“华龙一号”场外应急优化研究

邢 继，吴 楠，薛 娜，邱 林

（中国核电工程有限公司，北京 100840）

核应急是核能事业持续健康发展的重要保障，也是核电厂安全纵深防御的最后一道屏障，对于保护公众、保护环境、保障社会稳定、维护国家安全具有重要意义［1］。尽管核电厂在设计上采取各种预防性措施，使其进入核事故应急状态的可能性非常小，但仍无法完全排除。为了加强应急响应能力，最大程度地降低事故对公众和环境的影响，核电厂应建立应急计划区，预先划分出最可能需要采取公众防护措施的区域，在其中做好应急准备［2］。其中烟羽应急计划区是针对事故情况下放射性烟羽照射途径而建立的，主要影响因素为事故早期气载放射性释放，需要做好在应急状态下能立即采取撤离、隐蔽和服碘等紧急防护行动的准备。

为保证应急响应行动的及时性和有效性，烟羽应急计划区范围内需开展应急物资设备的储备、定期维护，以及定期培训与演习，涉及大量人力与物力资源的投入［3］。同时，应急计划区也是核电厂公众沟通的窗口，相关准备工作的开展直接影响公众对核电安全的认知。我国现行标准GB/T 17680.1-2008《核电厂应急计划与准备准则第1部分：应急计划区的划分》［4］针对压水堆核电厂，推荐的烟羽应急计划区半径为7～10 km，其中内区半径为3～5 km。福岛核事故后，工程实践中通常采用内区半径 5 km，外区半径10 km作为推荐的烟羽应急计划区范围。

然而GB/T 17680.1-2008的要求主要针对第二代或改进型核电机组，随着华龙一号等先进三代核电机组的出现，核电厂的安全水平有了显著提高。华龙一号核电机组采用能动与非能动相结合的技术路线，针对可能导致早期放射性释放或者大量放射性释放的事故工况和事故序列，采取了可靠的设计措施，设置了完善的严重事故预防和缓解措施，能够显著降低堆芯损坏频率，并最大限度地保障安全屏障完整，防止大量放射性物质释放进入环境。

为提高三代核电机组的经济性与厂址适应性，增加公众对核电的接受程度，满足我国发展三代核电的战略需求，有必要结合华龙一号机组的先进安全特性，开展场外应急优化研究。本文应用华龙一号机组的内部事件二级PSA分析成果，并基于目前核应急监管的有关要求，以福清厂址为代表，对华龙一号机组的烟羽应急计划区范围开展分析，论证场外应急优化的技术基础。

1 二级PSA分析成果

华龙一号机组开展了全范围二级PSA分析［5］，其中针对功率运行和低功率停堆工况的内部事件，将严重事故划分为11个放射性释放类，如表1所示。

表1 华龙一号内部事件二级PSA分析结果Table 1 Level-2 PSA results of internal invents for HPR1000

《“华龙一号”融合方案核电项目核安全审评原则》［6］规定应有可靠的设计措施，以“实际消除”安全壳直接加热、蒸汽爆炸、大量氢气爆燃、安全壳底板熔穿、安全壳晚期超压、安全壳旁路等严重事故序列，并推荐以每堆年发生频率小于1×10-7作为一种“实际消除”的辅助概率判断值。

针对可能导致早期放射性释放或者大量放射性释放的事故工况和事故序列，华龙一号机组设计上采取了包括一回路快速卸压、能动与非能动相结合的堆腔注水系统、非能动安全壳热量导出系统、非能动安全壳消氢系统、安全壳过滤排放系统在内的一系列完善的严重事故缓解措施，以及严重事故管理导则措施，能够显著降低堆芯熔化之后放射性物质向环境大量释放的可能性。

二级PSA分析结果表明，可能导致早期放射性释放或者大量放射性释放的事故序列发生频率小于1×10-7/堆年，并且大量放射性释放的累积频率小于1×10-6/堆年，满足《“华龙一号”融合方案核电项目核安全审评原则》以及我国新建核电厂关于实际消除大量放射性释放的概率安全目标。

2 应急源项的确定

事故源项的选取是应急计划区划分的基础与关键。现行标准GB/T 17680.1-2008要求核电厂应急计划区划分应考虑严重事故，以应对不同严重程度的事故后果。但对于发生概率极小的事故，可以不予考虑，以免使应急计划区范围过大而带来不合理的经济负担。同时，GB/T 17680.1-2008将用于应急计划区测算的严重事故源项划分为两类：大多数严重事故序列和后果最严重的严重事故序列。对于前者，应尽可能降低随机性健康效应；对于后者，则要防止严重确定性健康效应的发生。

