船舶核动力装置安全目标的初步研究

张永发,童节娟,蔡 琦,周 羽

(1.清华大学核能与新能源技术研究院,北京 100084;2.海军工程大学船舶与动力学院,湖北 武汉 430033)

安全目标是核动力装置安全评价的重要指标,是开展评价的基础和前提。从内涵上讲,安全目标是为了说明“什么样的安全才是足够的安全”的问题,即为建立核电厂安全性和经济性之间的平衡确定可操作、可量化的标准。

本文以探索和研究船舶核动力装置安全目标为契机,对国际上现有的安全目标体系进行了梳理,并就其中某些重要内容进行了分析,然后在此基础之上,结合船舶核动力装置特点,对建立其安全目标的宗旨、框架、内容等进行了分析,并提出了若干建议。

本文第1节简要介绍IAEA和NRC两个安全目标体系。第2小节主要结合船舶核动力装置的特点,分析其安全目标制定中的注意事项以及可能的体系与内容。第3小节对本文内容进行总结和归纳。

1 核电厂现有安全目标体系及其分析

IAEA和NRC所提出的核电厂安全目标体系是目前被国际核工业界普遍采用和借鉴的,虽然它们在安全目标的具体表述和体系结构上有所差异,但是对于安全目标本质的认识和理解是一致的,即认为安全目标应当是整个安全管理体系的一个重要组成部分,对于有效地提高核电厂运行安全的管理水平来说,建立和实施安全目标是一个有吸引力的途径。它的本质是为了说明“什么样的安全才是足够的安全”的问题,同时它们都承认,安全目标不是要消除风险,而是控制风险,比如75-INSAG-3中的技术安全目标就是对核电厂控制风险所采取措施的阐述。可以说安全目标既是核电厂安全运行期望的结果,又是提高安全水平的一种手段和工具。下面分别就两个机构的安全目标定义进行介绍。我国核电厂的安全目标研究和应用情况大致是：对于现有核电厂,我国核安全监管当局并未在有关的法律法规中规定明确的安全目标,在实际操作中一般参考当前国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)所给出的安全目标定义,安全目标所规定的数值一般仅作为概率安全评价(PSA)的参考值。

1.1 国际原子能机构(IAEA)

IAEA有关核电厂安全目标的表述主要体现在 75-INSAG-3“Basic Safety Princip les for Nuclear Power Plants”[2]和它的修改版 75-INSAG-12[3],以及 IAEA-N o.NS-R-1[4]和 IAEANo.NS-G-1.2[5]中,详细内容和变更情况可以见表1。

表1 IAEA安全目标体系构成及演变Table1 The IAEA safety goal system and its evolution

续表

1.2 美国核管会(NRC)

美国NRC对于安全目标的制定和研究在1979年三哩岛事故之后,得到大力推动。下面以其发布的3个版本的核电厂安全目标政策声明为依据,介绍美国在核电厂安全目标问题上的发展历程,以及其所制定安全目标的基本内容。详细可以见表2。

表2 美国NRC安全目标体系及其演变Table2 The NRC sa fety goal system and its evolution

续表

为了能够在实际分析中对安全目标进行评估,目前核电厂一般采用其他辅助目标作为安全评价的判断依据,下面对基本安全目标、辅助安全目标,以及它们的关系等进行介绍。

基本目标与辅助目标(或安全目标及其导出值)

NRC关于安全目标最终政策声明[1]中所采用的个人和社会风险的定量健康目标(QHO)属于高层基本目标,这类目标与安全管理的最终目的是保护公众的健康与安全的原则是一致的。但是,由于个人和社会风险的评估存在很大的不确定性,通常采用其他类型的安全目标进行评价,目前最广泛采用的是堆芯损坏频率(CDF)限值和放射性早期释放频率(LERF)。为了与基本目标相区别,一般称这类目标为辅助安全目标。如上所述,在NRC的安全目标框架内,将CDF定义为辅助安全目标(10-4/堆◦年),而将放射性物质通过安全壳向环境大量释放的频率作为电厂的安全性能指南(10-6/堆◦年)。

