CAP1400安全设计与实际消除大量放射性释放

严锦泉，史国宝，林诚格，詹文辉，*，田　林（.上海核工程研究设计院，上海　0033；.国家核电技术公司，北京　0009）



CAP1400安全设计与实际消除大量放射性释放

严锦泉1，史国宝1，林诚格2，詹文辉1，*，田林1
（1.上海核工程研究设计院，上海200233；2.国家核电技术公司，北京100029）

摘要：本文研究了核安全规划中关于“实际消除大量放射性物质释放的可能性”这一安全目标要求的技术内涵，从确定论和概率论两方面提出了对“设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性”的解读，给出了确定论设计和分析要求，同时，建议概率安全目标中的大量放射性物质释放频率不超过1×10-7/堆年，并建议将放射性释放量超过500TBq剂量等效131I的放射性释放定为“大量放射性释放”。在对比分析了CAP1400安全设计与上述要求的符合性后，认为CAP1400设计可满足“实际消除”安全目标。

关键词：核安全目标；实际消除；大量放射性释放；CAP1400；安全设计

2011年3月11日，日本福岛核电厂因强震和海啸引发了震惊世界的核事故，再次引起人们对核电安全的强烈关注。由于采取了应急撤离，福岛核事故并未导致放射性危害公众致死事件的发生，但放射性排放对环境的影响以及因撤离引起的巨大社会影响是公众所不能接受的。如何进一步提高核电厂的安全水平，从源头上降低甚至消除核电厂对公众、环境和社会的综合影响，成为摆在核电界面前的一个非常紧迫的课题。

在充分吸取福岛核事故教训的基础上，由国家核安全局牵头编制的《核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》［1］中明确要求：“十三五”及以后建设的核电机组，力争实现从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性。

这表明核安全监管机构对核电厂安全水平提出了更高的要求［2］。对于如何理解这一核安全目标、如何在设计上满足要求，业内展开了广泛的研究和讨论［3，4］。作为前期相关工作［5，6］的延续，本文在调研分析的基础上，结合CAP1400核电设计实践及相关交流经验［6］，提出了对应的技术见解。

1　国际组织和其他国家的经验

经济合作与发展组织（Organization of Econmic and Co-operation Development，简称OECD）的多国设计评价计划项目（Multinational Design Evaluation Programme，简称MDEP）对核安全目标进行了分级［7］，给出了“金字塔型”核电厂安全目标分级结构，包括：顶层安全目标、高级别安全目标、次级别安全目标以及技术措施和特定的安全指标。

“从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性”应属于高级别安全目标，考虑了对人员和公众的健康风险、保护环境、减轻核事故对社会和经济带来的重大影响。本节将结合安全目标的分级结构对国际原子能机构（International Atomic Energy Agency，简称IAEA）、美国以及欧洲的安全目标要求进行分析。

1.1国际原子能机构

国际原子能机构在2006年出版的《安全基本法则》［8］（SF-1）中给出了核安全的顶层安全目标和高级别安全目标要求。顶层安全目标（L1），也即根本安全目标——“保护人类和环境免遭电离辐射的危害”。为了实现这一根本安全目标，法则制订了10项基本原则作为高级别安全目标（L2），为支撑顶层安全目标和高级别安全目标，针对核设施的设计、建造、运行和退役及其他活动制定了相应的次级别安全要求和具体的技术要求（L3和L4）。

在国际原子能机构核电厂安全系列出版物SSR-2/1［9］中对新建核电厂的安全设计要求为：必须实际消除可能导致高辐射剂量或高放射性物质释放量的事件序列，对于发生频率高的事件序列不得存在潜在的放射后果或只能存在轻微的放射后果。一个重要的目标是采用技术手段限制甚至排除采取场外应急措施以减轻放射后果的必要性，虽然负责部门或许仍会要求采取此类措施。

国际原子能机构在NS-G-1.10《核电厂安全壳设计安全导则》［10］中要求，对新建核电厂的安全壳系统设计应考虑可能的严重事故，而对严重事故的考虑应以实际消除如下情形为目标：

