魏 瑋，劉 靜，李文靜，喻新利，楊志義

(1.中國核電工程有限公司，北京 100840；2.生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 102401)

核動力廠設(shè)計安全規(guī)定(HAF102—2016)[1]對嚴重事故預(yù)防和緩解提出了更高要求，要求必須增強核動力廠應(yīng)對比設(shè)計基準事故更嚴重的或包含多重故障的事故的承受能力。三哩島事故后美國要求各個電廠開展單個電廠檢查(IPE)，其主要目的是識別核電廠嚴重事故薄弱環(huán)節(jié)。我國目前尚缺少核電廠嚴重事故薄弱環(huán)節(jié)相關(guān)篩選準則，本文對核電廠嚴重事故薄弱環(huán)節(jié)篩選準則及分析方法進行研究，提出適用于國內(nèi)二代改進型核電機組嚴重事故薄弱環(huán)節(jié)的確定方法，并應(yīng)用于國內(nèi)二代改進型核電機組進行嚴重事故預(yù)防薄弱環(huán)節(jié)分析。

1 IPE

1988年美國核管會(NRC)通過Individual Plant Examination for Severe Accident Vunerabilities-10CFR50.54(f)(GL88-20)要求所有美國核電廠必須開展單個電廠檢查(IPE)并向NRC提交報告，目的是識別出核電廠可以通過較低成本的改進措施來應(yīng)對的嚴重事故薄弱環(huán)節(jié)，以確保美國電廠堆芯損壞頻率(CDF)和大量放射性釋放頻率(LRF)滿足安全目標。IPE主要目標包括識別嚴重事故現(xiàn)象、識別最可能發(fā)生的嚴重事故序列、得到堆芯損壞頻率和放射性釋放頻率、通過改進用于預(yù)防或緩解嚴重事故的硬件或規(guī)程以降低CDF或LRF。

GL88-20中對重要嚴重事故序列的選取準則進行了規(guī)定，包括對于CDF的絕對貢獻、相對貢獻，對于安全殼旁通發(fā)生頻率的絕對貢獻，并考慮了后果因素，以及工程判斷，具體篩選準則[2]為：

(1)導致堆芯損壞頻率大于1×10-6/堆年；

(2)對堆芯損壞頻率的貢獻超過5%；

(3)導致堆芯損壞的頻率大于1×10-6/堆年，且導致大于WASH-1400中的BWR-3或PWR-4放射性釋放水平的安全殼失效；

(4)導致安全殼旁通的貢獻超過1×10-7/堆年；

(5)參考以往PRA經(jīng)驗或工程判斷，對堆芯損壞或安全殼性能惡化有重要貢獻。

GL88-20中明確上述篩選準則為功能序列，篩選值為期望值，即均值。

為指導各電廠開展IPE，NRC發(fā)布了IPE實施導則(NUREG-1335)，明確了美國各電廠開展IPE的具體實施導則及IPE報告的統(tǒng)一格式和內(nèi)容。導則中對核電廠重要事故序列篩選原則進一步闡述，提出了基于系統(tǒng)序列的篩選準則，比GL88-20中基于功能序列的篩選值低一個量級，具體準則[3]如下：

(1)導致堆芯損壞頻率大于1×10-7/堆年；

(2)能夠包絡(luò)95%堆芯損壞頻率的事故序列；

(3)能夠包絡(luò)95%安全殼失效的事故序列；

(4)導致安全殼旁通的貢獻超過1×10-8/堆年；

(5)參考以往PRA經(jīng)驗或工程判斷，對堆芯損壞或安全殼性能惡化有重要貢獻。

NUREG-1335明確上述準則為系統(tǒng)序列，對于功能和系統(tǒng)混合的序列，采用較低的系統(tǒng)序列篩選值。功能的定義與電廠設(shè)計相關(guān)，比如包括控制反應(yīng)性、保證一回路水裝量、移出堆芯衰變熱、保護放射性裂變產(chǎn)物屏障完整性等。功能序列由一系列系統(tǒng)序列組成，為避免由于序列歸并或拆分導致序列級別不同，NRC要求各電廠IPE中進行重要事故序列選取時需要對序列或者序列歸并進行詳細說明。

IPE主要目的是識別核電廠嚴重事故相關(guān)薄弱環(huán)節(jié)，NRC也給出識別重要事故序列的準則，但也指出該準則并不是核電廠嚴重事故薄弱環(huán)節(jié)的定義，也并非嚴重事故薄弱環(huán)節(jié)的篩選閾值，各電廠的薄弱環(huán)節(jié)準則需由電廠確定。