从这里可以看出,我们平常所说的概率安全目标其实是个人和社会风险的定量健康目标的辅助目标,或称为导出值。

2 船用核动力装置安全目标制定中若干问题的研究

船舶核动力装置的安全性一直以来都受到世界各国的关注,但是关于其安全目标体系的研究还比较少,只在有关的设计文件中对于装置安全性做了一般性的原则规定。它们一般强调船上人员和公众的安全,在反应堆所有运行工况下都应当保证人员所受的电离辐射都保持在合理可行尽量低的水平。为此,船舶核动力装置在设计、建造、运行和维护过程中都应当坚持高标准、高质量,以确保安全目标的实现。

随着对装置安全性要求的进一步提高,以及核电厂安全目标体系研究经验的积累,使得船舶核动力装置安全目标体系的研究变得更加必要和可行。本节从安全目标的宗旨、框架、内容、实现手段和未来应用领域等方面对其进行探索,并提出一些建议和意见。

(1)宗旨

安全关注的中心问题是人的生命健康,船舶核动力装置也不例外,从人员与装置的关系出发,人员一般划分为工作人员(或职业人员)和社会公众;从造成人员健康危害的原因可以分为放射性和非放射性两大类。对于船舶核动力装置而言,保障工作人员的生命健康是第一位的,因为他们的生存状况直接影响船舶的总体安全,对于社会公众的影响大小由于受到事故类别、所处的外部环境(当时当地的气象水文条件等)等影响,具有极大的不确定性,很难进行有效评估,所以考虑其对环境的风险更加可行(可以先不直接考虑对公众健康的影响);另外,对于核动力装置而言,放射性危害是要防范的主要危害源,但非放射性危害也同样非常重要,在对核动力装置的安全评估中应该给予相当的重视。

综上所述,船舶核动力装置安全目标的宗旨应该是通过有效的方式促使船舶运行达到很高的安全标准,将船舶运行对工作人员健康(包括放射性和非放射性两类原因)和环境(主要是指放射性危害)的风险降低到合理可行尽量低的水平。

(2)框架与内容

根据⑴中关于安全目标宗旨的描述可以看到,船舶核动力装置的安全目标除了强调放射性安全的高度重要性之外,还应当重视非放射性安全的影响,因此对于安全目标的内容来说,定性、定量目标均与核电厂存在一定的差异。本文对船舶核动力装置安全目标的框架与内容做了如下一些初步探索和建议。

本文建议船舶核动力装置的安全目标表述可以参考IAEA安全目标体系,主要包括定性描述的总目标及辅助目标(简称为定性目标),以及采用定量描述的概率安全目标(简称为定量目标)两部分。其中定性目标部分与IAEA相比基本相同,只是在内涵理解上,船舶核动力装置更强调事故影响的长期性和综合性。这主要是由于核动力装置作为船舶动力而与船体产生密切的耦合关系而导致的。但它的概率安全目标体系与核电厂有较大的差异。

概率安全目标是衡量反应堆是否达到定性安全目标要求的重要标准,它本身也是安全目标体系的重要组成部分。对于核电厂来说,概率安全目标一般分为两个部分,一是堆芯损伤频率;二是早期大量放射性释放频率。

船用反应堆作为船舶的动力源,是一个移动的特殊核设施。考虑它的安全性时,不但要考虑运行、停堆、事故等工况,而且还必须考虑船舶所在的位置。综合考虑船体安全和反应堆安全的因素,可以将船舶运行分为两种情况：一远海航行;二近海航行或港口备航。对这两种情况在概率安全目标内容上应该分别考虑。