（1）由于氢气爆炸、直接加热或蒸汽爆炸等严重事故可能引起的早期阶段安全壳损坏；

（2）由于安全壳超压、底板熔穿或引起的晚期阶段安全壳损坏的严重事故；

（3）在停堆状态安全壳处于敞开条件下的严重事故；

（4）安全壳旁路如蒸汽发生器传热管破损、发生界面LOCA等导致的严重事故。

图1　核电厂安全目标“金字塔型”结构Fig.1 Hierarchical structure for NPP safety objectives

1.2美国

美国核管会（Nuclear Regulatory Commission，简称NRC）于1986年的政策声明中提出核电厂运行的安全目标，该政策声明根据核电厂不应显著增加社会风险的这个顶层安全目标（L1），确定了两条定性的高级别安全目标（L2）：为公众、个体提供足够的保护，核电厂运行不会使个体的生命和健康受到显著的额外风险；核电厂运行风险应该基本等于或小于其他可竞争技术的发电对社会的生命和健康的风险，不应该明显增加社会风险。

确定了相应的定量安全目标要求（L2）以实现这两条安全目标：

核电厂事故对附近居民的急性死亡风险应低于公民所遭受的其他事故引起的急性死亡风险总量的千分之一；核电厂事故对周边居民的癌症死亡风险应低于其他所有原因引起的癌症死亡风险总量的千分之一。

如何满足这两个“千分之一”的目标？NUREG/CR-6595中［11］对大量放射性早期释放概率（Large Early Refease Frequency，简称LERF）的定义是“在有效地疏散紧邻电厂的居民之前，导致放射性物质大量地、未被缓解地从安全壳向外界释放，从而可能造成早期健康影响的事故概率”。早期释放概率是早期死亡定量化健康目标（Quantitative Health Objective，简称QHO）的代名词，而堆芯损伤概率（Core Damage Frequency，简称CDF）则是潜在健康效应的代名词。

统计数据表明，美国国内由于交通事故导致的人员致死风险约5×10-4/年，根据“千分之一”的要求，则核电厂事故在离厂址边界1.6 km （1英里）范围内导致的个人早期致死的风险应小于5×10-7/堆年。另外，美国国内由于其他原因导致的人员癌症死亡率为2×10-3/年，同样根据“千分之一”的要求，则核电厂事故在离厂址边界16 km（10英里）范围内导致的人员癌症致死的风险应小于2×10-6/堆年。为了进一步明确这两个千分之一的目标，核管会提出了核电厂安全设计导出的概率安全定量化目标［12］（L3）：

针对早期致死定量化健康目标，核电厂设计应做到大量放射性早期释放概率小于10-5/堆年；针对晚期癌症致死定量化健康目标，核电厂设计应做到堆芯损伤概率小于10-4/堆年。

上述导出目标是根据美国的实际条件，并考虑了实施应急计划后得出的结论，即表明已有的运行核电厂不会显著增加个人和社会的健康风险。

但是对于新建核电厂，过多地依赖于应急计划来满足个人和社会的健康风险，并且不考虑核电厂事故对社会带来的影响，显然是不够的。目前美国在建的4个核电机组均采用AP1000设计。核管会也在探讨新建核电厂的监管体系，2012年4月，核管会发布了《A Proposed Risk Management Regulatory Framework》［13］。该报告描述了一个采用全面的、整体的、以风险为指引、以性能为基础的监管体系，这个体系将已建立的纵深防御理念和实践与以风险为指引、以性能为基础的理念结合在一起，如图2所示。

图2　建议的新建核电厂监管体系Fig.2 Regulatory framework for new nuclear power reactors

1.3欧洲

法国反应堆咨询委员会（Groupe Permanent charge des Reacteurs nucleaires，简称GPR）在2000年10月发表了《关于下一代压水堆核电厂设计和建造的技术指南》［14］，该指南对安全概念和安全特性提出了要求，并对实现这个要求的设计特征作了描述，从防止高压熔堆和安全壳直接加热、防止反应性快速引入、防止蒸汽爆炸、防止氢气爆燃、防止安全壳旁通和防止乏燃料水池中的乏燃料发生熔化这六个方面落实了对“实际消除早期或大量放射性物质释放的事故序列”的具体技术要求。这为EPR的设计提供了直接的指导，也为如何论证满足“实际消除”提供了参考，但应注意的是随着技术的进步，具体的技术措施（如：防止蒸汽爆炸）也可以有不同的选择。