1997年NRC出版的NUREG-1560報告對美國75份IPE報告包括108個核電廠的IPE結(jié)果和見解進行了總結(jié)，各電廠通過開展內(nèi)部事件(包括內(nèi)部水淹不包括內(nèi)部火災(zāi))一級PSA和二級PSA對美國PWR、BWR的堆芯損壞頻率和安全殼性能進行評估。由于NRC未明確薄弱環(huán)節(jié)定義，因此IPE中嚴重事故薄弱環(huán)節(jié)定義多樣化，大部分電廠不明確是薄弱環(huán)節(jié)而認為是核電廠值得關(guān)注的問題，這些關(guān)注點中45%可通過規(guī)程等運行方面進行改進，40%為設(shè)計上需要硬件改進。

大部分電廠的嚴重事故薄弱環(huán)節(jié)或值得關(guān)注的問題的篩選準則參照了嚴重事故問題關(guān)閉導則(NEI 91-04，1994)中的序列篩選準則或NRC安全目標或設(shè)備、系統(tǒng)的重要度。當時NRC安全目標為CDF小于1×10-4/堆年，LRF小于1×10-6/堆年；系統(tǒng)或設(shè)備重要度的貢獻比也沒有統(tǒng)一定義。

2 核電廠嚴重事故薄弱環(huán)節(jié)確定方法

核電廠嚴重事故薄弱環(huán)節(jié)主要是核電廠在預(yù)防堆芯損壞以及嚴重事故發(fā)生后緩解事故后果方面存在的弱項。通過開展核電廠PSA分析可較為全面、系統(tǒng)識別導致堆芯損壞的事故序列及設(shè)備、人誤失效組合?？赏ㄟ^導致堆芯損壞的絕對、相對貢獻識別出核電廠重要的嚴重事故序列。二代改進型核電機組嚴重事故薄弱環(huán)節(jié)篩選準則和定義建議如下：

(1)導致堆芯損壞頻率大于1×10-7/堆年；

(2)能夠包絡(luò)95%堆芯損壞頻率的事故序列；

(3)導致安全殼旁通的堆芯損壞序列發(fā)生頻率超過1×10-8/堆年；

(4)參考以往PSA經(jīng)驗或工程判斷，對堆芯損壞或安全殼性能惡化有重要貢獻。

上述定義中考慮的是系統(tǒng)序列。

針對識別出的嚴重事故薄弱環(huán)節(jié)，對重要事故序列進行分級處理，根據(jù)發(fā)生頻率或?qū)DF的貢獻大小，分別通過硬件、規(guī)程改進或通過SAMG進行事故管理。參照NEI91-04，將堆芯損壞序列和安全殼旁通序列按照發(fā)生頻率及相對CDF的貢獻劃分四個級別，堆芯損壞頻率從1×10-5/堆年至1×10-7/堆年，安全殼旁通的堆芯損壞序列頻率低一個量級?；谖覈鴩液税踩謱Χ倪M型核電機組概率安全目標的要求，CDF小于1×10-4/堆年，LRF小于1×10-5/堆年，NEI91-04中分析準則也適用于我國二代核電機組，具體如表1所示。

表1 核電廠嚴重事故薄弱環(huán)節(jié)評價過程

3 二代改進型核電廠嚴重事故薄弱環(huán)節(jié)確定及應(yīng)對

通過PSA分析得到二代改進型核電機組導致堆芯損壞的重要嚴重事故序列。在導致堆芯損壞的事件序列中，發(fā)生頻率在1×10-7/堆年之上的序列共有18個，約占總堆芯損壞頻率的61%，如表2所示；發(fā)生頻率在1×10-8/堆年之上的序列共有81個，約占總堆芯損壞頻率的95%，其中有7個導致安全殼旁通的堆芯損壞序列，如表3所示。

表2 二代改進型核電機組重要嚴重事故序列

表3 二代改進型核電機組導致安全殼旁通大于1×10-8/堆年的堆芯損壞序列

根據(jù)二代改進型核電機組嚴重事故薄弱環(huán)節(jié)篩選準則和定義，對堆芯損壞頻率大于1×10-7/堆年的重要嚴重事故序列、大于1×10-8/堆年導致安全殼旁通的堆芯損壞序列以及包括總堆芯損壞頻率95%的重要事故序列進一步分析，得到二代改進型核電機組嚴重事故預(yù)防的薄弱環(huán)節(jié)：反應(yīng)性控制手段不足、二次側(cè)帶熱手段不足，高壓安注和低壓安注相關(guān)性高，重要事故類包括瞬態(tài)高壓類、SBO軸封破口事故、低壓熔堆事故、始發(fā)SGTR類、界面LOCA以及壓力容器破裂事故。