首先,讨论第一种情况,即远海航行。建议概率安全目标可以由以下两个部分组成,一是用“船舶长时间丧失主动力”(核动力装置长时间无法工作)代替“堆芯损伤”;二用“放射性物质大量释放频率”代替“早期大量放射性释放频率”。这样做的理由主要有以下两点,一是因为对于远海航行的船舶来说,它的安全性严重依赖于主动力,一旦长时间(该时间值由特定船舶的设计特性决定,比如应急动力的持续时间、反应堆重启所需要的条件等)丧失主动力,船舶将处于自由漂浮状态,受到潮流冲击、触礁、撞击的可能性将大大增加。即使动力装置在事故后安全停闭反应堆,但由于后续船体事故(如翻船、沉没等)仍然可能导致反应堆最终的不安全,从而对环境和社会造成重大影响,所以,选择“船舶长时间丧失主动力”能够比较合适地反映人们对核动力船舶安全的认识和感受。二是对于远海航行的船舶来说,由于远离陆地,一旦发生核事故之后,除了采用有限的船内应急措施之外,很难采取有效办法来缓解其对船外的影响,而且由于远离社会公众,因此也不涉及进行人员疏散和防护等早期应急响应措施,所以对于船舶核动力装置来说,是否为早期大量放射性释放[8-9]对事故后果的影响并不大,因此考虑“放射性物质大量释放频率”是比较合适的。

接下来,讨论第二种情况,即近海航行或港口内备航。一方面由于靠近陆地或位于港口内,如果船舶发生事故,比较容易获取外部支援以缓解事故,或者可以仅依靠应急动力返回安全区域进行维修和事故处理等;另一方面如果反应堆发生核事故,释放的放射性物质会对周边公众造成直接影响,因此这种情况与核电厂反应堆事故比较类似。可以采用与核电厂相同的概率安全目标。即考虑“堆芯损伤”和“早期大量放射性释放频率”两个目标值。

关于船舶核动力装置的详细安全目标体系及内容可以参见表3。

对于概率目标定量数值的确定,应注意以下问题。

第一,概率目标值的确定应该以定性目标为出发点,结合装置自身特性和运行环境来确定。定量的概率安全目标,应该要能够保证定性目标的实现,在有较大不确定性的情况下,定量目标应该有足够的保守性。核电厂所确定的10-4/堆◦年(堆芯损伤频率)和 10-5/堆◦年(早期大量放射性释放),不宜照搬到船舶的安全目标中来。

表3 船舶核动力装置安全目标体系Table 3 The sa fety goal system ofmarinenuclear power installation

第二,船舶核动力装置的概率安全目标值还应该与船舶的总体安全水平相协调,比如考虑船舶遭遇海难或撞击等的生存能力,动力装置的安全水平并不是越高越好,而应该是与船舶总体安全水平保持协调。对船舶自身来说,其主要事故是碰撞和搁浅,它的风险水平可以通过统计分析方法和数学模型等方法[10]来进行。统计分析方法,可以“全球离岸工程事故数据库”(WORD)和MSIS数据库等为基础,建立船舶碰撞和搁浅的故障树或事件树模型,根据统计的数据,获得最终的概率。或者利用贝叶斯方法进行评估。数学模型方法可以对具体航行区进行数学建模,比如根据Fu jii的分析结果,得到在某海域船舶发生碰撞和搁浅的概率为0.5×10-4～2×10-4。

第三,尽量考虑设计的均衡性,与核电厂一样,在制定船舶核动力装置的概率安全目标时,也应该考虑到核动力装置本身(如一回路、二回路)与反应堆舱室防护水平的协调性,使它们在设计上保持均衡,但由于船舶的特殊性,对装置的安全性,更侧重于动力装置自身对事故的防御能力,因此还应当兼顾和突出动力装置的特殊安全要求。

第四,安全目标所涵盖的范围应以动力装置为边界,应与总目标有密切的内在联系,有便于评估的特性(比如对环境损坏评估准则的确定等)。比如,对于2级安全目标数值的确定可以借鉴国际海事组织(IMO)关于油轮碰撞和搁浅的环境风险计算方法,根据类似于普通船舶的污染防止指标[10](式(1))来确定所允许的大量放射性释放频率。