欧盟理事会2014年7月8日通过修订案，对新建核设施的核安全目标有了更高的要求：核设施能预防事故发生，在一旦发生事故时能减轻其后果，并避免没有足够的时间来实施场外应急措施的早期放射性释放和大范围长时间需要采取防护措施的大规模放射性释放事故的发生。

2　对“十三五”核安全目标的解读

核安全规划明确提出“十三五”及以后新建核电机组力争实现从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性，从而确保即使发生严重的堆芯损坏事件，也能保证对放射性的有效包容，从而不会对环境和公众造成不可接受的影响［2］。也即：确保安全壳的完好以实现对放射性物质的有效包容是实际消除大量放射性物质释放的根本要求。“十三五”核安全目标着眼于严重事故下安全壳的有效包容，这样实际消除了早期大量放射性释放，也实际消除了晚期大量放射性释放。而国际原子能机构/欧盟要求实际消除早期大量放射性释放，而没有要求实际消除不需要大范围长时间采取防护措施的晚期放射性释放。因此，我国的“十三五”核安全目标与国际原子能机构/欧盟要求相比更为严格，相应的次级别要求也应该更高。

2.1“大量放射性物质释放”的量化

有必要对“大量放射性物质释放”进行量化，量化的指标对应于问题的实质就是在严重事故安全壳完好的状况下放射性释放量，同时，也应分析放射性释放量对厂外公众的影响。

表1给出了包括切尔诺贝利、福岛和三哩岛等典型核事故的放射性物质释放水平及事故等级，其中事故等级是根据国际原子能机构国际核事件分级（International Nuclear Event Scale，简称INES）准则［15］所确定的。对于放射性释放准则，500TBq剂量等效131I是四级和五级事故的分界，放射性物质的少量释放、没有明显厂外风险、一般不需要厂外保护性行动是四级事故的基本特征，而五级事故的基本特征为放射性物质有限释放，可能需要实施部分应对措施。参考国际核事件分级对于放射性释放准则，将“500TBq剂量等效131I”（核电厂主要放射性核素与131I转化的乘数因子见表2）定为大量放射性物质释放限值。

表1　重要核事故的事故等级及放射性物质释放总量Table 1 Accident class and release level for typical nuclear accidents

表2　主要核素与131I转化的乘数因子Table 2 Conversionfactors for radiological equivalence to131I for main radioisotopes

若放射性物质的释放量小于该量化指标则说明没有明显厂外风险、一般不需要厂外保护性行动，也即没有必要采取厂外应急撤离措施以减轻放射性后果。同时对于满足安全壳低泄漏率要求的先进核电厂，在严重事故但安全壳完好的情形下，其放射性物质释放量低于该量化指标。

2.2基于确定论和概率论的解读

核电厂纵深防御措施可分为五个不同层次，各层次的防御目的和相应的主要手段见表3。当某一层次失效时，后一层次将加以弥补或纠正；对于发生概率较高的事件有更多的防御层次；不同层次防御的独立有效性能避免一个层次的防御失效引起其他各层次防御的失效。“实际消除核电厂大量放射性物质释放”要求充分发挥前四个层次的防御作用，从而使核电厂需要场外应急响应的可能性达到最小，达到从技术上来说无需场外应急撤离的要求。

图3给出了纵深防御层次及其所对应的工况，图中区分了设计基准事故和外部设计基准危害，并且将纵深防御第四层作为应对设计拓展工况和严重事故进行考虑。

表3　纵深防御各防御层次的目的和主要手段Table 3 The objective and measure for each DID （defence- in- depth）levels

图3　纵深防御和核电厂工况之间关系Fig.3 Event categories and defense-in-depth for NPP

“实际从设计上消除核电厂大量放射性物质释放”所对应的纵深防御设计要求包括以下四个要求：a.核电厂在设计上采用纵深防御措施和设置多重实体屏障，尽最大可能保证纵深防御各道措施的相互独立性；b.釆取完善的预防和缓解措施以应对可能导致大量放射性物质释放的各种场景（例如：安全壳早期失效、安全壳晚期失效和乏燃料的冷却丧失），分析论证严重事故缓解措施是有效的；c.除了应对设计基准外部事件外，还应考虑超设计基准外部事件对核电厂带来的危害；d.具备包括严重事故缓解导则和大规模破坏缓解导则等事件或事故应对规程。

