邢 繼，魏 瑋，劉 靜，喻新利

(中國核電工程有限公司，北京 100840)

鑒于核電技術(shù)的復(fù)雜性，特別是多起核電事故發(fā)生后，公眾對核能利用的安全性提出了質(zhì)疑。隨著核電的發(fā)展，國內(nèi)外對核電廠的安全性更加重視，尤其針對可能導(dǎo)致大量放射性釋放的嚴(yán)重事故工況的應(yīng)對提出更高的設(shè)計要求，要求設(shè)計上必須實(shí)現(xiàn)實(shí)際消除?！逗藙恿S設(shè)計安全規(guī)定》(HAF102—2016)提出必須實(shí)際消除可能導(dǎo)致早期放射性釋放或大量放射性釋放的事件序列[1]。HAF102—2016以IAEA SSR2/1—2016為基礎(chǔ)，吸納了國際最高設(shè)計要求，對乏燃料水池設(shè)計、設(shè)計擴(kuò)展工況、外部災(zāi)害等方面分別提出了實(shí)際消除相關(guān)要求。我國《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)》要求“十三五”及以后新建核電機(jī)組力爭實(shí)現(xiàn)從設(shè)計上實(shí)際消除大量放射性物質(zhì)釋放的可能性[2]。核安全監(jiān)管部門于2019年借鑒IAEA TECDOC-1791等技術(shù)文件、結(jié)合國內(nèi)核安全審評實(shí)踐經(jīng)驗，發(fā)布《“華龍一號”融合方案核電項目核安全審評原則》(簡稱華龍一號審評原則)，對實(shí)際消除的概念和應(yīng)用給出了更具體的要求。

HAF102—2016明確要求發(fā)生頻率高的事故序列沒有或僅有微小的潛在放射性后果、嚴(yán)重事故下僅需在區(qū)域和時間上采取有限的防護(hù)行動，但國內(nèi)監(jiān)管部門對區(qū)域、時間尚無明確要求，國際上各國準(zhǔn)則也不盡相同。法國要求場址邊界5 km外不需要防護(hù)行動，芬蘭有限距離為20 km，俄羅斯為25 km。印度允許可以執(zhí)行場外干預(yù)行動，但要求必須有足夠時間[3]。西歐核監(jiān)管協(xié)會(WENRA)要求實(shí)現(xiàn)3 km應(yīng)急撤離區(qū)、5 km隱蔽區(qū)域。歐洲用戶要求(EUR)中提出有限影響準(zhǔn)則(CLI)，要求場址邊界800 m外不需要撤離、3 km外不需要隱蔽。核電廠設(shè)計上實(shí)現(xiàn)實(shí)際消除采用確定論、概率論方法進(jìn)行論證。目前國際上概率準(zhǔn)則也不盡相同，美國、加拿大要求內(nèi)部事件、外部事件導(dǎo)致的大量放射性釋放頻率(LRF)小于1×10-6/堆年，芬蘭要求小于5×10-7/堆年，羅馬尼亞、俄羅斯要求小于1×10-7/堆年，美國要求安全殼條件失效概率小于0.1，芬蘭要求早期失效占比較少[3]。我國針對新建核電廠要求全范圍堆芯損壞頻率(CDF)小于1×10-5/堆年，LRF小于1×10-6/堆年。外部災(zāi)害導(dǎo)致的早期或大量放射性釋放也需要被實(shí)際消除。由于概率安全分析(PSA)的局限性，外部事件PSA不確定性較大，根據(jù)國內(nèi)外實(shí)踐，外部事件的實(shí)際消除論證不建議采用概率論方法，主要通過核電廠針對超設(shè)計基準(zhǔn)外部事件進(jìn)行設(shè)防并有足夠裕量來保證。本文主要研究內(nèi)部事件導(dǎo)致的早期或大量放射性釋放的實(shí)際消除的論證方法，提出實(shí)際消除的定量驗收準(zhǔn)則及核電廠設(shè)計上實(shí)現(xiàn)實(shí)際消除的論證方法和流程，并以華龍一號為例，對其設(shè)計上實(shí)現(xiàn)實(shí)際消除開展論證分析。

