應急行動水平體系相關性分析

梁 坤 康黎堅

（海南核電有限公司 海南昌江）

應急行動水平（EAL）是核電廠應急計劃的主要內容之一，是核電廠進行應急狀態分級的有效手段和依據[1]。美國的EAL制定方法學在國際上具有廣泛認可的權威性和代表性，我國業已運行的核電站大多采用美國的NEI99-01系列文件為依據制定本廠的EAL體系。在該系列文件中對IC發展邏輯及眾多EAL之間的相關性缺乏描述，而明確IC的發展邏輯，研究清楚各條EAL及其相互關系不僅有利于核電廠制定各自的EAL，而且有利于核電廠工作人員據此及時準確宣布應急狀態等級，把握不同狀態下核電廠的發展趨勢。基于此，本論文以NEI99-01《應急行動水平制定指南》第五版內容為基礎，對其中IC的發展邏輯進行提煉。

1.應急狀態等級之間的邏輯關系

各應急狀態等級之間的相關性是應急狀態變更的基礎和依據。在應急狀態等級下發展建立的初始條件應滿足應急狀態等級的分級要求。NEI 99-01建立了4個應急狀態等級，按照嚴重性增加的順序，依次為異常事件通告（NOUE）、警報（ALERT）、場區應急（SAE）和總體應急（GE）。這4個應急狀態等級的劃分，主要考慮以下3方面因素。

（1）對輻射安全的潛在影響，這里的影響可以是當時已了解的，也可以是可合理預測的。

（2）電廠超出其預先確定的設計、安全和運行范圍的程度。

（3）出現的影響健康的狀況能否局限在場區邊界之內。由于不同的應急狀態等級所考慮的因素是一樣的，所以他們之間就必然存在一定的相關性。應急狀態等級邏輯關系見圖1。

在該圖表中，用EC所代表的電廠狀態對4個EC做出了新的表述，新的表述更容易反應它們之間的發展邏輯，更具有操作性，利于用電廠數據進行量化。該圖表總結出以下兩方面的信息：①4個應急狀態等級可以是相互獨立的，均以當前核電廠的運行狀態對核電廠安全可能造成的影響為依據而確定。②4個應急狀態等級之間又是相互聯系的，較高的EC都可以由較低的EC發展而來，也就是說，如果針對較低的EC所做出的響應并沒有達到預期的效果，起到緩解危險或恢復至安全狀態的作用，就有可能導致宣布較高的EC，最高的EC可能是前期所有響應失效的結果。

圖1 應急狀態等級邏輯關系

2.初始條件相關性

IC是聯系應急狀態等級和EAL之間的紐帶，IC所包含的內容多于針對IC給出的EAL所包含的內容。建立IC之間的相關性，不僅可以將目前給出的所有EAL舉例包含在內以反應其關系，也有利于發展新的EAL。初始條件之間的相關性以主邏輯框架的形式呈現出來?？紤]到識別類D（卸料站故障）和識別類E（與獨立的乏燃料存儲裝置相關的事件）并不針對核電站反應堆，所以這兩個識別類的內容并沒有體現在邏輯框架里。同時因為識別類C（冷停堆/換料系統故障）的內容可以包含于識別類S（系統故障），所以沒有針對識別類C單獨列出分支。主邏輯框架方框中的內容不直接對應某一IC，而是作為一類IC的代表，它們之間的相關性能夠反應IC之間的相關性。根據核電廠儀表示數或者工作人員判斷，核電廠的狀態滿足某一方框中的內容時，就需要宣布該方框所在橫行對應的應急狀態等級（如只有“安全殼任何喪失或潛在喪失”發生時，宣布“異常事件通告”，當“安全殼任何喪失或潛在喪失”和“核電廠安全功能未能執行”同時發生時需要宣布“總體應急”）。位于同一橫行所有方框的內容代表的對電廠的安全水平的影響是相同的。主邏輯框架縱向分為6列，除最右邊“應急指揮判斷”適合于每一個識別類外，每一列的內容都對應一個識別類。這4個識別類從不同的角度考慮影響電廠的安全問題，不同識別類之間部分內容相互重疊，但這4個識別類包含目前核電廠反應堆可能遇到的所有問題。主邏輯框架中提到的安全功能是指反應性控制功能、堆芯冷卻功能和核電廠重要供電能力等方面功能。

3.NEI07-01簡介

《先進非能動輕水堆應急行動水平制定方法學》是以美國核管會（NRC）的文件NEI99-01系列《應急行動水平制定指南》第四版、第五版內容為基礎制定的。該方法學主要針對美國西屋公司的AP1000堆型和GE-Hitachi的ESBWR堆型。NEI07-01中依然沿用NEI99-01中的應急狀態等級，劃分應急狀態等級的依據以及對4個應急狀態等級的定義都沒有變化。沿用NEI99-01中關于初始條件、應急行動水平的定義，并且同樣將這兩者按照基于征兆、基于事件、基于屏障進行了劃分。NEI07-01中對EAL的特性的要求和NEI99-01中做出的要求一樣。對一些特定名詞的解釋也沒有做出改變。這樣做是為了滿足應急行動水平的一致性特點，即有效地確保即使核電廠采用的堆型不同，當宣布同一應急狀態等級時，代表的對場內外的影響水平是一樣的。在與堆型無關的其他因素上沒有做出大的變化有利于對前期EAL研究成果的繼承，有利于不同的核電廠之間經驗的交流。因為AP1000設計上的不同，也帶來了一些EAL制定方法學上的變化，這些變化體現出了先進非能動輕水堆的特點，也給AP1000堆型的核電站制定應急行動水平提供了方便。這些改變主要體現在以下方面。

（1）AP1000堆型設計要求，兩個AP1000反應堆之間不能使用共同的安全系統或安全功能。這樣，與多機組的二代堆型核電廠相比較，由于沒有共享安全系統或功能，所以降低了這些系統或安全功能受損時造成的影響。

（2）AP1000核電廠的設計中廣泛采用了現代的模塊化施工技術，設計中不僅采納了由供貨商設計的設備包，也包括采用大型結構的模塊和特殊的設備模塊。使得不同廠址的AP1000核電廠反應堆之間的差異性減少，更容易滿足EAL之間的一致性。

（3）與現有的核電廠相比，AP1000先進核電廠的人機接口進行了簡化，操縱人員誤操作的概率進一步下降，運行、測試和維護更加簡化。這樣的設計特點提高了AP1000核電廠的固有安全性。延緩某些事故的發展速度，留給工作人員更多的響應時間。這些設計上的改變給制定EAL帶來了變化，但是這些變化并沒有影響到需要維護的安全功能。針對NEI99-01提煉的主邏輯框架也適合于NEI07-01。

4.結語

核電廠事件發展遵循一定的邏輯，核電廠應急計劃不應就事論事，明確事件發生的原因以及可能引起的更惡劣事件，能更有效的把握電廠運行趨勢，維護電廠的安全。