对于要求b的进一步细化和解释如下：b1.对可能导致早期大量放射性物质释放的各种情景具有完善的应对措施，分析论证这些严重事故缓解措施是有效的，并且不会产生陡边效应。相应地，应设置措施以及有合理的论证表明安全壳直接加热、反应性快速引入、蒸汽爆炸、早期氢气燃烧或爆炸导致安全壳损坏是不会发生的；设计应考虑所有导致安全壳旁通、安全壳处于敞开条件下（反应堆处于停堆状态）发生严重事故的可能性，有相应的工程措施以实际消除由此造成的大量放射性物质释放；利用工程措施实际消除安全壳隔离失效。b2.对可能导致晚期大量放射性物质释放的各种情景具有完善的应对措施，分析论证这些严重事故的应对措施是有效的。缓解措施应包括熔融物滞留以防止安全壳底板熔穿；还应包括可靠的措施用于长期移出安全壳热量以防止安全壳超压破坏，该措施应与严重事故预防措施保持独立或者采用非能动系统，在严重事故下仍能保持高可靠性，不会影响其发挥移出热量的作用；还应考虑相应的缓解措施以避免氢气晚期燃烧或爆炸导致安全壳失效。

对于要求c，应深入研究对核电厂带来危害的外部事件，核电厂应有足够的措施和合理的设计避免外部事件（包括人为破坏等因素）对纵深防御的破坏。应在设计基准外部事件的基础上，进一步研究超设计基准外部事件，包括商用飞机恶意撞击。

设计中采取纵深防御措施是根本，然而在评价这些措施的有效性或者某一个工况是否被实际消除时，概率论分析是一个比较有效的方法。概率安全评价（Probabilitic Safety Assessment，简称PSA）不仅可对各种始发事件情形下安全系统的多重失效序列开展分析，综合考虑事件相关性后确认缓解措施的有效性，同时也可对各工况导致的核电厂总的大量放射性释放的可能性也开展详细分析和评价。因此，论证实际消除时可以从概率安全指标是否满足方面给予评价和支持。

从概率论的角度来说，将“从设计上实际消除核电厂大量放射性物质释放”对应的大量放射性释放频率（Large Refease Frequency，简称LRF）定为1×10-7/堆年。一方面，考虑到欧洲一些国家的大量放射性释放频率要求为1×10-6/堆年、5×10-7/堆年，其对应于实际消除早期大量放射性释放这个核安全指标，大量放射性释放频率的主要贡献源于晚期大量放射性释放，实际消除了晚期释放，大量放射性释放频率指标应成倍提高；另一方面，在“十二五”新建核电厂发生大量放射性物质释放频率低于10-6/堆年的基础上，“十三五”提出了更高的大量放射性释放频率要求是合理的。对应大量放射性释放频率定量比较情况见表4，这里仅考虑单堆带来的大量放射性释放频率，大量放射性释放频率为点估计值，在后续研究中仍需考虑一厂多堆的情况。当然应对概率安全评价模型有范围和质量的要求。

表4　概率安全指标要求比较Table 4 The Comparisons of probabilistic safety index requirements

对概率安全评价模型的质量要有适当的要求，这包括遵循的标准、法规和导则，考虑始发事件的全面性，概率安全评价模化的详细程度等，应至少包含（但不限于）以下几个方面的要求：应结合最新概率安全评价标准要求执行全范围的一级概率安全评价和评价安全壳性能的二级概率安全评价；应考虑包括堆芯和乏燃料池在内的所有可能导致大量放射性物质释放的释放源；应在设计基准的外部灾害基础上考虑超设计基准外部灾害对大量放射性物质释放的贡献；应在设计基准人为破坏基础上考虑超设计基准人为破坏对大量放射性物质释放的贡献。

3　CAP1400关于“实际消除”的安全设计措施

CAP1400安全设计充分考虑了纵深防御的前四个层次，充分考虑了严重事故的预防和缓解［16］。CAP1400的纵深防御系统和安全系统完全独立，另外在仪控系统设计中考虑了核电厂控制系统（Plant Control System，简称PLS）、保护和安全监测系统（Pretection and Safety Monitoring System，简称PMS）和多样化驱动系统（Diverse Actuation System，简称DAS），以更好地应对共因失效问题。对于一些可能会导致大量放射性释放的序列，设计所考虑的有针对性的预防和/或缓解措施的具体描述如下：