表2、表3中重要事故序列為系統(tǒng)序列，其中可能導致堆芯損壞的嚴重事故序列發(fā)生頻率在1×10-6～1×10-7/堆年，且單個序列導致的CDF占比低于10%；導致安全殼旁通的堆芯損壞序列發(fā)生頻率在1×10-7～1×10-8/堆年且單個序列占比CDF低于5%，根據(jù)表1中分級處理的原則，基于上述重要事故序列識別出的嚴重事故薄弱環(huán)節(jié)，只需要確保SAMG可有效預(yù)防或緩解堆芯損壞或壓力容器及安全殼失效，不用進行電廠在設(shè)計上或規(guī)程方面的改進。同時也識別出發(fā)生頻率在1×10-6～1×10-7/堆年導致安全殼旁通的堆芯損壞序列，主要由于高壓安注需要低壓安注泵增壓導致高、低壓安注功能相關(guān)性較高、反應(yīng)性控制手段不足，可通過優(yōu)化安注系統(tǒng)和增設(shè)反應(yīng)性控制手段進行硬件改進以預(yù)防堆芯損壞，該方案利益代價比較低，不考慮在設(shè)計上改進。

二代改進型核電機組不需要進行硬件方面的改進即可滿足概率安全目標的要求，SAMG主要考慮能用則用的原則，充分利用現(xiàn)有手段進行嚴重事故管理，主要包括通過穩(wěn)壓器安全閥卸壓的功能延伸進行一回路卸壓避免發(fā)生高壓熔堆、安全殼大氣加熱、誘發(fā)SGTR等可能導致早期大量放射性釋放的情景；通過安注系統(tǒng)向堆芯注水，實現(xiàn)堆芯熔融物的堆內(nèi)冷卻以維持壓力容器的完整性；通過非能動氫氣復合器進行安全殼內(nèi)消氫以避免氫氣爆燃/爆炸導致安全殼失效；通過安噴和安全殼過濾排放防止安全殼超壓；同時使用移動補水、移動電源等福島后改進項進行嚴重事故緩解。

4 討論

(1)GL88-20和NEI94-01的分析準則和美國NRC對核電廠的安全目標要求相關(guān)，要求CDF小于1×10-4/堆年，LRF小于1×10-6/堆年。對于我國二代改進型核電機組，CDF要求和NRC一致，LRF高一個量級，NRC的重要事故序列篩選原則及分級處理原則同樣適用；對于我國新建核電廠，要求CDF小于1×10-5/堆年，LRF小于1×10-6/堆年，核電廠嚴重事故薄弱環(huán)節(jié)或重要事故序列選取準則及分析處理準則中導致堆芯損壞的事故序列頻率篩選值建議低一個量級；或者準則量級與二代改進型核電機組保持一致，但分級處理準則要求更高，建議低一個量級，以確保通過可靠有效的嚴重事故預(yù)防措施保證核電廠概率安全指標滿足新建核電廠的安全要求。

(2)本文討論的核電廠嚴重事故薄弱環(huán)節(jié)或重要事故序列確定方法對于新建核電廠設(shè)計擴展工況的序列選擇具有一定的參考價值。但是已建核電廠重要嚴重事故序列的識別與核電廠在初始的嚴重事故預(yù)防和緩解措施設(shè)計時設(shè)計擴展工況清單的識別有所不同，相關(guān)準則在使用中需關(guān)注。

(3)本文討論的方法主要是通過一級PSA確定重要的導致堆芯損壞或安全殼旁通的嚴重事故序列以識別嚴重事故預(yù)防相關(guān)的薄弱環(huán)節(jié)并進行分級處理，通過二級PSA可分析導致安全殼失效的主要威脅，識別嚴重事故緩解措施相關(guān)的薄弱環(huán)節(jié)。

5 總結(jié)

本文對美國IPE重要事故序列篩選原則和方法進行研究，確定了適用于二代改進型核電機組的嚴重事故薄弱環(huán)節(jié)定義及篩選原則，并針對二代改進型核電機組開展了嚴重事故預(yù)防薄弱環(huán)節(jié)的識別及處理分析。該方法對應(yīng)于美國當時對概率安全目標和嚴重事故問題的要求，更多考慮通過PSA分析方法對現(xiàn)有核電廠的嚴重事故應(yīng)對能力進行系統(tǒng)性評估得到重要的嚴重事故序列，并根據(jù)發(fā)生頻率及后果綜合考慮利益代價確定適當?shù)膽?yīng)對措施。目前，國際上對核電廠超出設(shè)計基準的事故應(yīng)對能力要求不斷提高，本文提到的核電廠嚴重事故薄弱環(huán)節(jié)篩選準則及分級處理原則對我國新建核電廠設(shè)計擴展工況序列確定及嚴重事故預(yù)防和緩解措施設(shè)計有很好的參考價值。