1 實(shí)際消除技術(shù)要求

國內(nèi)外核電廠設(shè)計與運(yùn)營要求應(yīng)能有效應(yīng)對嚴(yán)重事故以實(shí)現(xiàn)實(shí)際消除，將嚴(yán)重事故區(qū)分為設(shè)計中考慮的嚴(yán)重事故和不需要在設(shè)計中考慮的嚴(yán)重事故。對設(shè)計中考慮的嚴(yán)重事故，作為設(shè)計擴(kuò)展工況的一部分，放射性后果是有限的，要求在嚴(yán)重事故下僅需要在區(qū)域和時間上采取有限的防護(hù)行動，且有足夠的時間實(shí)施這些防護(hù)行動；對設(shè)計中不再考慮的嚴(yán)重事故(通過設(shè)計中采取的措施實(shí)際消除這些工況后從而不再在設(shè)計中考慮)提出實(shí)際消除的要求。HAF102—2016要求核動力廠實(shí)際消除的范圍包括：1) 導(dǎo)致早期放射性釋放或大量放射性釋放的核動力廠事故序列；2) 放射性釋放源需考慮堆芯和乏燃料水池；3) 針對外部災(zāi)害要求設(shè)計有適當(dāng)裕量，在超設(shè)計基準(zhǔn)自然災(zāi)害事件發(fā)生時，保護(hù)用于防止早期或大量放射性釋放所需的物項。

早期放射性釋放為在預(yù)期時間內(nèi)不能全面有效執(zhí)行必要的場外防護(hù)行動的放射性釋放；大量放射性釋放為需要廠外防護(hù)行動，但這些行動受到時間長度和使用區(qū)域的限制，不足以保護(hù)人員和環(huán)境而導(dǎo)致的放射性釋放[1,4]。根據(jù)國內(nèi)外實(shí)踐及要求，需要實(shí)際消除的可能導(dǎo)致早期或大量放射性釋放的事故工況包括：1) 導(dǎo)致堆芯快速損傷及安全殼早期失效的事件(反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中大的承壓設(shè)備失效，不可控的反應(yīng)性事故)；2) 導(dǎo)致安全殼早期失效的嚴(yán)重事故工況(安全殼直接加熱，氫氣爆炸，蒸汽爆炸)；3) 導(dǎo)致安全殼晚期失效的嚴(yán)重事故工況(堆芯熔融物-混凝土相互作用(MCCI)導(dǎo)致的底板熔穿，喪失安全殼長期排熱導(dǎo)致安全殼晚期超壓)；4) 安全殼旁通的嚴(yán)重事故工況；5) 停堆工況安全殼開口的嚴(yán)重事故工況；6) 燃料儲存池中的燃料嚴(yán)重降級和不可控釋放。

實(shí)際消除早期或大量放射性釋放是對核電廠安全設(shè)計提出的更高要求，但實(shí)際消除不是沒有放射性釋放，而是發(fā)生頻率高的事故工況放射性后果有限。實(shí)際消除定義為物理上不可能發(fā)生或高置信度極不可能發(fā)生，對核電廠設(shè)計來說，必須滿足：1) 可能導(dǎo)致早期或大量放射性釋放的事故工況由于固有安全性物理上不可能發(fā)生或通過設(shè)計應(yīng)對措施使該工況高置信度極不可能發(fā)生；2) 發(fā)生頻率高的事故工況，屬于未被實(shí)際消除的工況，應(yīng)當(dāng)在設(shè)計中考慮，必須確保放射性后果有限。