（1）防止高压熔堆：利用自动卸压系统（Automatic Depressarization Systme，简称ADS）1～4级卸压，与设计基准事故（Design Basis Accident，简称DBA）缓解策略相融。自动卸压系统第4级爆破阀具有很高的可靠性及冗余性，相应的仪控系统设置保障了足够的冗余性和多样性。堆腔与安全壳大空间没有直接的流道，避免高压熔堆后发生安全壳直接加热。

（2）防止安全壳旁通：与反应堆冷却剂系统（Reactor Coolant System，简称RCS）相连的辅助系统按抵御反应堆冷却剂系统全压设计，防止界面失水事故（Inter Syste Loss-Of-Coolant Accident，简称ISLOCA）发生；蒸汽发生器传热管破裂（Steam Generater Tube Repture，简称SGTR）事故后能自动防止蒸汽发生器（Steam Generater，简称SG）满溢，在二次侧阀门卡开后利用自动卸压系统第4级阀门卸压防止堆芯放射性物质向大气释放。

（3）防止氢气爆燃：利用氢气控制系统（Lontainment Hydrogen Control System，简称VLS）中冗余的点火器点燃氢气，防止氢气爆燃；氢气复合器主要用于应对设计基准事故下产生的氢气，严重事故下也能发挥一定的作用。安全壳结构有利于氢气交混，安全壳能承受100%锆水反应产生的氢气绝热等容燃烧而不损坏。考虑氢气独立火焰对安全壳的影响。

（4）采用熔融物堆内滞留（In-Vessel Reteution，简称IVR）策略，防止堆外蒸汽爆炸及熔融物与混凝土反应（Molten Ceriam-Concrete Interaction，简称MCCI）的发生。

（5）防止安全壳晚期失效：利用堆内滞留策略将熔融物滞留在压力容器内；利用非能动安全壳冷却系统（Passire Containment Cooling System，简称PCS）带出安全壳内热量，排放阀具有冗余性和多样性，与安全壳内事故无关，还具有后备冷却能力。

（6）CAP1400设计有完善的规程指导操纵员进行事故缓解相关操作，包括报警响应规程（Alarm Response Procedare，简称ARP）、应急操作规程（Emergency Operation Procedures，简称EOP）及严重事故管理导则（Sever Accident Management Guidehine，简称SAMG）等。

（7）CAP1400严重事故预防和缓解所需的设备将经过对应事故环境条件的考验，确保需要时可用。

另外，CAP1400具有防止反应性快速引入和防止安全壳敞开即停堆条件下的严重事故发生的措施。

CAP1400具有很强的抵御外部事件的能力：设计安全停堆地震0.3 g，屏蔽厂房设计考虑抗商用飞机恶意撞击，厂坪和厂址选择符合厂址条件并且留有一定的裕量。

CAP1400核电厂安全壳设计满足低泄漏的要求，即使在堆芯发生严重损伤的情况下，只要安全壳完好，其对应的放射性泄漏量不会超过“500TBq等效131I剂量”。

概率安全评价分析结果表明，CAP1400核电厂导致高辐射剂量或高放射性释放量的核电厂事件序列发生的可能性极低，核电厂大量放射性释放频率小于1.0×10-7/堆年。

4　对“实际消除”若干问题的思考

4.1关于设计拓展工况

当前欧洲在确定论安全评价中普遍引入了设计拓展工况，这对进一步认识应对措施在设计拓展工况下的作用是有利的。但美国在确定论设计基础上，重视概率安全评价的分析和作用。设计拓展工况本质上是概率安全分析中的重要序列，在概率安全评价分析中也能分析应对措施在这些重要序列下所起的作用。关键是在设计中不能只考虑传统的设计基准事故，还应有措施应对这些设计拓展工况以及其他的序列。

