核電廠嚴重事故下關于操作人員的可達性分析

牛世鵬，王 聰，王高鵬，劉 宇

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

在嚴重事故工況下，核電廠堆芯熔化，一回路處于高溫高壓高輻射狀態下，壓力容器下封頭和一回路管道等一回路壓力邊界可能會破裂，導致安全殼內甚至其他廠房也可能處于高溫高壓高輻射狀態［1,2］。核電廠工作人員需要根據嚴重事故管理導則（Severe Accident Management Guidance，簡稱SAMG）采取事故緩解策略，某些操作只能由嚴重事故管理人員就地操作設備和檢查儀表。因此，為了使嚴重事故管理導則能夠發揮作用，需要對嚴重事故管理所需操作的可達性進行分析評估，這關系到嚴重事故管理導則在實際中能否真正有效實施［3］。

1 法律法規要求

針對核電廠嚴重事故管理所需操作的人員可達性分析，國家法律規章制度也提出了相應的要求：

（1）在《核安全與放射性污染防治“十二五”規劃以及2020年遠景目標》的專欄2“提升在建核電廠安全水平”中的第4條要求“制定并實施嚴重事故管理導則。考慮各類事故工況和多堆廠址共因失效工況，分析評估嚴重事故下重要設備、監測儀表的可用性和可達性”。

（2）國家核安全局在福島事故后改進項工作的第四部分內容中的第五項也要求“完善或編制嚴重事故管理導則，考慮各種事故工況、多堆廠址共因失效等工況，分析評估嚴重事故下重要設備、監測儀表的可用性和可達性”。

2 可達性分析方法及范圍

目前，對于嚴重事故管理操作設備儀表的人員可達性分析，國內外的認識和做法不盡相同。本文基于國內某核電廠的設計情況和已有的一些可達性分析方法，確定了一套可達性分析方法，如圖1所示。具體的分析步驟為：

（1）根據嚴重事故管理導則，篩選出需要對設備儀表的操作，包括對相關儀表讀數的查看以及相關系統/設備的操作。

（2）分析確定所需操作能否在主控室完成，還是只能就地完成。主控室可以完成的操作是指相關儀表參數在主控室有顯示的或相關系統/設備的操作可以在主控室遠程完成。

（3）對于主控室可以完成的操作，由于嚴重事故管理導則的實施主要是基于主控室可用的情況，且評估驗證了主控室在嚴重事故下的可居留性，認為此類操作是可達的；對于只能就地完成的操作，需要確定到達完成操作位置人員的可達路徑。

（4）對確定的人員可達路徑進行現場實地走訪，確認路徑的可通過性、通過路徑所經歷的時間、路徑區域和操作區域內的相關高能管道以及放射性管道的布置情況等［4］；分析評估嚴重事故工況下路徑區域的環境條件。

（5）根據路徑的實地走訪情況以及路徑和操作區域的預期環境條件，分析相關操作在嚴重事故工況下預期是否可達，對不可達但對嚴重事故管理很重要的操作分析是否有可替代的方案。

圖1 嚴重事故管理設備儀表所需操作人員可達性分析方法Fig.1 Accessibility analysis method for manual operations in severe accident management

3 嚴重事故管理所需操作

嚴重事故管理所需操作是實現相關的嚴重事故管理的根本。核電廠的嚴重事故管理導則中實施的策略包括6大類：反應堆冷卻劑系統卸壓、維持或恢復反應堆冷卻劑系統水裝量、維持安全殼水裝量、維持或恢復反應堆冷卻劑系統熱阱、保持安全殼的完整性、使放射性物質的釋放最小化。

結合核電廠的具體設計，嚴重事故管理的操作分為監測/測量嚴重事故參數和執行嚴重事故時需要對系統/設備進行的操作［5,6］。根據設備儀表設計特征和在嚴重事故管理中的重要性分為兩類：“必需使用”類和“可能使用”類。

“必需使用”類設備至少應包括以下幾類：

（1）用于監測嚴重事故管理導則中各導則入口條件參數的儀表；

（2）用于監測嚴重事故緩解專用系統運行狀態的儀表［7］；

（3）嚴重事故緩解專用系統中的設備；

（4）安全殼貫穿件、安全殼隔離閥、設備閘門等如表1所示。

表1 嚴重事故管理“必需使用”的監測參數Table 1 Monitoring parameters of“have to use”in severe accident management

“可能使用”類設備為設計中不是專用于嚴重事故緩解的設備，但根據嚴重事故管理“能用則用”的原則以及核電廠的具體設計，預期可能會在嚴重事故管理中用到的設備，如表2所示。

嚴重事故管理“必需使用”和重要的“可能使用”的監測參數儀表都可以在主控室顯示，無需就地檢查。表1 和表2 為嚴重事故管理“必需使用”和重要的“可能使用”的監測參數。