2 實(shí)際消除驗收準(zhǔn)則及論證方法

2.1 實(shí)際消除驗收準(zhǔn)則

三哩島事故發(fā)生了堆芯損壞，但由于安全殼的有效包容使最終釋放到環(huán)境的放射性物質(zhì)非常有限，對周圍公眾的健康影響輕微。因此只要保證嚴(yán)重事故下安全殼的完整性并防止安全殼被旁通，就可將大量放射性物質(zhì)包容在內(nèi)。同時要求發(fā)生頻率高的嚴(yán)重事故工況向環(huán)境的放射性釋放是有限的，即僅需在有限時間和區(qū)域采取有限的操作且時間足夠。因此核電廠設(shè)計上要實(shí)現(xiàn)實(shí)際消除就必須設(shè)置完善的嚴(yán)重事故緩解措施確保即使發(fā)生堆芯損壞的嚴(yán)重事故(設(shè)計中考慮的)也可保證安全殼的有效包容，避免發(fā)生早期或大量放射性釋放。實(shí)際消除論證主要采用確定論和概率論方法，驗收準(zhǔn)則包括確定論驗收準(zhǔn)則和概率論驗收準(zhǔn)則。確定論驗收準(zhǔn)則包括放射性和安全殼屏障完整性驗收準(zhǔn)則。

1) 確定論驗收準(zhǔn)則

(1) 安全殼屏障完整性驗收準(zhǔn)則

設(shè)計上滿足實(shí)際消除需要確保安全殼的完整性，根據(jù)現(xiàn)有嚴(yán)重事故現(xiàn)象、嚴(yán)重事故管理及PSA的研究，主要關(guān)注的參數(shù)包括一回路壓力、安全殼壓力、堆芯熔融物可冷卻性、安全殼內(nèi)氫氣濃度等。需要針對可能導(dǎo)致早期或大量放射性釋放的嚴(yán)重事故情景設(shè)置充分的設(shè)計措施確保安全殼屏障完整性相關(guān)參數(shù)滿足驗收準(zhǔn)則以保證安全殼完整性。對于安全殼屏障完整性驗收準(zhǔn)則國內(nèi)外沒有較大分歧，具體驗收準(zhǔn)則和電廠設(shè)計相關(guān)，如堆芯損壞時一回路壓力必須低于2 MPa避免發(fā)生高壓熔堆，但為保證壓力容器堆內(nèi)或堆外成功滯留，部分電廠要求一回路壓力低于1 MPa。

(2) 放射性驗收準(zhǔn)則

HAF102—2016要求在技術(shù)上實(shí)現(xiàn)減輕放射性后果的場外防護(hù)行動是有限的，甚至是可取消的，即要求放射性釋放對公眾和環(huán)境的影響有限。放射性驗收準(zhǔn)則可表述為工作人員或公眾的有效劑量，以便于和應(yīng)急防護(hù)行動相對應(yīng)；也可將核電廠設(shè)計特征與環(huán)境特性解耦，表達(dá)為劑量的放射性驗收準(zhǔn)則可轉(zhuǎn)換為不同放射性核素的可接受活度水平，以便于新堆型設(shè)計之初缺少特定廠址、氣象等條件下也可進(jìn)行實(shí)際消除的論證研究及嚴(yán)重事故緩解措施的總體設(shè)計工作。

WENRA和法國要求實(shí)現(xiàn)3 km的應(yīng)急撤離區(qū)、5 km的隱蔽區(qū)域。法國提出隨著核電安全技術(shù)的提升，CLI的安全目標(biāo)是可以變化的。我國煙羽應(yīng)急計劃區(qū)范圍為以反應(yīng)堆為中心、半徑7～10 km，分為內(nèi)區(qū)和外區(qū)，其中內(nèi)區(qū)為半徑3～5 km范圍，在內(nèi)區(qū)做好在緊急情況下立即采取隱蔽、服用穩(wěn)定碘和緊急撤離等緊急防護(hù)行動[5-6]。參照國際實(shí)踐及我國應(yīng)急準(zhǔn)備和響應(yīng)相關(guān)要求，建議現(xiàn)階段我國有限影響定量準(zhǔn)則為場區(qū)邊界3 km外不需要撤離、5 km外不需要隱蔽，即為實(shí)際消除放射性驗收準(zhǔn)則。

