關仲華 冉旭 陳偉 方紅宇 王軍

摘 要本文回顧了核電廠事故規(guī)程的發(fā)展歷程，簡要描述了不同技術路線事故規(guī)程的異同，包括事件導向規(guī)程與狀態(tài)導向規(guī)程，并探討事故規(guī)程開發(fā)方法相關的重要內(nèi)容，為自主研發(fā)核電廠事故規(guī)程提供參考。

關鍵詞事故規(guī)程;事件導向;狀態(tài)導向

0 前言

國際上商用核電廠的運行條件一般分為如下不同的運行狀態(tài)和事故工況[1]：正常運行（normal operation），預期運行事件（AOOs），設計基準事故（DBAs），超設計基準事故（BDBAs）和嚴重事故（Severe Accident）。覆蓋上述不同運行條件的運行指導文件體系一般分為正常運行規(guī)程、非正常運行規(guī)程（Abnormal Operating Procedures，AOP）、應急操作規(guī)程（Emergency Operating Procedures，EOP），應急計劃（emergency plan）以及嚴重事故導則（SAG）等，體現(xiàn)了核電廠縱深防御的設計安全理念。應急操作規(guī)程（EOP）通常稱為事故規(guī)程或事故處理規(guī)程，是核電廠運行縱深防御概念的一個重要組成部分，其主要目的是用于機組發(fā)生事故后指導操作員執(zhí)行必要的操作，屬于縱深防御原則的第3道防線（防止嚴重事故），是緩解和限制事故后果的重要手段。

《核動力廠設計安全規(guī)定》（HAF102）和《核動力運行安全規(guī)定》（HAF103）都對核電廠設計及運行方面提出事故規(guī)程的要求，在HAF103“5.2 運行指令和運行規(guī)程”一節(jié)中明確要求：“5.2.2 必須根據(jù)營運單位的政策和國家核安全監(jiān)管部門的要求制定全面的適用于正常運行、預計運行事件和事故工況下的運行規(guī)程”，以及“5.2.3 必須制定正常運行規(guī)程，以保證核動力廠運行在運行限值和條件之內(nèi)。對預計運行事件和設計基準事故必須制定事件導向規(guī)程或征兆導向規(guī)程。還必須制定應急運行規(guī)程或嚴重事故（超設計基準事故）管理指南”。

本文將從事故規(guī)程的發(fā)展歷程出發(fā)，簡要描述了不同技術路線事故的異同，包括事件導向規(guī)程與狀態(tài)導向規(guī)程，并結(jié)合具體例子探討事故規(guī)程開發(fā)方法相關的關鍵技術內(nèi)容。

1 核電廠事故規(guī)程發(fā)展歷程

1.1 兩種方法簡介

1.1.1 事件導向規(guī)程（Event-Oriented EOPs）

在三哩島事故發(fā)生之前，大部分核電廠的應急規(guī)程為事件導向規(guī)程，所有規(guī)程都與具體事故工況相關。事件導向規(guī)程隱含了三個假設：（1）該事故屬于預先選定的事故范圍之內(nèi)（通常限于電廠DBA清單）;（2）操作員能夠識別事故;（3）事故按照預測的進程進行（取自事故的熱工水力分析）。

事件導向規(guī)程一般僅在事故開始時進行診斷，以選取最合適的規(guī)程，一旦確定執(zhí)行某個規(guī)程后就依據(jù)規(guī)程要求而順序執(zhí)行到底。而三哩島事故表明了作為事件導向的事故規(guī)程是不可能完全覆蓋所有可能發(fā)生的事件或事故，當上述規(guī)程不能恰當或有效處理事故時，很有可能會延誤時機甚至惡化事故后果。