嚴重事故管理導則中需要對相關系統/設備的操作大部分可以在主控室操作完成，有部分系統/設備的操作只能就地操作。表3 給出了嚴重事故管理導則執行中只能就地操作的策略。

4 人員可達性分析

嚴重事故管理中人員可達性分析包括兩部分內容：分析獲取監測嚴重事故管理所需參數的能力；分析完成嚴重事故管理所需的設備操作的能力。

表2 嚴重事故管理重要的“可能使用”的監測參數Table 2 Monitoring parameters of“maybe use”in severe accident management

表3 嚴重事故管理導則執行中只能就地操作的策略Table 3 Strategies only can be operated on local in SAMG

監測/測量嚴重事故管理所需參數的儀表在主控室都有相關顯示，對相關系統/設備的操作大部分可以在主控室操作完成。嚴重事故管理導則的實施是基于主控室可用的前提，且對核電廠主控室的可居留性開展了專項評估，認為其在嚴重事故工況下具有可達性。

本核電廠的主控室采用雙取風口設計，主控室與技術支持中心共用一套通風系統，根據事故下放射性監測儀表的監測結果，可以將取風口切換到大氣彌散因子較小的方位引入新風，使進入通風系統的新風使放射性污染水平降到最低。經過評價，主控室及技術支持中心的可居留性均滿足《核動力廠營運單位的應急準備和應急響應》（HAD002/01）中規定的劑量控制值［8］。

在維修停堆、換料停堆以及反應堆完全卸料運行模式下，核電廠安全殼的設備閘門和人員閘門可能處于開啟狀態。根據核電廠的實際情況，設備閘門在運送螺栓拉伸機等大型設備時需要開啟，其開啟和關閉都需要就地操作且要求在事故初期階段快速關閉；人員閘門設置內外兩道，在開啟過程中兩道閘門不允許同時打開，并且在事故初期就可以通過設置在就地的3個操作臺中的一個迅速關閉閘門，因此，本文評估認為進入嚴重事故管理之前設備閘門和人員閘門都已處于關閉狀態或進入嚴重事故管理的初期即關閉。

對于只能就地操作的系統/設備的人員可達性分析，是基于核電廠現場實際走訪情況進行的。在人員可達性分析過程中，結合了相關路徑的實地走訪情況，對于路徑區域環境主要考慮了高放射性的影響。

針對需要就地操作的系統設備，現場走訪主要考查了到達操作就地所需時間和操作閥門設備的實際所需時間，以及針對路徑區域的放射性對人員可達性的影響，現場走訪路徑較多，不一一列舉，表4列出了部分典型路徑的現場走訪信息。

表4 現場走訪路徑分析Table 4 Site visit rote analysis

我國能源行業標準《壓水堆核動力廠廠內輻射分區設計標準》（NB/T 20185—2012）對輻射工作場所的分區進行了定義［9］，如表5所示。對于常規工作區和間斷工作區，無需特殊防護，人員可達；對于限定工作區，都是通行區域，通行時間極短，就地操作人員采取輻射防護措施（如佩戴呼吸面具）、行進路線上快速通過控制通過時間等方式，使操作人員所受劑量控制在可接受的范圍內，評估分析認為具有人員可達性。

表5 壓水堆核動力廠輻射分區設計特征Table 5 Radiation partition design in PWR

對于表4中列出的只能就地完成的操作,根據人員路徑的現場實地走訪情況結合路徑區域和操作區域的環境條件對相關操作可達性進行分析。分析過程中主要考慮了嚴重事故后的高輻射環境條件對操作可達性的影響［10，11］。表6給出了相關就地操作的可達性分析結果。

表6 就地操作的可達性分析Table 6 Accessibility analysis for local operations

5 結論

本文基于國內典型壓水堆核電廠的設計和嚴重事故管理情況，對核電廠嚴重事故管理所需的設備儀表操作進行了討論，并對這些操作在嚴重事故下的可達性進行了分析。

分析表明，嚴重事故管理所需的儀表在主控室都有相關顯示，嚴重事故管理所需的系統設備的操作多數也可以在主控室操作完成。嚴重事故管理導則的實施是基于主控室可用的前提，且對核電廠主控室的可居留性開展了專項評估，因此，對于嚴重事故管理所需的監測/測量儀表以及可以在主控室完成操作的系統/設備，本文認為具有可達性。

對于只能就地完成的操作，確定出了完成相應操作的人員路徑，并根據人員路徑的現場，實地走訪路徑區域和操作區域的環境條件及對相關操作的人員可達性進行分析。主要考慮了嚴重事故后的高輻射條件對人員可達性的影響。

綜合嚴重事故管理所需操作儀表、系統/設備的人員可達性分析結果，評估認為本核電廠在嚴重事故管理中所需的監測儀表都具有可達性，嚴重事故下需要對重要系統/設備的操作也是可達的（部分只能就地完成的操作需要考慮限制人員的操作的時間并采取輻射防護措施），能夠保證嚴重事故工況下嚴重事故管理導則的有效實施。