嚴(yán)重事故的驗收準(zhǔn)則通常以概率論安全準(zhǔn)則和確定論驗收準(zhǔn)則的形式表達(dá)。確定論驗收準(zhǔn)則通常包括嚴(yán)重事故后137Cs的長期健康效應(yīng)/釋放應(yīng)低于規(guī)定的限值[7]。對于長期釋放，137Cs的釋放量應(yīng)低于指定的限值(如100 TBq)，對于其他核素，在規(guī)定時間(3個月內(nèi))不應(yīng)造成更大的危險[8]。根據(jù)實(shí)際消除的放射性驗收準(zhǔn)則建議，要求滿足場區(qū)邊界3 km外不需要撤離、5 km外不需要隱蔽。隱蔽的通用優(yōu)化干預(yù)水平是在2 d內(nèi)可防止的劑量為10 mSv，臨時撤離的通用優(yōu)化干預(yù)水平是在不長于1周的期間內(nèi)可防止劑量為50 mSv[5-6]。將核電廠設(shè)計特征與廠址及環(huán)境特性解耦，通過典型事故工況環(huán)境后果分析可推導(dǎo)出137Cs等效放射性活度。

根據(jù)典型事故工況環(huán)境放射性評估，場址邊界3 km處7 d有效劑量為0.191 mSv、場址邊界5 km處2 d有效劑量為0.065 7 mSv時對應(yīng)的安全殼釋放為6.0 TBq等效137Cs[9-10]。根據(jù)隱蔽、撤離的通用優(yōu)化干預(yù)水平，可推算出場址邊界3 km外不需要撤離對應(yīng)的放射性釋放要求小于1 500 TBq等效137Cs，場址邊界5 km外不需要隱蔽對應(yīng)的放射性釋放要求小于1 000 TBq等效137Cs。實(shí)際消除的放射性驗收準(zhǔn)則為3 km外不需要撤離且5 km外不需要隱蔽，因此放射性釋放要求小于1 000 TBq等效137Cs。為滿足實(shí)際消除安全要求需要在設(shè)計上將部分嚴(yán)重事故工況作為堆芯熔化的設(shè)計擴(kuò)展工況(DEC-B)，在設(shè)計中考慮并設(shè)置完善的應(yīng)對措施。綜合考慮國內(nèi)廠址、氣象條件的不確定性，考慮一定裕量，建議DEC-B設(shè)計要求為小于100 TBq等效137Cs，該準(zhǔn)則也是二級PSA分析中大量放射性釋放的準(zhǔn)則。

2) 概率論驗收準(zhǔn)則

實(shí)際消除定義為在物理上不可能發(fā)生或高置信度極不可能發(fā)生。對于核電廠需要實(shí)際消除的事故工況來說，論證原理上不可能發(fā)生是最好的，需要通過核動力廠基本原理設(shè)計的選擇來消除或排除固有危害而實(shí)現(xiàn)固有安全，對于輕水堆核電廠來說，比較難實(shí)現(xiàn)。對于無法在原理上排除不可能的事故序列，應(yīng)采取充分的設(shè)計和運(yùn)行措施確保極不可能發(fā)生。因此新增概率準(zhǔn)則為：每個早期或大量放射性釋放事故工況發(fā)生頻率(ELRF)小于10-8/堆年(點(diǎn)值)。華龍一號審評原則中推薦以每堆年發(fā)生概率小于10-7/堆年作為一種實(shí)際消除的輔助概率判斷值[11]，工程實(shí)踐中通?？紤]高置信度。

采用確定論、概率論方法論證實(shí)際消除可能導(dǎo)致早期或大量放射性釋放的事故工況，并考慮因?qū)σ恍┪锢憩F(xiàn)象認(rèn)識的局限性而導(dǎo)致的不確定性。在使用概率論評價認(rèn)為已經(jīng)實(shí)際消除了每個特定的事故工況時，需要考慮所有不同情況的累積貢獻(xiàn)，不得超過監(jiān)管機(jī)構(gòu)規(guī)定的早期或大量放射性釋放的目標(biāo)值。因此，對于我國新建核電廠，實(shí)際消除還需要滿足CDF小于10-5/堆年、LRF小于10-6/堆年，范圍為功率運(yùn)行和低功率停堆工況下的內(nèi)部、外部事件。根據(jù)IAEA核電廠設(shè)計工況F-C曲線(圖1，其中NO為正常運(yùn)行，AOO為預(yù)計運(yùn)行事件，DBA為設(shè)計基準(zhǔn)事故)及放射性驗收準(zhǔn)則的討論，實(shí)際消除作為安全目標(biāo)，其要求實(shí)際消除的大量釋放和堆芯熔化的設(shè)計擴(kuò)展工況(DEC-B)設(shè)計要求中的放射性釋放有一定的裕量，為避免陡變效應(yīng)，建議新增概率準(zhǔn)則：更大量放射性釋放(MLRF)的累積頻率低于10-7/堆年。

