核电厂严重事故薄弱环节确定方法研究

魏 玮，刘 静，李文静，喻新利，杨志义

(1.中国核电工程有限公司，北京 100840；2.生态环境部核与辐射安全中心，北京 102401)

核动力厂设计安全规定(HAF102—2016)[1]对严重事故预防和缓解提出了更高要求，要求必须增强核动力厂应对比设计基准事故更严重的或包含多重故障的事故的承受能力。三哩岛事故后美国要求各个电厂开展单个电厂检查(IPE)，其主要目的是识别核电厂严重事故薄弱环节。我国目前尚缺少核电厂严重事故薄弱环节相关筛选准则，本文对核电厂严重事故薄弱环节筛选准则及分析方法进行研究，提出适用于国内二代改进型核电机组严重事故薄弱环节的确定方法，并应用于国内二代改进型核电机组进行严重事故预防薄弱环节分析。

1 IPE

1988年美国核管会(NRC)通过Individual Plant Examination for Severe Accident Vunerabilities-10CFR50.54(f)(GL88-20)要求所有美国核电厂必须开展单个电厂检查(IPE)并向NRC提交报告，目的是识别出核电厂可以通过较低成本的改进措施来应对的严重事故薄弱环节，以确保美国电厂堆芯损坏频率(CDF)和大量放射性释放频率(LRF)满足安全目标。IPE主要目标包括识别严重事故现象、识别最可能发生的严重事故序列、得到堆芯损坏频率和放射性释放频率、通过改进用于预防或缓解严重事故的硬件或规程以降低CDF或LRF。

GL88-20中对重要严重事故序列的选取准则进行了规定，包括对于CDF的绝对贡献、相对贡献，对于安全壳旁通发生频率的绝对贡献，并考虑了后果因素，以及工程判断，具体筛选准则[2]为：

(1)导致堆芯损坏频率大于1×10-6/堆年；

(2)对堆芯损坏频率的贡献超过5%；

(3)导致堆芯损坏的频率大于1×10-6/堆年，且导致大于WASH-1400中的BWR-3或PWR-4放射性释放水平的安全壳失效；

(4)导致安全壳旁通的贡献超过1×10-7/堆年；

(5)参考以往PRA经验或工程判断，对堆芯损坏或安全壳性能恶化有重要贡献。

GL88-20中明确上述筛选准则为功能序列，筛选值为期望值，即均值。

为指导各电厂开展IPE，NRC发布了IPE实施导则(NUREG-1335)，明确了美国各电厂开展IPE的具体实施导则及IPE报告的统一格式和内容。导则中对核电厂重要事故序列筛选原则进一步阐述，提出了基于系统序列的筛选准则，比GL88-20中基于功能序列的筛选值低一个量级，具体准则[3]如下：

(1)导致堆芯损坏频率大于1×10-7/堆年；

(2)能够包络95%堆芯损坏频率的事故序列；

(3)能够包络95%安全壳失效的事故序列；

(4)导致安全壳旁通的贡献超过1×10-8/堆年；

(5)参考以往PRA经验或工程判断，对堆芯损坏或安全壳性能恶化有重要贡献。

NUREG-1335明确上述准则为系统序列，对于功能和系统混合的序列，采用较低的系统序列筛选值。功能的定义与电厂设计相关，比如包括控制反应性、保证一回路水装量、移出堆芯衰变热、保护放射性裂变产物屏障完整性等。功能序列由一系列系统序列组成，为避免由于序列归并或拆分导致序列级别不同，NRC要求各电厂IPE中进行重要事故序列选取时需要对序列或者序列归并进行详细说明。

IPE主要目的是识别核电厂严重事故相关薄弱环节，NRC也给出识别重要事故序列的准则，但也指出该准则并不是核电厂严重事故薄弱环节的定义，也并非严重事故薄弱环节的筛选阈值，各电厂的薄弱环节准则需由电厂确定。

