安全目標(biāo)。并且與CDF值相比較,在發(fā)生堆芯損壞的情況下,發(fā)生大規(guī)模放射性釋放的條件概率極高,這主要是因為典型二代加核電廠缺少嚴(yán)重事故相關(guān)研究和對應(yīng)的設(shè)計措施,一般通過原有的系統(tǒng)和設(shè)備,對其功能進(jìn)行額外延伸,采用能用則用的原則應(yīng)對超出其設(shè)計能力的工況。國內(nèi)典型二代改進(jìn)型核電廠嚴(yán)重事故緩解措施總結(jié)如表2所示。

表2 國內(nèi)典型二代改進(jìn)型壓水堆核電廠嚴(yán)重事故緩解措施Table 2 Severe accident mitigation measures f or typical generation II＋PWRin China

為滿足新建核電廠的設(shè)計要求,需要針對可能的嚴(yán)重事故威脅設(shè)置專門的應(yīng)對措施。例如,為防止嚴(yán)重事故下壓力容器熔穿,應(yīng)考慮專門的堆腔注水冷卻,避免通過安注進(jìn)行堆內(nèi)注水來保持壓力容器完好的不足;專門設(shè)計用來防止嚴(yán)重事故下高壓熔堆的一回路快速卸壓系統(tǒng),避免通過穩(wěn)壓器安全閥卸壓功能延伸的不足;專門設(shè)置嚴(yán)重事故情況下安全殼熱量移出系統(tǒng),避免依靠安噴在嚴(yán)重事故下防止安全殼超壓的不足等。

3 頂層方案設(shè)計分析

在 “華龍一號”的安全系統(tǒng)配置頂層方案中有如下的方案可供選擇:

1)采用能動＋非能動的設(shè)計方案,能動部分(2列或3列)在M310堆型的安全系統(tǒng)配置方案基礎(chǔ)上進(jìn)行了多項重大改進(jìn),此外還新增了非能動部分為事故的緩解提供了多樣化的手段,即 “2列或3列能動＋非能動”的方案。其中能動的系統(tǒng)包括:中壓安注、低壓安注、安噴、應(yīng)急給水、余排等安全相關(guān)系統(tǒng),以及對應(yīng)的冷卻水和電源等支持系統(tǒng)。

2)冗余的能動設(shè)計方案。將2列能動安全系統(tǒng)增加為3列,即 “3列能動”的方案,從增加能動系統(tǒng)冗余的角度來提高系統(tǒng)的可靠性,從而提高緩解事故的能力,降低風(fēng)險。能動的系統(tǒng)包括:中壓安注、低壓安注、安噴、應(yīng)急給水、余排等安全相關(guān)系統(tǒng),以及對應(yīng)的冷卻水和電源等支持系統(tǒng)。

為了有效的支持上述安全系統(tǒng)配置方案的決策,開展了設(shè)計方案的論證工作,通過建立相應(yīng)的風(fēng)險模型,從整體上對不同的設(shè)計方案的安全性進(jìn)行了評價,分析結(jié)果如表3所示。

表3 安全系統(tǒng)不同配置方案的PSA分析結(jié)果Table 3 PSA results of different configur ations of the safety system

從分析結(jié)果也可以看出,3列能動方案對風(fēng)險的降低明顯不如2列能動＋非能動方案。

通過支配性事故序列的比較,由2列能動配置到3列能動配置,并沒有改變實現(xiàn)各安全功能所投入的系統(tǒng),只是增加了安全系統(tǒng)的冗余度,事件序列發(fā)展基本一致,導(dǎo)致堆芯損壞的支配性事件序列也是類似的。這些支配性序列集中在小破口事故、喪失外電事故 (包括SBO)、瞬態(tài)事故、喪失熱阱事故和AT WS事故,盡管3列能動和2列能動相比,各序列的堆芯損壞頻率都有所降低,但由于由2列能動增加為3列能動,能動部件的共因失效仍占主要的貢獻(xiàn),所以降低堆芯損壞頻率的作用有限。

基于 “華龍一號”非能動系統(tǒng)的設(shè)計能力,在相關(guān)能動系統(tǒng)失效的情況下,非能動系統(tǒng)能夠完全替代相應(yīng)的能動系統(tǒng)執(zhí)行安全功能,增加了保證安全功能的多樣化手段。由2列能動配置到2列能動＋非能動配置后,在事件序列分析中大部分序列都可以增加非能動系統(tǒng)對事故緩解的考慮。并且所增加的非能動系統(tǒng):二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)(PRS)和非能動安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng) (PCS),具有很強(qiáng)的針對性,分別針對了能動配置中二次側(cè)帶熱失效和安全殼噴淋系統(tǒng)失效這兩個風(fēng)險重要點,由于在風(fēng)險顯著點增加了多樣化手段,對風(fēng)險的降低作用十分明顯。從支配性序列中也可以看出,原來能動配置方案中的支配性序列,在加入了非能動配置后不再是支配性的,或者序列發(fā)生的頻率有了明顯降低,從而實現(xiàn)了核電廠CDF的顯著減低。

相對于3列能動方案,2列能動＋非能動方案可提供多樣化的緩解手段,即充分發(fā)揮了能動設(shè)備的高效性和可維護(hù)性的優(yōu)勢,同時又能有效避免能動設(shè)備對支持系統(tǒng)的完全依賴,并避免同類型設(shè)備的共因失效,可以提供更好的安全性能。

