应急行动水平体系相关性分析

梁 坤 康黎坚

（海南核电有限公司 海南昌江）

应急行动水平（EAL）是核电厂应急计划的主要内容之一，是核电厂进行应急状态分级的有效手段和依据[1]。美国的EAL制定方法学在国际上具有广泛认可的权威性和代表性，我国业已运行的核电站大多采用美国的NEI99-01系列文件为依据制定本厂的EAL体系。在该系列文件中对IC发展逻辑及众多EAL之间的相关性缺乏描述，而明确IC的发展逻辑，研究清楚各条EAL及其相互关系不仅有利于核电厂制定各自的EAL，而且有利于核电厂工作人员据此及时准确宣布应急状态等级，把握不同状态下核电厂的发展趋势。基于此，本论文以NEI99-01《应急行动水平制定指南》第五版内容为基础，对其中IC的发展逻辑进行提炼。

1.应急状态等级之间的逻辑关系

各应急状态等级之间的相关性是应急状态变更的基础和依据。在应急状态等级下发展建立的初始条件应满足应急状态等级的分级要求。NEI 99-01建立了4个应急状态等级，按照严重性增加的顺序，依次为异常事件通告（NOUE）、警报（ALERT）、场区应急（SAE）和总体应急（GE）。这4个应急状态等级的划分，主要考虑以下3方面因素。

（1）对辐射安全的潜在影响，这里的影响可以是当时已了解的，也可以是可合理预测的。

（2）电厂超出其预先确定的设计、安全和运行范围的程度。

（3）出现的影响健康的状况能否局限在场区边界之内。由于不同的应急状态等级所考虑的因素是一样的，所以他们之间就必然存在一定的相关性。应急状态等级逻辑关系见图1。

在该图表中，用EC所代表的电厂状态对4个EC做出了新的表述，新的表述更容易反应它们之间的发展逻辑，更具有操作性，利于用电厂数据进行量化。该图表总结出以下两方面的信息：①4个应急状态等级可以是相互独立的，均以当前核电厂的运行状态对核电厂安全可能造成的影响为依据而确定。②4个应急状态等级之间又是相互联系的，较高的EC都可以由较低的EC发展而来，也就是说，如果针对较低的EC所做出的响应并没有达到预期的效果，起到缓解危险或恢复至安全状态的作用，就有可能导致宣布较高的EC，最高的EC可能是前期所有响应失效的结果。

图1 应急状态等级逻辑关系

2.初始条件相关性

IC是联系应急状态等级和EAL之间的纽带，IC所包含的内容多于针对IC给出的EAL所包含的内容。建立IC之间的相关性，不仅可以将目前给出的所有EAL举例包含在内以反应其关系，也有利于发展新的EAL。初始条件之间的相关性以主逻辑框架的形式呈现出来。考虑到识别类D（卸料站故障）和识别类E（与独立的乏燃料存储装置相关的事件）并不针对核电站反应堆，所以这两个识别类的内容并没有体现在逻辑框架里。同时因为识别类C（冷停堆/换料系统故障）的内容可以包含于识别类S（系统故障），所以没有针对识别类C单独列出分支。主逻辑框架方框中的内容不直接对应某一IC，而是作为一类IC的代表，它们之间的相关性能够反应IC之间的相关性。根据核电厂仪表示数或者工作人员判断，核电厂的状态满足某一方框中的内容时，就需要宣布该方框所在横行对应的应急状态等级（如只有“安全壳任何丧失或潜在丧失”发生时，宣布“异常事件通告”，当“安全壳任何丧失或潜在丧失”和“核电厂安全功能未能执行”同时发生时需要宣布“总体应急”）。位于同一横行所有方框的内容代表的对电厂的安全水平的影响是相同的。主逻辑框架纵向分为6列，除最右边“应急指挥判断”适合于每一个识别类外，每一列的内容都对应一个识别类。这4个识别类从不同的角度考虑影响电厂的安全问题，不同识别类之间部分内容相互重叠，但这4个识别类包含目前核电厂反应堆可能遇到的所有问题。主逻辑框架中提到的安全功能是指反应性控制功能、堆芯冷却功能和核电厂重要供电能力等方面功能。

3.NEI07-01简介

《先进非能动轻水堆应急行动水平制定方法学》是以美国核管会（NRC）的文件NEI99-01系列《应急行动水平制定指南》第四版、第五版内容为基础制定的。该方法学主要针对美国西屋公司的AP1000堆型和GE-Hitachi的ESBWR堆型。NEI07-01中依然沿用NEI99-01中的应急状态等级，划分应急状态等级的依据以及对4个应急状态等级的定义都没有变化。沿用NEI99-01中关于初始条件、应急行动水平的定义，并且同样将这两者按照基于征兆、基于事件、基于屏障进行了划分。NEI07-01中对EAL的特性的要求和NEI99-01中做出的要求一样。对一些特定名词的解释也没有做出改变。这样做是为了满足应急行动水平的一致性特点，即有效地确保即使核电厂采用的堆型不同，当宣布同一应急状态等级时，代表的对场内外的影响水平是一样的。在与堆型无关的其他因素上没有做出大的变化有利于对前期EAL研究成果的继承，有利于不同的核电厂之间经验的交流。因为AP1000设计上的不同，也带来了一些EAL制定方法学上的变化，这些变化体现出了先进非能动轻水堆的特点，也给AP1000堆型的核电站制定应急行动水平提供了方便。这些改变主要体现在以下方面。

（1）AP1000堆型设计要求，两个AP1000反应堆之间不能使用共同的安全系统或安全功能。这样，与多机组的二代堆型核电厂相比较，由于没有共享安全系统或功能，所以降低了这些系统或安全功能受损时造成的影响。

（2）AP1000核电厂的设计中广泛采用了现代的模块化施工技术，设计中不仅采纳了由供货商设计的设备包，也包括采用大型结构的模块和特殊的设备模块。使得不同厂址的AP1000核电厂反应堆之间的差异性减少，更容易满足EAL之间的一致性。

（3）与现有的核电厂相比，AP1000先进核电厂的人机接口进行了简化，操纵人员误操作的概率进一步下降，运行、测试和维护更加简化。这样的设计特点提高了AP1000核电厂的固有安全性。延缓某些事故的发展速度，留给工作人员更多的响应时间。这些设计上的改变给制定EAL带来了变化，但是这些变化并没有影响到需要维护的安全功能。针对NEI99-01提炼的主逻辑框架也适合于NEI07-01。

4.结语

核电厂事件发展遵循一定的逻辑，核电厂应急计划不应就事论事，明确事件发生的原因以及可能引起的更恶劣事件，能更有效的把握电厂运行趋势，维护电厂的安全。