核電廠組合始發(fā)事件分析要求及應用情況研究

初 曉 喻 娜 方紅宇 陳 果 李 峰

（中國核動力研究設計院核反應堆系統(tǒng)設計技術(shù)重點實驗室，四川 成都 610213）

0 引言

目前國內(nèi)各類型核電廠的設計分析中，對組合始發(fā)事件的分析考慮各不相同。 為統(tǒng)一國內(nèi)核電廠對組合始發(fā)事件的設計評價標準，需開展相應研究，制定具體法規(guī)要求。 本文對國內(nèi)國外涉及組合始發(fā)事件相關(guān)的法規(guī)要求、目前核電廠分析中的考慮情況進行調(diào)研，可為國內(nèi)相關(guān)法規(guī)要求的制度修訂提供參考。

1 組合始發(fā)事件工況分類

《核動力廠設計安全規(guī)定》（HAF102—2016）5.1.1核動力廠狀態(tài)分類，“5.1.1.1必須確定核動力廠狀態(tài)并主要按發(fā)生頻率將核動力廠狀態(tài)分成有限的幾類。5.1.1.2核動力廠狀態(tài)通常包括：（1）正常運行；（2）預計運行事件，即在核動力廠運行壽期內(nèi)預計會發(fā)生的事件；（3）設計基準事故；（4）設計擴展工況，包括堆芯熔化事故。 ”

《核動力廠設計安全規(guī)定》（HAF102—2016）“5.1.10事件組合。 如果由工程判斷、確定論安全分析和概率論安全分析的結(jié)果表明事件組合將可能導致預計運行事件或事故工況，則必須主要根據(jù)其發(fā)生的可能性，將這些事件組合納入設計基準事故或設計擴展工況。 某些事件可能是其他事件的后果，例如，地震后的水淹。 這種繼發(fā)效應應視為初始假設始發(fā)事件的一部分。

根據(jù)HAF102，對于事件組合，通常需對其發(fā)生頻率進行評價， 根據(jù)其頻率將其歸入對應的工況類別，并按相應工況要求開展設計分析。 目前這種多重故障的組合事件多歸于設計擴展工況中（DEC）分析，此外對于預計運行事件（AOO）和設計基準事故（DBA），除了假定的始發(fā)事件自身外，可考慮其他事件疊加作為額外的保守假設。 因此本文主要針對以上兩種情況的相關(guān)法規(guī)和電廠實際應用情況進行調(diào)研。

2 相關(guān)法規(guī)要求

2.1 國內(nèi)相關(guān)要求

HAF102—2016 提出了關(guān)于設計擴展工況的一系列要求，包括設計擴展工況分析方法、設計目標、用于設計擴展工況的安全設施的獨立性、設施和物項的設計規(guī)格書、替代動力源和輻射監(jiān)測等方面。

核安全導則HAD102《核動力廠確定論安全分析》是對HAF102—2016《核動力廠設計安全規(guī)定》中與核動力廠確定論安全分析相關(guān)要求的說明和補充。 《核動力廠確定論安全分析》對設計擴展工況（沒有造成堆芯明顯損傷的DEC-A 和堆芯熔化的DEC-B）的識別及確定論安全分析的特定目標、驗收準則、系統(tǒng)可用性及分析假設進行了詳細說明。

DEC-A 的識別需考慮發(fā)生頻率很低的單一始發(fā)事件或多重故障得出一套確定的工況清單，應包括始發(fā)事件導致的工況可能超出用來緩解設計基準事故的安全系統(tǒng)的能力；預計運行事件或發(fā)生頻率較高的設計基準事故疊加多重故障（如共因失效）；包含多重故障的可信的假設始發(fā)事件，并給出了可初步參考的工況清單。

DEC-B 的選取可初步參考下列事故，并且應該根據(jù)核動力廠的類型和設計進行選取：

（1）喪失堆芯冷卻能力，比如喪失廠外電疊加部分或全部喪失廠內(nèi)交流電源和/或喪失最終熱阱（具體序列與設計有關(guān)）。

（2）喪失反應堆冷卻劑系統(tǒng)的完整性，比如喪失冷卻劑事故疊加應急堆芯冷卻系統(tǒng)失效或者超出應急堆芯冷卻系統(tǒng)能力。

《核動力廠確定論安全分析》在預計運行事件和設計基準事故的確定論安全分析要求中， 對喪失廠外電的疊加考慮進行了補充說明， 除了假定的始發(fā)事件自身，喪失廠外電也可考慮為額外的保守假設。可將喪失廠外電考慮為多重故障或作為始發(fā)事件一個潛在的事故后果考慮，兩種情形下事故驗收準則考慮不同。