圖1 核電廠設(shè)計工況F-C曲線Fig.1 F-C curve of design condition for nuclear power plant

基于上述分析，設(shè)計上滿足實(shí)際消除需要確保設(shè)計中考慮的嚴(yán)重事故工況在堆芯損壞情景下仍可保證安全殼的完整性，同時不發(fā)生安全殼旁通，另外，實(shí)際消除要求每個工況有應(yīng)對措施且高置信度不可能發(fā)生，實(shí)際消除驗收準(zhǔn)則為：(1) 安全殼屏障完整性，實(shí)際消除工況設(shè)計上有可靠、有效的應(yīng)對措施，包括設(shè)計措施和運(yùn)行管理措施；(2) 每個實(shí)際消除工況發(fā)生頻率(點(diǎn)值)ELRF<10-8/堆年；(3) 累積頻率CDF<10-5/堆年、LRF<10-6/堆年、MLRF<10-7/堆年；(4) 發(fā)生頻率高的事故序列放射性后果有限，滿足DEC-B設(shè)計要求(小于100 TBq等效137Cs)及實(shí)際消除安全目標(biāo)(3 km外不需要撤離、5 km外不需要隱蔽)。

2.2 實(shí)際消除論證方法

實(shí)際消除的論證主要采用確定論和概率論方法，基于本文中確定的實(shí)際消除驗收準(zhǔn)則，形成實(shí)際消除的論證方法和流程，該分析流程針對物理上可能發(fā)生的事故工況的實(shí)際消除論證，主要包括以下內(nèi)容。

1) 確定實(shí)際消除工況，闡述實(shí)際消除工況在設(shè)計上有應(yīng)對措施。實(shí)際消除工況必須設(shè)置相應(yīng)的預(yù)防和緩解措施，包括設(shè)計及運(yùn)行管理措施。對于壓力容器破裂、安全殼旁通等事故情景主要從預(yù)防角度進(jìn)行考慮。

2) 論證實(shí)際消除工況的應(yīng)對措施可靠有效，選取典型事故工況論證實(shí)際消除工況應(yīng)對措施的有效性。驗收準(zhǔn)則主要關(guān)注安全殼屏障完整性相關(guān)參數(shù)，包括一回路壓力、堆芯熔融物可冷卻性、安全殼壓力、安全殼內(nèi)氫氣濃度等。

3) 論證每個實(shí)際消除工況發(fā)生頻率ELRF<10-8/堆年，開展二級PSA分析計算單個工況發(fā)生頻率。

4) 論證累積頻率CDF<10-5/堆年、LRF<10-6/堆年、MLRF<10-7/堆年。開展全范圍PSA分析計算CDF、超過DEC-B驗收準(zhǔn)則的放射性釋放累積頻率LRF、超過實(shí)際消除放射性驗收準(zhǔn)則的累積頻率MLRF。

5) 論證發(fā)生頻率高的事故序列放射性后果有限，僅需要在有限的區(qū)域和時間上采取有限的防護(hù)行動。發(fā)生頻率高的嚴(yán)重事故工況作為設(shè)計中考慮的工況，該工況需要滿足放射性驗收準(zhǔn)則，即滿足DEC-B設(shè)計要求及實(shí)際消除安全目標(biāo)(3 km外不需要撤離、5 km外不需要隱蔽)。通過二級PSA分析識別發(fā)生頻率高于10-8/堆年的事故工況，并選取典型事故序列進(jìn)行環(huán)境輻射后果評價。