1997年NRC出版的NUREG-1560报告对美国75份IPE报告包括108个核电厂的IPE结果和见解进行了总结，各电厂通过开展内部事件(包括内部水淹不包括内部火灾)一级PSA和二级PSA对美国PWR、BWR的堆芯损坏频率和安全壳性能进行评估。由于NRC未明确薄弱环节定义，因此IPE中严重事故薄弱环节定义多样化，大部分电厂不明确是薄弱环节而认为是核电厂值得关注的问题，这些关注点中45%可通过规程等运行方面进行改进，40%为设计上需要硬件改进。

大部分电厂的严重事故薄弱环节或值得关注的问题的筛选准则参照了严重事故问题关闭导则(NEI 91-04，1994)中的序列筛选准则或NRC安全目标或设备、系统的重要度。当时NRC安全目标为CDF小于1×10-4/堆年，LRF小于1×10-6/堆年；系统或设备重要度的贡献比也没有统一定义。

2 核电厂严重事故薄弱环节确定方法

核电厂严重事故薄弱环节主要是核电厂在预防堆芯损坏以及严重事故发生后缓解事故后果方面存在的弱项。通过开展核电厂PSA分析可较为全面、系统识别导致堆芯损坏的事故序列及设备、人误失效组合。可通过导致堆芯损坏的绝对、相对贡献识别出核电厂重要的严重事故序列。二代改进型核电机组严重事故薄弱环节筛选准则和定义建议如下：

(1)导致堆芯损坏频率大于1×10-7/堆年；

(2)能够包络95%堆芯损坏频率的事故序列；

(3)导致安全壳旁通的堆芯损坏序列发生频率超过1×10-8/堆年；

(4)参考以往PSA经验或工程判断，对堆芯损坏或安全壳性能恶化有重要贡献。

上述定义中考虑的是系统序列。

针对识别出的严重事故薄弱环节，对重要事故序列进行分级处理，根据发生频率或对CDF的贡献大小，分别通过硬件、规程改进或通过SAMG进行事故管理。参照NEI91-04，将堆芯损坏序列和安全壳旁通序列按照发生频率及相对CDF的贡献划分四个级别，堆芯损坏频率从1×10-5/堆年至1×10-7/堆年，安全壳旁通的堆芯损坏序列频率低一个量级。基于我国国家核安全局对二代改进型核电机组概率安全目标的要求，CDF小于1×10-4/堆年，LRF小于1×10-5/堆年，NEI91-04中分析准则也适用于我国二代核电机组，具体如表1所示。

表1 核电厂严重事故薄弱环节评价过程

3 二代改进型核电厂严重事故薄弱环节确定及应对

通过PSA分析得到二代改进型核电机组导致堆芯损坏的重要严重事故序列。在导致堆芯损坏的事件序列中，发生频率在1×10-7/堆年之上的序列共有18个，约占总堆芯损坏频率的61%，如表2所示；发生频率在1×10-8/堆年之上的序列共有81个，约占总堆芯损坏频率的95%，其中有7个导致安全壳旁通的堆芯损坏序列，如表3所示。

表2 二代改进型核电机组重要严重事故序列

表3 二代改进型核电机组导致安全壳旁通大于1×10-8/堆年的堆芯损坏序列

根据二代改进型核电机组严重事故薄弱环节筛选准则和定义，对堆芯损坏频率大于1×10-7/堆年的重要严重事故序列、大于1×10-8/堆年导致安全壳旁通的堆芯损坏序列以及包括总堆芯损坏频率95%的重要事故序列进一步分析，得到二代改进型核电机组严重事故预防的薄弱环节：反应性控制手段不足、二次侧带热手段不足，高压安注和低压安注相关性高，重要事故类包括瞬态高压类、SBO轴封破口事故、低压熔堆事故、始发SGTR类、界面LOCA以及压力容器破裂事故。