式中：P0、OM、OE为变更设计方案的船舶原油泄漏参数(主要是指零泄漏概率、平均泄漏量参数和最大泄漏量参数);

POR、OMR、OER为IMO 提供的相应尺寸船舶的原油泄漏参数;

要求在船舶设计过程中,E≥1.0。

比如,大致可以按照如下步骤评估2级安全目标数值：

①收集船舶事故和动力装置放射性释放事故的有关数据;

②根据事故类型,计算放射性释放量;

③计算有关船舶放射性释放的参数;

④计算环境污染防止指标(可以参考IMO对油轮环境风险的要求)。

(3)应用领域

从核电厂的经验来看,安全目标除了提出电厂安全运行的期望水平之外,另一个重要作用就是作为提高和改进电厂安全的手段和工具,而这一作用的实现,一般都要依赖于PSA技术。但是目前船舶核动力装置的PSA工作尚处于起步阶段,积累的可靠性数据也非常有限,因此在安全目标的应用领域上,侧重点也存在一些差异。

首先,由于评估船舶总体安全水平的困难和放射性物质对人员健康和环境风险影响的巨大不确定性,提出安全目标(概率论安全目标值)的具体数值尚需要经历很长的过程才能实现;其次,即使该数值确定,以目前可靠性数据积累的现状,要有效地评估装置安全水平也仍然比较困难。因此,船舶核动力装置安全目标的使用应该侧重于相对数值的比较,以及安全目标对安全内容的关切。比如,以安全目标为基本判断准则来改进设计方案、修改维修计划、变更试验和检查周期等。

对于船舶核动力装置而言,安全目标的另外一个重要应用是着眼于保障主动力不丧失而开展的运行安全分析,它以安全目标为准则,结合装置和人员的响应特性,研究和制定可行的应急预案,以提高船舶的生命力。

今后,随着条件的日益成熟,可以逐步实现对动力装置,甚至整个船舶的绝对安全水平的评估,并以此作为衡量动力装置或船舶安全水平的参考依据。

3 总结

本文总结和梳理了核电厂安全目标体系的发展历程和内容体系,并对现有的两大安全目标体系(IAEA和NRC)进行了简述,然后以核电厂安全目标的研究和实践经验为基础,结合船舶核动力装置的特点,对建立船舶核动力装置的安全目标体系进行一些探索和思考,并在安全目标的宗旨、框架、具体内容(尤其是概率安全目标)、未来的应用领域等方面提出了一些建议。本文将船舶所处区域划分成远海航行和近海航行及港口备航两种情况进行讨论,分别建立了相应的概率安全目标准则。关于船舶核动力装置安全目标的定量化数值还需要在综合船舶总体安全水平、平衡设计等因素的基础上进一步研究才能得到。

[1] USNRC.Safety for the Operation of Nuclear Power Plants[J].Federal Register,1986,51(149：28044).

[2] IAEA.Safety Series 75-INSAG-3,Basic Safety Principles fo r Nuc lear Pow er Plants[R].1988.

[3] IAEA.Safety Series75-INSAG-12,Basic Safety Principles fo r Nuclear Power Plants[R].75-INSAG-3 Rev.1,1999.

[4] IAEA.Safety Standard s Series No.NS-R-1,Safety of Nu clear Pow er Plants：Design[R].2000.

[5] IAEA.Safety Standards Series No.NS-G-1.2,Safety Assessment and Verification for Nuclear Power Plan ts[R].2001.

[6] USNRC.Safety Goals for the Operation of Nuclear Pow er Plants[J].Federal Register,1982,47：7023.

[7] NSNRC.Safety Goals for the Operation of Nuclear Power Plants[J].Federal Register,1983,48：10772.

[8] 汤博.关于核电厂安全目标的确定问题[J].核安全,2007,2：8-11.

[9] 戴立操.核电厂安全目标及实现[J].工业安全与环保,2004,30(3)：44-46.

[10]陈刚.船舶结构碰撞与搁浅风险分析[D].上海交通大学,2001.