2.2 IAEA 相關(guān)要求

IAEA 《核動力廠的安全： 設計》（SSR-2/1，2016版）關(guān)于設計擴展工況的要求已經(jīng)被HAF102—2016所采納。 IAEA 還發(fā)布了SSR-2/1 的支持性技術(shù)文件《Consideration on the Application of the IAEA Safety Requirements for the Design of Nuclear Power Plants》（TECDOC -1791），提供了專門的章節(jié)對設計擴展工況進行解釋說明。

對于沒有造成堆芯明顯損傷的DEC，通?？紤]以下三種情況： 超出應對DBA 的安全系統(tǒng)能力的非常不可能的事件；妨礙安全系統(tǒng)控制假設始發(fā)事件的多重故障（如冗余系列的共因失效）；引發(fā)在正常運行狀態(tài)下執(zhí)行基本安全功能的安全系統(tǒng)喪失的多重故障。確定論和概率論分析是選取和控制DEC 的重要方法，TECDOC-1791 提供了典型的DEC 清單。

TECDOC-1791 還定性討論了DEC 的驗收準則。對于沒有造成堆芯明顯損傷的DEC，安全措施的可靠性應當滿足CDF 目標值。 由于DEC 涉及多重失效情形，有可能更加依賴于操縱員干預。 用于DEC 的安全措施屬于安全重要物項， 但是需要與安全系統(tǒng)相區(qū)別，因為兩者在設計規(guī)則和驗收準則上存在差異。

此外，IAEA 發(fā)布的安全導則《Deterministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants》SSG-2（Rev.1）中對預計運行事件和設計基準事故疊加喪失廠外電的要求作出明確規(guī)定：“除了假定的始發(fā)事件自身，喪失廠外電也可能考慮為額外的保守假設。 如果將喪失廠外電考慮為多重故障，則它應當發(fā)生在對屏障完整性造成最不利影響的時刻；在這種狀況下，考慮到這種組合的可能性，某些驗收準則應當進行調(diào)整”。

2.3 西歐核監(jiān)管協(xié)會（WENRA）相關(guān)要求

西歐核監(jiān)管協(xié)會（WENRA）在《新建核動力廠設計安全》的報告中專門討論了多重失效事件的范圍、選取方法、設計要求和安全分析。 多重失效事件被認為是IAEA SSR 2/1 所定義的DEC 的一部分。

WENRA 在相關(guān)指導文件中還討論了DEC 的目標、選取、安全分析、安全功能和審查相關(guān)問題，提出：“DEC 的分析方法可以采用最佳估算方法， 無需系統(tǒng)性地應用單一故障準則，可以采用更加寬松和基于現(xiàn)實假設的驗收準則，也允許更高的放射性釋放后果”。此外，WENRA 也提出了關(guān)于DEC 緩解的要求。

WENRA 針對預計運行事件和設計基準事故的分析，沒有明確提出如考慮喪失廠外電的事件疊加要求。

2.4 歐洲用戶要求文件（EUR）相關(guān)要求

EUR（2012 版）中規(guī)定，除了滿足DBA 要求的措施，設計中還要考慮特定的DEC。 這就要求針對復雜序列（DEC-A）和嚴重事故（DEC-B），采用升級的或附加的設備或者事故管理規(guī)程。 設計者首先需要確定一套DEC 清單， 然后用概率論方法確定設計措施以滿足概率目標。 應對措施的設計需要可靠的工程實踐，而單一故障準則不是必需的。 一旦選定了相關(guān)事故序列，要基于實際情況采用最佳估算方法進行評估。 另外EUR（2012 版）還對DEC 的評價準則做出規(guī)定。