4 系統(tǒng)設(shè)計的平衡和優(yōu)化

在 “華龍一號”的整個設(shè)計過程中,基于當(dāng)前設(shè)計,通過迭代更新PSA模型,識別當(dāng)前設(shè)計在安全上的主要薄弱環(huán)節(jié),并結(jié)合工程判斷、運行經(jīng)驗反饋和借鑒先進(jìn)堆型等綜合分析提出相應(yīng)的優(yōu)化建議措施。例如:安注泵設(shè)置額外冷源,實現(xiàn)完全喪失熱阱情況下安注系統(tǒng)的運行;PRS和PCS系統(tǒng)使用范圍擴(kuò)展,不局限于完全喪失交流電源事故等。以安注泵設(shè)置額外冷源為例,說明風(fēng)險指引方法在系統(tǒng)設(shè)計平衡和優(yōu)化中的應(yīng)用。

“華龍一號”最初設(shè)計方案中,低壓安注泵和中壓安注泵的運行都需要設(shè)備冷卻水系統(tǒng)提供冷卻水,分析表明重要廠用水或設(shè)備冷卻水失效為比較重要的貢獻(xiàn),因為這些失效一旦發(fā)生,低壓安注泵和中壓安注泵都失效,將導(dǎo)致安注系統(tǒng)都不能運行。

提出改進(jìn)方案:增加額外的、不依賴于設(shè)備冷卻水的系統(tǒng),向安注泵提供冷卻,在發(fā)生設(shè)備冷卻水向安注泵無法提供冷卻水時,保證安注泵能夠運行。由電氣廠房冷凍水系統(tǒng)的風(fēng)冷式冷水機(jī)組提供冷卻,增加了熱阱的多樣性,提高安注系統(tǒng)的可靠性。安注泵多樣化冷卻改進(jìn)如圖2所示。

圖2 安注泵多樣化冷卻示意圖Fig.2 Diversified cooling f or safety injection pu mps

5 “華龍一號”安全性評價

“華龍一號”采用能動與非能動相結(jié)合的設(shè)計理念,對嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解進(jìn)行了全面考慮,提高了系統(tǒng)與設(shè)備的多重性、多樣性與獨立性,充分保證了 “華龍一號”的安全性?！叭A龍一號”的安全功能和對應(yīng)的系統(tǒng)如表4所示。

表4 “華龍一號”安全功能與對應(yīng)的系統(tǒng)Table 4 Safety f unctions and related systems of HPR1000

續(xù)表

基于最終的 “華龍一號”設(shè)計方案,利用PSA方法建立了整體風(fēng)險分析模型,對 “華龍一號”的安全性進(jìn)行了評價。以功率運行工況內(nèi)部事件為例,分析得到CDF結(jié)果為1.30×10－7/堆·年、LRF為結(jié)果為1.23×10－8/堆·年。分析結(jié)果表明,“華龍一號”發(fā)生堆芯損壞和放射性物質(zhì)大量釋放的風(fēng)險降低到了非常低的水平,達(dá)到了 “CDF＜10－6/堆·年、LRF＜10－7/堆·年”安全指標(biāo)。

6 結(jié)論

風(fēng)險指引技術(shù)在 “華龍一號”設(shè)計中的應(yīng)用,為 “華龍一號”安全水平的提高和 “CDF＜10－6/堆·年、LRF＜10－7/堆·年”安全指標(biāo)的最終實現(xiàn)提供了保障。

通過風(fēng)險指引設(shè)計工作,建立了風(fēng)險指引設(shè)計工作方法和流程,積累了風(fēng)險指引設(shè)計工作的經(jīng)驗。通過識別出以往壓水堆核電廠在安全上存在的薄弱環(huán)節(jié)和重要風(fēng)險貢獻(xiàn)項,指引 “華龍一號”的設(shè)計。利用PSA方法構(gòu)建不同設(shè)計階段的 “華龍一號”風(fēng)險模型,對事故情景和后果及其頻率進(jìn)行綜合的定性和定量評價,分析不同設(shè)計方案對核電廠安全水平的影響,為 “華龍一號”設(shè)計方案的決策提供重要支持。此外,在“華龍一號”的整個設(shè)計過程中,基于當(dāng)時設(shè)計迭代更新PSA模型,識別相應(yīng)設(shè)計方案中的薄弱環(huán)節(jié),提出相應(yīng)的優(yōu)化建議和措施,進(jìn)一步提高了 “華龍一號”設(shè)計的安全性和平衡性。

PSA分析結(jié)果表明,“華龍一號”采用能動與非能相結(jié)合的設(shè)計理念,實施了大量設(shè)計改進(jìn),設(shè)置了完善的嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措施,將核電廠發(fā)生堆芯損壞和放射性物質(zhì)大量釋放的風(fēng)險降低到了非常低的水平,實現(xiàn)了 “CDF＜10－6/堆·年、LRF＜10－7/堆·年”的設(shè)計安全指標(biāo)。

[1]IAEA．Safety of Nuclear Power Plants:Design:SSR-2/1[R]．2016．

[2]IAEA．Considerations on t he Application of the IAEA Safety Require ments for the Design of Nuclear Power Plants:TECDOC-1791[R]．2016．

[3]環(huán)境保護(hù)部．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) [R]．2012．

[4]IAEA．Develop ment and Application of Level 1 Probabilistic Safety Assess ment for Nuclear Power Plants:SSG-3[R]．2010．

[5]IAEA．Develop ment and Application of Level 2 Probabilistic Safety Assess ment for Nuclear Power Plants:SSG-4[R]．2010．