1.1.2 狀態(tài)導向規(guī)程（State-Oriented EOPs）

狀態(tài)導向規(guī)程指導操作員如何確認關鍵安全功能，以及當安全功能受到破壞時，如何實施恢復。操作員不必診斷事故初因，也能夠維持電廠的安全狀態(tài)。為更好應對實際的事故，在狀態(tài)導向規(guī)程的設計中考慮了以下假設：（1）發(fā)生的事故不限于預先確定的清單，也可能為疊加多重故障的事故;（2）由于事故疊加和操作員失誤等因素，將導致事故實際進程與純理論分析預測的事故進程很不一樣;（3）規(guī)程通過連續(xù)或重復的檢查，能夠使操作員監(jiān)測和識別可能非常復雜的事故。

狀態(tài)導向規(guī)程的好處是彌補了事件導向規(guī)程在處理超出預期范圍事件時的不足，它借助在于持續(xù)或重復的電廠狀態(tài)監(jiān)測，有助于糾正任何初期的誤診斷，并保證操作員緩解威脅堆芯完整性的電廠狀態(tài)。

事件導向規(guī)程與狀態(tài)導向規(guī)程的主要差異及優(yōu)缺點對比見表1。

在三哩島核事故后，世界先進核電國家對原來的純事件導向規(guī)程進行了優(yōu)化，適當補充了以狀態(tài)監(jiān)督為輔的狀態(tài)導向規(guī)程。目前，世界上已很少有核電廠采用純事件導向的事故處理規(guī)程。目前國內(nèi)以M310型為代表的秦山二期、嶺澳、福清一期等核電廠均采用了這類以事件導向為主，適當輔以狀態(tài)監(jiān)督的事故處理規(guī)程。其中事件導向規(guī)程主要針對設計基準事故和有限的超設計基準事故，狀態(tài)監(jiān)督規(guī)程主要用于故障或事故期間的連續(xù)監(jiān)督、極限堆芯保護規(guī)程等。

以西屋設計的AP1000為代表的三門、海陽等核電廠則將操縱員能夠診斷出的典型事故（如失水事故、蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故）采用最佳恢復的事件導向規(guī)程，而對于無法診斷或非預計事件，采用關鍵安全功能恢復的事故處理規(guī)程（類似于狀態(tài)導向規(guī)程）。

1.2 事故規(guī)程發(fā)展歷程

法國核電廠的事故規(guī)程發(fā)展具有歷史典型性。在三哩島事故（TMI）發(fā)生之前，法國的核電廠事故規(guī)程為純粹的事件導向規(guī)程，通過診斷識別事故初因并執(zhí)行相應的規(guī)程，使電廠達到退防狀態(tài)。

三哩島事故之后，針對事故中出現(xiàn)的問題，修訂了事故管理的原則：

（1）改進了操作員規(guī)程的具體表現(xiàn)形式（例如增加了流程圖的使用）;

（2）引入人因工程方法，采用安全工程師負責關鍵安全功能的持續(xù)監(jiān)測;

（3）引入安全功能導向的新規(guī)程（U1）（見圖 1），能夠使操作員處理事件導向規(guī)程無法應對的復雜工況（例如事故疊加）;

（4）考慮超設計基準事故工況，涵蓋冗余安全系統(tǒng)的全部喪失（H規(guī)程）;

（5）盡管大量的模擬器驗證表明上述規(guī)程的有效性，更加深入的分析表明需要進一步引入狀態(tài)導向管理規(guī)程。

基于上述原則，進而開始了狀態(tài)導向規(guī)程的開發(fā)。狀態(tài)導向方法開發(fā)的目標是把事件導向和安全功能導向規(guī)程的優(yōu)點綜合起來，其新增的一些優(yōu)點及特征如下：

在此方法下，首先，狀態(tài)導向規(guī)程保持快速處理的優(yōu)勢，如之前的A規(guī)程，保證快速恢復穩(wěn)定/安全狀態(tài)。然后，進行電廠狀態(tài)的持續(xù)監(jiān)測，當狀態(tài)進一步惡化，能夠進行處理策略的再導向。