3 華龍一號設(shè)計上實(shí)現(xiàn)實(shí)際消除論證

根據(jù)上文提出的實(shí)際消除具體工況、驗收準(zhǔn)則及論證方法和流程進(jìn)行華龍一號設(shè)計上實(shí)現(xiàn)實(shí)際消除的論證。

3.1 實(shí)際消除工況有應(yīng)對措施且可靠、有效

以安全殼直接加熱導(dǎo)致安全殼早期失效的嚴(yán)重事故工況的實(shí)際消除論證為例進(jìn)行闡述。本事故的事故情景是壓力容器失效時的高壓熔噴，這種事件可能因安全殼直接加熱、可能同時發(fā)生氫氣燃燒或熔融物直接沖擊安全相關(guān)設(shè)備和安全殼，對安全殼完整性造成早期威脅。

1) 設(shè)計上有應(yīng)對措施

使用冗余和多樣化系統(tǒng)通過縱深防御來預(yù)防高壓熔堆。提供高度可靠的熱量導(dǎo)出功能，通過電動、氣動輔助給水、大氣釋放閥進(jìn)行二次側(cè)充排及二次側(cè)余熱排出系統(tǒng)以受控和可靠方式使一次側(cè)卸壓。另外，通過一回路快速卸壓系統(tǒng)對一次側(cè)直接卸壓，防止高壓熔堆現(xiàn)象的發(fā)生。

2) 應(yīng)對措施可靠、有效

喪失全部給水疊加多重安全功能失效的事故序列為典型高壓熔堆事故，華龍一號針對該事故進(jìn)行一回路快速卸壓計算分析。結(jié)果表明：當(dāng)堆芯出口溫度達(dá)到650 ℃，手動打開一列快速卸壓閥，壓力容器下封頭失效時反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力低于發(fā)生高壓熔噴事故的壓力限值，可有效避免高壓熔堆事故。另外，一回路快速卸壓閥經(jīng)過嚴(yán)重事故環(huán)境鑒定，可確保在嚴(yán)重事故下可用。

3) 發(fā)生頻率低于10-8/堆年

對DCH事故進(jìn)行確定論計算分析，計算安全殼壓力，并與安全殼失效概率曲線相比，導(dǎo)致安全殼失效的可能性很低。通過PSA分析表明，高壓熔堆導(dǎo)致安全殼失效造成早期大量放射性釋放的可能性低于10-8/堆年。因此華龍一號該事故工況可認(rèn)為已被實(shí)際消除。針對每個實(shí)際消除工況，華龍一號有可靠有效設(shè)計措施(表1)，并經(jīng)過嚴(yán)重事故鑒定確保惡劣環(huán)境下可用，同時設(shè)置完善的事故管理程序，包括應(yīng)急運(yùn)行規(guī)程(EOP)、嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則(SAMG)、大范圍損傷管理導(dǎo)則(EDMG)、應(yīng)急計劃。因此，華龍一號設(shè)計滿足安全殼屏障完整性驗收準(zhǔn)則。

表1 華龍一號實(shí)際消除工況應(yīng)對措施Table 1 Countermeasure for practical elimination condition for HPR1000

3.2 每個實(shí)際消除工況發(fā)生頻率論證

通過開展二級PSA計算導(dǎo)致早期或大量放射性釋放的事故工況發(fā)生頻率及放射性釋放量(表2)。分析結(jié)果表明，華龍一號滿足驗收準(zhǔn)則ELRF<10-8/堆年。

3.3 累積頻率論證

對華龍一號開展了內(nèi)部事件、外部事件、功率運(yùn)行和低功率停堆工況全范圍PSA分析，計算不同事故工況放射性釋放量(表2)，得到華龍一號累積頻率。分析結(jié)果表明，華龍一號滿足CDF<10-5堆年、LRF<10-6/堆年、MLRF<10-7/堆年的累積頻率準(zhǔn)則。

表2 華龍一號每個事故工況發(fā)生頻率及放射性釋放量Table 2 Frequency and quantity of radioactive release of each accident condition for HPR1000