表2、表3中重要事故序列为系统序列，其中可能导致堆芯损坏的严重事故序列发生频率在1×10-6～1×10-7/堆年，且单个序列导致的CDF占比低于10%；导致安全壳旁通的堆芯损坏序列发生频率在1×10-7～1×10-8/堆年且单个序列占比CDF低于5%，根据表1中分级处理的原则，基于上述重要事故序列识别出的严重事故薄弱环节，只需要确保SAMG可有效预防或缓解堆芯损坏或压力容器及安全壳失效，不用进行电厂在设计上或规程方面的改进。同时也识别出发生频率在1×10-6～1×10-7/堆年导致安全壳旁通的堆芯损坏序列，主要由于高压安注需要低压安注泵增压导致高、低压安注功能相关性较高、反应性控制手段不足，可通过优化安注系统和增设反应性控制手段进行硬件改进以预防堆芯损坏，该方案利益代价比较低，不考虑在设计上改进。

二代改进型核电机组不需要进行硬件方面的改进即可满足概率安全目标的要求，SAMG主要考虑能用则用的原则，充分利用现有手段进行严重事故管理，主要包括通过稳压器安全阀卸压的功能延伸进行一回路卸压避免发生高压熔堆、安全壳大气加热、诱发SGTR等可能导致早期大量放射性释放的情景；通过安注系统向堆芯注水，实现堆芯熔融物的堆内冷却以维持压力容器的完整性；通过非能动氢气复合器进行安全壳内消氢以避免氢气爆燃/爆炸导致安全壳失效；通过安喷和安全壳过滤排放防止安全壳超压；同时使用移动补水、移动电源等福岛后改进项进行严重事故缓解。

4 讨论

(1)GL88-20和NEI94-01的分析准则和美国NRC对核电厂的安全目标要求相关，要求CDF小于1×10-4/堆年，LRF小于1×10-6/堆年。对于我国二代改进型核电机组，CDF要求和NRC一致，LRF高一个量级，NRC的重要事故序列筛选原则及分级处理原则同样适用；对于我国新建核电厂，要求CDF小于1×10-5/堆年，LRF小于1×10-6/堆年，核电厂严重事故薄弱环节或重要事故序列选取准则及分析处理准则中导致堆芯损坏的事故序列频率筛选值建议低一个量级；或者准则量级与二代改进型核电机组保持一致，但分级处理准则要求更高，建议低一个量级，以确保通过可靠有效的严重事故预防措施保证核电厂概率安全指标满足新建核电厂的安全要求。

(2)本文讨论的核电厂严重事故薄弱环节或重要事故序列确定方法对于新建核电厂设计扩展工况的序列选择具有一定的参考价值。但是已建核电厂重要严重事故序列的识别与核电厂在初始的严重事故预防和缓解措施设计时设计扩展工况清单的识别有所不同，相关准则在使用中需关注。

(3)本文讨论的方法主要是通过一级PSA确定重要的导致堆芯损坏或安全壳旁通的严重事故序列以识别严重事故预防相关的薄弱环节并进行分级处理，通过二级PSA可分析导致安全壳失效的主要威胁，识别严重事故缓解措施相关的薄弱环节。

5 总结

本文对美国IPE重要事故序列筛选原则和方法进行研究，确定了适用于二代改进型核电机组的严重事故薄弱环节定义及筛选原则，并针对二代改进型核电机组开展了严重事故预防薄弱环节的识别及处理分析。该方法对应于美国当时对概率安全目标和严重事故问题的要求，更多考虑通过PSA分析方法对现有核电厂的严重事故应对能力进行系统性评估得到重要的严重事故序列，并根据发生频率及后果综合考虑利益代价确定适当的应对措施。目前，国际上对核电厂超出设计基准的事故应对能力要求不断提高，本文提到的核电厂严重事故薄弱环节筛选准则及分级处理原则对我国新建核电厂设计扩展工况序列确定及严重事故预防和缓解措施设计有很好的参考价值。