狀態(tài)導向策略的優(yōu)化還在于提供給操作員的信息的改進，以評價關鍵安全功能狀態(tài)：最主要的改進是在U1規(guī)程框架下，引入反應堆壓力容器水位的測量。該措施能夠更精細的識別反應堆狀態(tài)，為電廠不同狀態(tài)提供更合適的操作。

直至1990年代，狀態(tài)導向方法拓展至事件管理規(guī)程（I規(guī)程，實質(zhì)是事件導向）或者事件導向管理規(guī)程（A規(guī)程，余熱排出系統(tǒng)連接）。操作員導則進一步的改進能夠?qū)崿F(xiàn)無論電廠在何種狀態(tài)，不同的操作能夠更好的恢復安全功能。

在超設計基準事故規(guī)程方面，根據(jù)一級概率安全分析（PSA）的結(jié)果，在70年代末引入了H規(guī)程（超設計基準事故規(guī)程），包含了冗余安全系統(tǒng)喪失的事故工況。

在應對嚴重事故規(guī)程方面，編制了規(guī)程U2-U5，目標為緩解堆芯惡化后果。

三哩島事故之后，大多數(shù)西方核能先進國家對核電廠主控室安裝了安全參數(shù)顯示系統(tǒng)（SPDS）。其系統(tǒng)的“安全面板”顯示主要關鍵安全參數(shù)的趨勢曲線，可識別電廠當前風險，并輔助操作員執(zhí)行規(guī)程中的關鍵步驟（例如輔助對初始事故的診斷并確定合適的A規(guī)程）。

2 狀態(tài)導向規(guī)程的實例

以嶺澳二期為例，狀態(tài)導向方法的原則是基于以下考慮：可能出現(xiàn)的瞬態(tài)工況包括事故疊加數(shù)量是無限的，但是可能的電廠狀態(tài)是有限的，因此狀態(tài)導向規(guī)程以核蒸汽供應系統(tǒng)（NSSS）狀態(tài)為出發(fā)點，而不是以事件為出發(fā)點的。

2.1 物理狀態(tài)識別

首先根據(jù)核電廠NSSS運行狀態(tài)，總結(jié)歸納所有的物理參數(shù)，定義了表2所示的6種狀態(tài)功能和6個重要參數(shù)。

通過此6個狀態(tài)函數(shù)可以確定NSSS的總的狀態(tài)，根據(jù)反應堆初始狀態(tài)來確定此時的退防模式?？梢酝ㄟ^不同的運行策略來達到所需的退防模式，如降壓、冷卻、增加硼濃度等。

2.2 運行策略

根據(jù)最初的反應堆物理狀態(tài)，向退防模式的過渡由運行策略決定。

策略的目標相關描述如下：（1）全局目標（降壓、冷卻、增加硼濃度等）;（2）子目標間的優(yōu)先級（溫度、反應堆壓力容器水位、穩(wěn)壓器液位、硼濃度等）;（3）為達目標所需的設備。

根據(jù)NSSS的不同狀態(tài)，主要有如下八種運行策略：（1）穩(wěn)定狀態(tài);（2）平穩(wěn)地過渡到退防狀態(tài);（3）迅速地過渡到退防狀態(tài);（4）重建堆芯的次臨界余量;（5）控制Tsat;（6）重建熱量導出;（7）重建RCS的水裝量;（8）堆芯的最終安全。

2.3 運行規(guī)程

SOP規(guī)程見下表3。

其中的DOS程序為引導規(guī)程，由反應堆操作員使用該規(guī)程進行初始的診斷，并引導到適用的ECP和ECS程序，由值長來確認反應堆操作員的診斷結(jié)果。