2.5 美國相關(guān)要求

美國《輕水堆用戶要求》（URD）歷次版本至最新的第13 版都沒有設計擴展工況的概念， 仍采用的是超設計基準（BDB）和嚴重事故（severe accident）的概念。 但美國在新建核電廠的設計中，討論了DEC 的相關(guān)技術(shù)。

10CFR50 附錄A的GDC17 的要求，對預期運行事件和假想事故的分析應考慮喪失廠外交流電源。 喪失廠外電源不作為單一故障考慮，事故分析的類別不變，分析中喪失廠外交流電源作為一個潛在的事故后果來考慮。

3 核電廠應用情況

3.1 EPR 對組合事件的考慮

3.1.1 DEC 工況

EPR 核電廠嚴格按照EUR 的要求， 系統(tǒng)地應用了設計擴展工況（DEC）的概念，將DEC 工況分為“復雜序列（DEC-A）”和“設計擴展事故（DEC-B）”。

EPR 選取DEC-A 工況的方法如下。

步驟一：列出在PSA 中考慮但不在DBA 分析中使用的非F1 特征，包括人員動作、I&C 設備；

步驟二：評估每個非F1 特征對CDF 的貢獻。 建立完全沒有非F1 特性的PSA 模型：

篩選出所有頻率＞1E-7/y 的事故序列；

篩選出大于1E-8/y 的事故序列但對安全殼完整性有重要影響的序列。

步驟三：被篩選出來的序列歸并后得到DEC-A，相應的非F1 特性被稱為DEC-A 特性。

步驟四：確認安全目標（CDF 和LRF）已經(jīng)滿足。

EPR 核電廠DEC-A 按照類型劃分為熱量移除減少、冷卻劑裝量減少、反應性和功率分布異常及ATWS事故幾大類，并給出了具體的DEC-A 清單。

EPR 核電廠針對DEC-A 的分析提出了一套準則，包括初始工況、最終狀態(tài)、故障假設、手動動作、驗收準則等。

（1）初始工況：

DEC-A 事故分析的初始工況與穩(wěn)態(tài)運行工況一致。 部分重要參數(shù)可采用保守值。

（2）最終狀態(tài)：

DEC-A 最終狀態(tài)的定義是：堆芯次臨界、衰變熱持續(xù)排出、放射性釋放滿足驗收準則。

（3）故障假設：

DEC-A 序列的定義已經(jīng)給出了應考慮的疊加故障，因此無需再假定額外的故障。 在DEC-A 事故分析中不包含預防性維修引起系統(tǒng)不可用性的假設，廠外電源喪失（LOOP）在DEC-A 序列中不疊加。

（4）手動動作：

操縱員有效干預的時間（事故后，或根據(jù)相應的事故規(guī)程達到操作指示信號后）為30 分鐘。 在前1 個小時，不考慮就地執(zhí)行的手動動作。

（5）驗收準則：

DEC-A 序列的放射性后果應滿足DBC-4 事故的放射性限值要求。

EPR 對于DEC-B 主要關(guān)注嚴重事故下安全殼的完整性。 考慮嚴重事故序列多種多樣，EPR 沒有類似DBC 或DEC-A 的具體清單， 僅在相關(guān)技術(shù)規(guī)范里給出了幾個主要的嚴重事故序列。 在嚴重事故緩解措施設計中，主要考慮針對有可能導致放射性物質(zhì)大量釋放的安全殼失效機理進行緩解。

3.1.2 AOO 和DBA 工況

EPR 核電廠針對2、3 和4 類事件，均對疊加喪失廠外電（LOOP）情況進行考慮，若疊加喪失廠外電使事故后果更嚴重，則分析時必須考慮。

LOOP 與DBC-2/3/4 事件疊加， 并根據(jù)以下特殊規(guī)則來考慮LOOP：

第一，對于所有的初始瞬態(tài)，驗收準則滿足DBC-4 事件的準則；

第二，對于功率運行下所觸發(fā)的瞬態(tài)，在最不利時刻疊加LOOP 工況。

第三，對于停堆工況下所觸發(fā)的瞬態(tài)，在初始時刻疊加LOOP 工況。

3.2 中核HPR1000

3.2.1 DEC 工況

中核HPR1000 核電廠將設計擴展工況分為 “未堆熔的設計擴展工況（DEC-A）”和“嚴重事故（DECB）”。 HPR1000 核電廠安全分析中主要基于PSA 方法和模型來識別和確定極不可能事件和多重失效事件，同時考慮確定論和工程判斷確定DEC-A 工況清單。典型DEC-A 清單示例如表1 所示。