现行核应急法规标准中对于“发生概率极小”的事故缺少定量化标准，尽管《“华龙一号”融合方案核电项目核安全审评原则》将1×10-7/堆年作为“实际消除”的辅助概率判断值，但在核应急监管与审查过程中出于谨慎态度，要求事故源项的选取需要考虑剩余风险。

因此，虽然华龙一号已经充分论证设计上能够实际消除早期或大量放射性释放，本文仍依据国内核应急监管的实践，并参考AP1000［7］与EPR［8］等三代核电机组的工程实践，确定应急计划区划分采用的事故源项：

（1） 对于大多数严重事故序列，考虑二级PSA全事故谱；

（2） 对于后果最严重的严重事故序列，结合表1所示二级PSA分析结果，选取低于1×10-7/堆年且导致早期大量释放的RC02至RC06释放类。

3 应急计划区测算方法

3.1 基于概率论的应急计划区测算方法

依据《压水堆核电厂严重事故风险分析方法》（Q/CNNC HLBZ AB 2-2018）［9］，采用基于概率论的方法开展应急计划区测算。该方法综合考虑事故谱中各释放类的发生频率与剂量后果，通过计算严重事故谱的余补累积分布函数（complementary cumulative distribution function，CCDF）p（x），评估事故后果超过指定剂量限值的条件概率。

式中：fi为大多数或后果最严重的严重事故谱中第i种释放类的发生频率；

pi（x）为第i种释放类在距离x处超过指定剂量的气象条件概率。

分析中考虑烟羽外照射、地面沉积外照射、空气吸入内照射和再悬浮吸入内照射四种途径，根据《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871-2002）［10］附录E的要求，计算各事故序列早期（2天或7天）不同距离处的预期剂量。通过对指定距离x处，不同气象条件下的事故后果进行排序，完成pi（x）的计算。

3.2 应急计划区划分准则

GB/T 17680.1-2008规定烟羽应急计划区内的事故后果应满足GB 18871-2002附录E的干预水平或行动水平。工程实践中，通常采用如下准则测算烟羽应急计划区的内区和外区边界：

（1） 烟羽应急计划区内区之外，大多数严重事故的7天有效剂量不超过撤离通用优化干预水平；

（2） 烟羽应急计划区外区之外，大多数严重事故的2天有效剂量不超过隐蔽通用优化干预水平，甲状腺剂量不超过碘防护通用优化干预水平；

（3） 烟羽应急计划区外区之外，后果最严重的严重事故，其器官或组织的急性照射剂量不超过任何情况下预期均应进行干预的剂量水平。

除剂量限值外，基于概率论的应急计划区测算方法应明确可接受的概率水平。NUREG- 0396［11］基于70%的概率水平制定了美国的应急计划区范围要求，即烟羽应急计划区之外，70%的堆芯熔化事故不超过防护行动指南（protective action guide，PAG）。因此，本文选取30%作为严重事故超过指定剂量的可接受概率水平，制定如下烟羽应急计划区的划分准则：

（1） 在烟羽应急计划区内区EPZi之外，大多数严重事故谱针对特定紧急防护行动的预期剂量D超过相应通用优化干预水平GIL（见表2）的条件概率低于30%，即

表2 紧急防护行动的通用优化干预水平Table 2 Generic intervention levels for emergency protective actions

（2） 在烟羽应急计划区外区EPZo之外，后果最严重的严重事故谱造成的器官或组织的预期剂量D超过急性照射的剂量行动水平DAL（见表3）的条件概率低于30%，即

表3 急性照射的剂量行动水平Table 3 Action level for acute exposure doses

4 场外应急优化分析

4.1 应急计划区测算结果

考虑福清核电厂厂址气象条件，采用式（1）所述应急计划区测算方法计算华龙一号机组大多数严重事故谱2天有效剂量超过10 mSv、7天有效剂量超过50 mSv以及甲状腺剂量超过100 mGy的余补累积分布函数CCDF，如图1所示。计算后果最严重的严重事故谱2天全身急性剂量超过1 Gy以及2天甲状腺急性剂量超过5 Gy的余补累积分布函数CCDF，如图2所示。