ECP程序包括初始導向和操作序列，操作序列的主要內(nèi)容有：動作、監(jiān)測、重新導向。在執(zhí)行ECP程序的過程中還要根據(jù)不同的判據(jù)來判斷是否需要執(zhí)行EFS、EFC和ECE程序。EFS程序可以由反應堆操作員或蒸汽和給水操作員使用，用來監(jiān)測支持功能的可用性、在喪失支持功能的情況下運行及恢復支持功能。EFC程序可以由反應堆操作員或蒸汽和給水操作員使用，用來監(jiān)測、啟動、停止NSSS功能。ECE程序可以由反應堆操作員使用，用來控制安全殼的完整性。

ECS程序由蒸汽和給水操作員使用，用來執(zhí)行反應堆操作員所要求的操作，如控制溫度和控制蒸汽發(fā)生器的壓力等。

3 事故規(guī)程開發(fā)

3.1 策略方面

3.1.1 基本原則

在事故規(guī)程開發(fā)/升級計劃中采用的策略原則如下所述：

a）必須與電廠設計基準一致。覆蓋的范圍是從預期的電廠瞬態(tài)延伸至超設計基準事故（BDBAs）;b）必須處理所有可能的事故工況，并為不同設備的失效和操作員的失誤提供指導。

另外，在開發(fā)中還需考慮[2]：（1）在電廠規(guī)程系統(tǒng)中事故規(guī)程的定位;（2）初始電廠狀態(tài)（功率運行工況，停堆工況等）和最終狀態(tài)（比如規(guī)程出口的安全條件）;（3）人員組織（每個操作員的角色和責任，以及他們?nèi)绾我黄鸸ぷ鳎?（4）架構(gòu)（對于監(jiān)督員僅有1個規(guī)程或每個操作員均有1個規(guī)程）;（5）人機界面（規(guī)程的格式，技術支持等）;（6）在應急響應宣布后的組織責任;（7）在應急響應宣布后主控室的工作負荷;（8）事故工況下的設備響應;（9）在事故規(guī)程執(zhí)行過程中電廠中可能存在的危險狀態(tài)。

3.1.2 主要內(nèi)容

策略應包含以下部分：（1）制定基于征兆/狀態(tài)的入口條件;（2）反應堆停堆后的電廠狀態(tài)穩(wěn)定;（3）初始診斷;（4）基于事故或狀態(tài)的恢復規(guī)程;（5）基于事故或狀態(tài)的持續(xù)診斷;（6）監(jiān)測和恢復安全功能;（7）附加規(guī)程以重建重要系統(tǒng)和恢復系統(tǒng);（8）事故工況下的系統(tǒng)響應;（9）電廠出現(xiàn)危險狀態(tài)下，場內(nèi)應急人員可能需要執(zhí)行相關操作。

3.1.3 事故規(guī)程的范圍

首要任務是確定范圍，需要考慮兩個前提條件：事故規(guī)程只是應用于功率運行工況還是也覆蓋了停堆工況？EOP與非正常運行規(guī)程（AOP）、EOP與嚴重事故管理導則（SAG）的邊界關系是什么？

基于以上考慮，EOP通常的應對范圍如下：

a）假想的設計基準事故;

b）有可能導致事故發(fā)生的異常情況;

c）某些超設計基準事故（事故疊加，操作員失誤等）;

d）不能夠清晰診斷的工況;

e）威脅電廠總體安全功能的工況;

f）多個同時發(fā)生的系統(tǒng)失效;

g）停堆工況下發(fā)生的事故。

3.2 EOP開發(fā)團隊組織

EOP的開發(fā)涉及多學科、專業(yè)的協(xié)作。EOP對于電廠安全很重要，必須準確，因此在EOP開發(fā)項目之初，應該組成富有經(jīng)驗的多學科開發(fā)團隊，負責EOP開發(fā)的團隊人員應是專職負責，且必須是有經(jīng)驗的。在項目初期涉及的專業(yè)人員有：（1）規(guī)程編寫者;（2）核電廠運行專家;（3）分析或評估人員;（4）教員及模擬器培訓專家。具有核電運行操作經(jīng)驗的規(guī)程操作員對項目極其有益。