基于风险指引方法的过滤排放系统改进分析

刘 静 魏 玮 王高鹏 喻新利

（中国核电工程有限公司，北京100840）

0 引言

安全性与经济性是核电厂设计中关注的核心主题。使用概率论分析方法评价电厂安全性，可以有效识别电厂设计中的薄弱环节和风险代价，进而为设计的优化改进指引方向，在保证整体安全水平满足设计要求的前提下，为尽可能提高核电厂建造和运行经济性提供支持。国家核安全局于2016年发布的新版HAF102[1]《核动力厂设计安全规定》中明确要求：“必须在核动力厂的整个设计过程中进行全面的确定论安全评价和概率论安全评价”。设计阶段采用概率安全评价方法，可以从风险角度解析设计，通过风险分析和设计改进的迭代，保证核动力厂设计的安全和平衡。

美国在核电管理领域引入风险指引型决策方法[2]，并在技术规格书优化[2]、管道在役检查、风险监测器开发等活动中应用，形成了一套相对比较成熟的风险指引型监管框架。即全面考虑了风险分析、纵深防御原理的工程分析和判断、安全裕量以及历史绩效等信息的综合决策方法。通过研究风险指引型决策方法，并在电厂设计阶段形成一套基于风险指引的严重事故缓解措施设计改进评价方法，可以通过风险分析的方法评价设计改进的技术可行性，支持严重事故缓解措施设计变更的决策。

1 基于风险指引的严重事故缓解措施设计改进评价方法

1998年6月，NRC发布了《关于风险指引型和基于绩效型监管的白皮书》，总结了基于PSA应用的核安全管理决策方法：基于风险型方法、风险指引型方法、基于绩效型方法、风险指引型与基于绩效型相结合的方法。风险指引型与基于绩效型相结合的方法通常简称为风险指引型决策方法。NRC明确地将风险指引型决策方法纳入核安全管理的决策过程中，这种方法与以往基于确定论和专家判断的决策方法相比，减轻了过分保守的规定，给了核电厂以更大的灵活性，更加科学和合理。参考风险指引决策方法在技术规格书优化、管道在役检查、风险监测器开发等活动中的应用，结合目前三代核电厂的设计情况，总结了一套基于风险指引的严重事故缓解措施设计改进评价方法，如图1所示。

图1 基于风险指引的严重事故缓解措施设计改进评价方法

该评价方法主要包含以下几个步骤：

（1）基于基准PSA模型分析结果，得出严重事故缓解措施相关的风险见解，识别出严重事故缓解的设计薄弱缓解或冗余项。结合工程判断及先进堆型的实践经验，提出相关的改进方案。

（2）通过PSA模化措施改进方案，评估改进后的风险增加量，以及概率安全目标。对于严重事故缓解措施的评价，主要影响的风险量是早期大量放射性释放频率（LERF）和大量放射性释放频率（LRF），影响概率安全目标。

（3）严重事故缓解措施主要对应纵深防御第四层次的设计原则及设计要求，1-4层次的设计措施共同作用保证了第四层次的安全目标，即在严重事故下仅需要在区域和时间上采取有限的防护行动，且避免场外放射性污染或将其减至最小，以及实际消除早期或大量放射性释放。通过确定论及概率论相结合的方式评价改进方案实施后对放射性目标及实际消除目标的影响。

（4）结合风险增加量评估结果、纵深防御及设计要求评价、确定论评价结果，对严重事故缓解措施改进方案进行评价。如纵深防御原则及设计要求满足，确定论评价结果可以接受，概率安全目标能够满足，则表明该改进方案在技术上是可行的。如不满足则进一步调整方案及评估，或取消该改进方案。

2 三代核电厂过滤排放系统设计改进评价

二代改进型核电厂设计建造期间，国内法规没有对严重事故专用缓解系统的设计要求，核电厂的严重事故缓解主要依靠专设安全设施的功能扩展，安全壳晚期超压风险主要依靠安全壳喷淋系统应对。安全壳过滤排放系统的设置，有效降低了安全壳晚期超压风险[3，4]。HAF102-2016《核动力厂设计安全规定》中增加了关于设计扩展工况的设计要求。要求设计必须考虑设计扩展工况来确定额外的事故情景，并针对这类事故制定切实可行的预防和缓解措施。由于三代核电厂设计扩展工况预防和缓解措施的设计，安全壳过滤排放[5]在释放类中的占比明显降低，如表1所示。基于三代核电厂的设计情况，提出取消安全壳过滤排放系统的设计改进。

表1 安全壳过滤排放释放类占比变化

三代核电厂设计有非能动安全壳热量导出系统，且安全壳的自由容积较大。通过确定论分析，假设发生安全壳内主蒸汽管道破口事故导致的严重事故，快速卸压和堆腔注水系统均可用，非能动安全壳热量导出系统可用，事故后24小时内安全壳峰值压力为0.45MPa.a，72小时内安全壳峰值压力不会达到安全壳严重威胁压力。

采用概率安全分析方法模化取消安全壳过滤排放系统的改进方案，各释放类频率结果见表2。考虑安全壳过滤排放系统的情况下，内部事件导致的安全壳晚期超压失效包含RC07和RC08释放类，约为1.07×10-11/堆·年，总的大量放射性释放频率（LRF）约为1.91×10-08/堆·年。不考虑安全壳过滤排放系统的情况下，内部事件导致的安全壳晚期超压失效包含R07-R10释放类，约7.63×10-09/堆·年，总的LRF约为2.65×10-08/堆·年。

表2 三代核电厂各释放类频率

参考《“华龙一号”融合方案核电项目安全审评原则》[6]，采用发生频率小于1×10-07/堆·年作为一种“实际消除”的辅助概率判断值论证。不考虑安全壳过滤排放系统的情况下，三代核电厂依旧满足实际消除安全壳晚期超压导致的大量放射性释放的目标，且满足三代核电厂LRF安全目标。

通过在基准模型上进行改进方案的模化分析，方案改进后总的LRF结果仍然能够满足概率安全目标。根据确定论分析，取消安全壳过滤排放系统，安全壳能够在事故后72小时内保证其完整性。通过纵深防御原则及要求分析，取消安全壳过滤排放系统后，依旧满足实际消除安全壳晚期超压导致的大量放射性释放的目标。基于风险指引的评价方法，取消安全壳过滤排放系统是可行的。

3 结论

风险指引方法为设计方案的决策提供系统的评价方法，从安全评价和风险见解的角度为设计提供支持，通过风险分析和设计变更的迭代，保证了核动力厂的安全和平衡。基于风险指引的严重事故缓解措施设计改进评价方法，为严重事故缓解措施的设计优化提供了重要支持。

基于风险指引方法，对取消安全壳过滤排放系统的设计改进进行评价。取消安全壳过滤排放系统，事故后72小时内安全壳完整性可以保证，且概率安全分析得出风险增加量很小，仍能保证概率安全目标及纵深防御第四层次中提出的“实际消除”的目标。从技术评价的角度上，取消安全壳过滤排放系统的设计改进是可行的。