图1 大多数严重事故谱的余补累积分布函数Fig.1 CCDF of the most severe accident spectrum

图2 后果最严重的严重事故谱的余补累积分布函数Fig.2 CCDF of the severest accident spectrum

由计算结果可知，在厂址非居住区边界处（500 m），大多数严重事故谱的剂量后果超过紧急防护行动通用优化干预水平的条件概率已经远低于30%，最高仅约7%，表明华龙一号机组能够高可靠性地降低严重事故的随机性健康效应，并保证非居住区以外公众不需要采取隐蔽、撤离、服碘等紧急防护行动。而对于实际上已经被证实能够实际消除的后果最严重的严重事故谱，计算结果也表明距反应堆2.5 km处，甲状腺和全身的急性剂量超过指定剂量的条件概率低于30%。按照式（2）和式（3）规定的应急计划区划分准则，从技术角度，即使考虑被实际消除的严重事故序列的剩余风险，华龙一号机组的烟羽应急计划区范围也只是距离反应堆中心半径2.5 km的区域，其中内区半径为500 m。

4.2 敏感性分析

在点估计值基础上，利用二级PSA不确定性分析结果，考虑各释放类发生频率的均值和95%分位值，对福清厂址华龙一号机组的应急计划区测算结果开展敏感性分析。

敏感性分析过程中发现，大多数严重事故谱和后果最严重的严重事故谱中各释放类的发生频率比重有所不同。大多数严重事故谱中，安全壳完好释放类RC01的频率比重高达80%以上。相比点估计值，均值和95%分位值的结果中RC01的比重均略有降低。因事故谱中其余释放类的放射性后果显著高于RC01，均值和95%分位值下CCDF略有提高，但在500 m处仍远低于30%，如图3所示。然而，由图4可知，由于后果最严重的严重事故谱中，各释放类的剂量超过指定剂量的条件概率相差并不显著，因此二级PSA不确定性分析结果对CCDF的影响很小，据表4可知，2.5 km处相差不足0.5%。

图3 二级PSA分析不确定性对大多数严重事故谱余补累积分布函数的影响Fig.3 Influence of the level-2 PSA uncertainty on the CCDF for the most severe accident spectrum

图4 二级PSA分析不确定性对后果最严重的严重事故谱的余补累积分布函数影响Fig.4 Influence of the level-2 PSA uncertainty on the CCDF for the severest accident spectrum

表4 拟定烟羽应急计划区边界处严重事故谱的 余补累积分布函数值Table 4 CCDF of severe accident spectrum at the predefined emergency planning zone boundaries

4.3 应急计划区范围优化

应急计划区范围的设置应与核电机组的安全目标相匹配。《核动力厂设计安全规定》（HAF 102-2016）［12］要求安全设计的基本目标是在技术上实现减轻放射性后果的场外防护行动是有限的甚至是可以取消的。IAEA以及WENRA针对新核电厂也提出了类似的安全目标。IAEA关于轻水堆核电厂严重事故应急响应行动的最新理念中［13］，针对预防行动区推荐的范围为3～5 km，要求区域内开展全面的应急准备。WENRA对于假想堆芯熔化事故，要求核电机组设计应保证3 km之外不需要采取应急撤离，5 km之外不需要采取隐蔽和碘防护［14］。

尽管测算结果表明，在福清厂址，华龙一号机组在技术上可以设置内区半径500 m，外区半径2.5 km的烟羽应急计划区，但为满足不同厂址的适应性，并考虑事故源项的不确定性，本文结合目前国际上针对有限防护区域的要求，建议华龙一号机组的烟羽应急计划区半径为 5 km，其中内区半径为3 km。

5 结论

本文以福清厂址为优化对象，结合目前核应急监管的实际要求，从剩余风险的角度出发，对华龙一号机组的场外应急优化开展论证分析，形成主要结论如下：

（1） 根据二级PSA分析结果，华龙一号机组需要实际消除的工况发生可能性高置信度低于1×10-7/堆年，总的大量放射性释放频率低于1×10-6/堆年，能够满足实际消除早期或大量放射性释放的概率安全目标。

（2） 华龙一号机组的设计能够高可靠性地保证大多数严重事故工况下非居住区以外公众不需要采取隐蔽、撤离、服碘等紧急防护行动；对于已经实际消除的后果最严重的严重事故，也能将确定性效应的高风险范围降低至2.5 km以内。二级PSA分析结果的不确定度对应急计划区的测算结果没有显著影响。

（3） 分析表明，华龙一号机组能够满足 HAF 102-2016所要求的“在技术上实现减轻放射性后果的场外防护行动是有限的甚至是可以取消的”安全设计基本目标。即使考虑剩余风险，仍具备优化场外应急的技术基础。鉴于不同厂址气象条件间差异、事故源项的不确定性以及国际上相关要求，华龙一号机组的应急计划区可以优化为内区边界为3 km，外区边界为5 km。