4.2关于纵深防御层次之间的平衡性

尽管“实际消除”强调了对放射性的包容，但实际上，由于安全壳中严重事故现象的不确定性，在给定严重事故发生的条件下，不大可能大幅度提高安全壳完好的成功概率。因此，“实际消除大量放射性释放”要求纵深防御前四个层次共同作用，而不是只强调严重事故的缓解。

4.3关于概率定量要求

本文认为，从确定论和概率论两方面进行解读“实际消除”是必要的。在设计中采取纵深防御措施是根本，然而在评价这些措施的有效性或者某一个工况是否被实际消除时也应借助于概率论分析，同时对总的大量放射性释放的可能性也应该有概率安全指标。从概率论的角度来看，在高置信度下极不可能发生即为“实际消除”。“十二五”核安全目标已经给出了概率目标要求，在“十三五”核安全目标解读中提高概率目标要求是必要和合理的。当然，对概率安全评价模型的质量要有适当的要求，这包括遵循的标准、法规和导则，只有这样，才能使概率安全评价指标客观反映核电厂的安全性。

4.4不宜规定具体技术措施

建议“实际消除”解读至给出次级别定性和定量要求（L3），对于支持这些次级别要求的具体技术措施（L4），不同堆型可以结合自身的设计特点，选择对应的缓解策略和考虑。不应使低层要求成为安全改进的障碍。

5　小结

“十三五”核安全目标要求中提出的“实际消除大量放射性物质释放”，不仅包括实际消除早期大量放射性释放，也包括实际消除晚期大量放射性释放。这个要求立足于确保安全壳的完好，实现对放射性物质的有效包容，比欧盟的要求更严格，相应的次级别要求也应该更加严格。在这个基础上，建议将放射性释放量超过500TBq131I当量的放射性释放定为“大量放射性释放”，并从确定论和概率论两方面对“实际消除”提出要求，这包括：a.在设计上采用纵深防御措施和多重实体屏障，尽最大可能保证纵深防御各道措施的相互独立性；b.釆取完善的预防和缓解措施以应对可能导致大量放射性物质释放的各种场景（例如：安全壳早期失效、安全壳晚期失效和乏燃料的冷却丧失），分析论证严重事故缓解措施是有效的，并且不会产生陡边效应；c.除了应对设计基准外部事件外，还应考虑超设计基准外部事件对核电厂带来的危害；d.具备包括严重事故缓解导则和大规模破坏缓解导则等事件或事故应对规程。同时建议概率安全目标中的大量放射性物质释放频率不超过1×10-7/堆年。

CAP1400设计中充分考虑了纵深防御前四个层次要求，具有很好的独立性，充分考虑严重事故的预防和缓解，针对风险重要的事故情景，设置了对应的有效的预防和缓解措施，严重事故发生并导致大量放射性释放的概率极低。综合CAP1400安全设计特点、确定论分析和概率安全评价评价结果，基于对“实际消除”的上述解读，分析认为CAP1400满足“实际消除”的要求。

参考文献

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CAP1400 Design for the Requirements of“practically eliminated”

YANJinquan1，SHIGuobao1，LINChengge2，ZHANWenhui1，*，TIANLin1
（1.Shanghai Nuclear Engineering Research&Design Institute，Shanghai200233，China；
2.State Nuclear Power Technology Corporation，Beijing100029，China）

Abstract:“Practically Eliminated”is a high level safety goal for the NPPs which will be built in China's Thirteenth Five-Year（2016-2020）and later，atechnical insight of“Practically Eliminated”have been performed in this topic with the requirements for defence-in-depthand probabilistic analysis.1.0×10-7/reactor-year（point estimated value，single unit）is derived as PSA large release frequency（LRF）target for the NPPs，and the quantitative value of large radioactive release isproposed as 500TBq of131I equivalent. The analysis result indicates that CAP1400 design can meet the corresponding requirements with its safety design measures.

Keywords:safety goal；practically eliminated；large radioactive release；CAP1400；safety design

中图分类号：TL364+.5

文章标志码：A

文章编号：1672-5360（2016）01-0076-08

收稿日期：2015-11-02修回日期：2015-12-13

基金项目：CAP1400关键设计技术研究，项目编号2011ZX06002-001

作者简介：严锦泉（1963—），男，浙江德清人，研究员，现主要从事核电厂设计工作

*通讯作者：詹文辉，E-mail：zhanwh@snerdi.com.cn