牛世鵬，王 聰，王高鵬，劉 宇

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

在嚴重事故工況下，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)嚴重事故管理導(dǎo)則（Severe Accident Management Guidance，簡稱SAMG）采取事故緩解策略，某些操作只能由嚴重事故管理人員就地操作設(shè)備和檢查儀表。因此，為了使嚴重事故管理導(dǎo)則能夠發(fā)揮作用，需要對嚴重事故管理所需操作的可達性進行分析評估，這關(guān)系到嚴重事故管理導(dǎo)則在實際中能否真正有效實施［3］。

1 法律法規(guī)要求

針對核電廠嚴重事故管理所需操作的人員可達性分析，國家法律規(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年遠景目標》的專欄2“提升在建核電廠安全水平”中的第4條要求“制定并實施嚴重事故管理導(dǎo)則?？紤]各類事故工況和多堆廠址共因失效工況，分析評估嚴重事故下重要設(shè)備、監(jiān)測儀表的可用性和可達性”。

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

2 可達性分析方法及范圍

目前，對于嚴重事故管理操作設(shè)備儀表的人員可達性分析，國內(nèi)外的認識和做法不盡相同。本文基于國內(nèi)某核電廠的設(shè)計情況和已有的一些可達性分析方法，確定了一套可達性分析方法，如圖1所示。具體的分析步驟為：

（1）根據(jù)嚴重事故管理導(dǎo)則，篩選出需要對設(shè)備儀表的操作，包括對相關(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程完成。

（3）對于主控室可以完成的操作，由于嚴重事故管理導(dǎo)則的實施主要是基于主控室可用的情況，且評估驗證了主控室在嚴重事故下的可居留性，認為此類操作是可達的；對于只能就地完成的操作，需要確定到達完成操作位置人員的可達路徑。

（4）對確定的人員可達路徑進行現(xiàn)場實地走訪，確認路徑的可通過性、通過路徑所經(jīng)歷的時間、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］；分析評估嚴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)操作在嚴重事故工況下預(yù)期是否可達，對不可達但對嚴重事故管理很重要的操作分析是否有可替代的方案。

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

3 嚴重事故管理所需操作

嚴重事故管理所需操作是實現(xiàn)相關(guān)的嚴重事故管理的根本。核電廠的嚴重事故管理導(dǎo)則中實施的策略包括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，嚴重事故管理的操作分為監(jiān)測/測量嚴重事故參數(shù)和執(zhí)行嚴重事故時需要對系統(tǒng)/設(shè)備進行的操作［5,6］。根據(jù)設(shè)備儀表設(shè)計特征和在嚴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)測嚴重事故管理導(dǎo)則中各導(dǎo)則入口條件參數(shù)的儀表；

（2）用于監(jiān)測嚴重事故緩解專用系統(tǒng)運行狀態(tài)的儀表［7］；

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

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

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

嚴重事故管理導(dǎo)則中需要對相關(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 人員可達性分析

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

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

表3 嚴重事故管理導(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/測量嚴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。嚴重事故管理導(dǎo)則的實施是基于主控室可用的前提，且對核電廠主控室的可居留性開展了專項評估，認為其在嚴重事故工況下具有可達性。

本核電廠的主控室采用雙取風(fēng)口設(shè)計，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)測儀表的監(jiān)測結(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)過評價，主控室及技術(shù)支持中心的可居留性均滿足《核動力廠營運單位的應(yīng)急準備和應(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)核電廠的實際情況，設(shè)備閘門在運送螺栓拉伸機等大型設(shè)備時需要開啟，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打開，并且在事故初期就可以通過設(shè)置在就地的3個操作臺中的一個迅速關(guān)閉閘門，因此，本文評估認為進入嚴重事故管理之前設(shè)備閘門和人員閘門都已處于關(guān)閉狀態(tài)或進入嚴重事故管理的初期即關(guān)閉。

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

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

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

我國能源行業(yè)標準《壓水堆核動力廠廠內(nèi)輻射分區(qū)設(shè)計標準》（NB/T 20185—2012）對輻射工作場所的分區(qū)進行了定義［9］，如表5所示。對于常規(guī)工作區(qū)和間斷工作區(qū)，無需特殊防護，人員可達；對于限定工作區(qū)，都是通行區(qū)域，通行時間極短，就地操作人員采取輻射防護措施（如佩戴呼吸面具）、行進路線上快速通過控制通過時間等方式，使操作人員所受劑量控制在可接受的范圍內(nèi)，評估分析認為具有人員可達性。

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

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

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

5 結(jié)論

本文基于國內(nèi)典型壓水堆核電廠的設(shè)計和嚴重事故管理情況，對核電廠嚴重事故管理所需的設(shè)備儀表操作進行了討論，并對這些操作在嚴重事故下的可達性進行了分析。

分析表明，嚴重事故管理所需的儀表在主控室都有相關(guān)顯示，嚴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。嚴重事故管理導(dǎo)則的實施是基于主控室可用的前提，且對核電廠主控室的可居留性開展了專項評估，因此，對于嚴重事故管理所需的監(jiān)測/測量儀表以及可以在主控室完成操作的系統(tǒng)/設(shè)備，本文認為具有可達性。

對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，實地走訪路徑區(qū)域和操作區(qū)域的環(huán)境條件及對相關(guān)操作的人員可達性進行分析。主要考慮了嚴重事故后的高輻射條件對人員可達性的影響。

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