3.4 發(fā)生頻率高的事故序列放射性后果有限

通過二級PSA分析識別大于10-8/堆年的事故序列為堆芯損壞后嚴(yán)重事故緩解措施有效、最終安全殼完好的事故序列，根據(jù)表2，安全殼完好事故類放射性釋放遠(yuǎn)小于DEC-B設(shè)計要求(小于100 TBq等效137Cs)。選取典型工況開展了環(huán)境放射性后果分析，全廠斷電始發(fā)的嚴(yán)重事故放射性后果在非居住區(qū)邊界(500 m)的有效劑量為2.73 mSv[12]，遠(yuǎn)小于隱蔽和撤離的通用優(yōu)化干預(yù)水平。因此對于發(fā)生頻率高的事故工況，華龍一號放射性后果有限，滿足實(shí)際消除的安全目標(biāo)，即場址邊界3 km外不需要撤離、5 km外不需要隱蔽的CLI。

4 實(shí)際消除驗收準(zhǔn)則敏感性研究

對不同場址邊界不需要隱蔽、撤離對應(yīng)的放射性釋放量進(jìn)行了敏感性分析，結(jié)果列于表3。

表3 放射性釋放量敏感性分析Table 3 Sensitivity analysis for quantity of radioactive release

華龍一號目前設(shè)計滿足場址邊界500 m外不需要緊急防護(hù)行動。綜合考慮不同廠址特征、氣象條件、計算不確定性及國際實(shí)踐，建議現(xiàn)階段我國CLI為3 km外不需要撤離、5 km外不需要隱蔽。隨著核電安全技術(shù)的提升，有限時間有限空間采取有限操作的安全目標(biāo)是可以變化的。

5 結(jié)論與展望

本文對實(shí)際消除的技術(shù)要求、我國現(xiàn)階段定量驗收準(zhǔn)則及核電廠設(shè)計上實(shí)現(xiàn)實(shí)際消除的論證方法進(jìn)行了研究，得到如下主要結(jié)論。

1) 實(shí)際消除是對核電廠安全設(shè)計提出的更高要求，但不是要求沒有釋放而是可能導(dǎo)致早期或大量放射性釋放的事故工況被實(shí)際消除，未被實(shí)際消除的工況需要在設(shè)計中充分考慮使其放射性后果有限。

2) 首次提出我國現(xiàn)階段實(shí)際消除的確定論、概率論驗收準(zhǔn)則建議，明確了實(shí)際消除放射性驗收準(zhǔn)則和DEC-B設(shè)計要求。本文提出的實(shí)際消除定量驗收準(zhǔn)則可識別核電廠嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解薄弱環(huán)節(jié)、指導(dǎo)核電廠嚴(yán)重事故緩解措施總體設(shè)計以提高安全性，同時在滿足安全目標(biāo)前提下可精簡設(shè)計提高經(jīng)濟(jì)性。

3) 提出核電廠內(nèi)部事件導(dǎo)致的早期或大量放射性釋放實(shí)際消除的論證方法和流程，并以華龍一號為例進(jìn)行分析，結(jié)果表明，華龍一號更加充分考慮了嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措施，即使發(fā)生設(shè)計中考慮的嚴(yán)重事故也可保證安全殼的有效包容，設(shè)計上實(shí)現(xiàn)了實(shí)際消除。

本文提出的實(shí)際消除相關(guān)見解和華龍一號的應(yīng)用實(shí)踐具有較好的理論研究價值和工程實(shí)踐意義，相關(guān)研究結(jié)果也可推廣應(yīng)用于其他類型核動力廠。實(shí)際消除不是絕對安全而是放射性釋放影響有限，建議后續(xù)業(yè)界共同研究，綜合考慮核電廠安全性和經(jīng)濟(jì)性，提出“有限空間有限時間執(zhí)行有限防護(hù)行動”既現(xiàn)實(shí)又滿足核安全法規(guī)及應(yīng)用需求的設(shè)計要求，為先進(jìn)核電廠總體設(shè)計提供基礎(chǔ)。