表1 HPR1000 核電廠典型DEC-A 清單示例

HPR1000 核電廠DEC-B 事故序列主要根據(jù)嚴重事故進程與現(xiàn)象分析以及工程判斷來確定。 具體步驟包括：

（1）通過嚴重事故進程和現(xiàn)象分析，確定在不考慮任何嚴重事故緩解措施的情況下，可能導致安全殼失效的主要嚴重事故現(xiàn)象分析，確定在不考慮任何嚴重事故緩解措施的情況下，可能導致安全殼失效的主要嚴重事故現(xiàn)象。

（2）針對各嚴重事故現(xiàn)象和相應的安全殼失效模式，結(jié)合嚴重事故進程與現(xiàn)象分析和工程判斷，以及各嚴重事故緩解措施設計應對工況的要求，選取具有包絡性的嚴重事故序列，同時需要兼顧事故序列的典型性。

HPR1000 核電廠的典型DEC-B 序列示例見表2。

表2 HPR1000 核電廠典型DEC-B 清單示例

3.2.2 AOO 和DBA 工況

在HPR1000 核電廠安全分析中， 針對喪失廠外電對事故后果的影響進行了研究。 對于不考慮喪失廠外電時后果更保守的事故，分析時未疊加。 對于考慮LOOP 后果更保守類事故， 對不同時刻發(fā)生LOOP 的工況進行了分析。

3.3 中廣核CRP1000

3.3.1 DEC 工況

中廣核CRP1000 核電廠將設計擴展工況分為未熔堆的設計擴展工況（DEC-A）和嚴重事故工況（DEC-B）。

中廣核CRP1000 確定DEC-A 序列的方法與中核HPR1000 核電廠相同， 同樣采用PSA 方法確定DEC-A 序列清單。

中廣核CRP1000 針對DEC-B 分析， 利用一級PSA 的分析結(jié)果， 確定按以下原則確定嚴重事故（DEC-B） 后續(xù)研究應關(guān)注的重要事件序列： 按一級PSA 結(jié)果，考慮所占比例>1%的堆芯損壞的支配性序列， 或針對占總CDF 95%的序列進行評價， 形成DEC-B 清單。

3.3.2 AOO 和DBA 工況

中廣核CRP1000 對于喪失廠外電，按照以下準則考慮：

第一， 如果考慮LOOP 保守， 功率運行工況的DBC-3 和DBC-4 事故則需考慮LOOP，疊加LOOP 的時刻為最不利的時刻；

第二， 功率工況下的DBC-2 和停堆工況下的DBC-2、3 和4 類事故不考慮LOOP。

3.4 AP1000 核電廠安全分析

3.4.1 超設計基準工況與嚴重事故

AP1000 核電廠安全分析中對未能緊急停堆的預期瞬態(tài)ATWS 進行評價， 但僅在概率分析中進行評價， 以保證由ATWS 引起的堆芯損傷風險較低。AP1000 核電廠安全分析中對嚴重事故進行評價，給出了具體的事故序列描述和分析假設。

3.4.2 AOO 和DBA 工況

在AP1000 核電廠安全分析中， 對喪失廠外電疊加考慮進行了分析。

根據(jù)10CFR50 附錄A 的GDC17 的要求，對預期運行事件和假想事故的分析應考慮喪失廠外交流電源。 因為事故導致汽輪機停機可能會造成電網(wǎng)崩潰，由此將導致喪失廠外交流電源。 因此，在分析中，對于那些不會導致可能的電網(wǎng)崩潰的事故，將不假定喪失廠外電源。

對于那些可導致喪失廠外交流電源的事件，分析中假定汽輪機停機至喪失廠外交流電源存在一個延遲時間，它是基于廠外電網(wǎng)固有的穩(wěn)定性。 在該延遲時間后，分析中將考慮喪失廠外電源對核電廠輔助設備的影響。

4 結(jié)語

本文對國內(nèi)國外涉及組合始發(fā)事件相關(guān)的法規(guī)要求、目前核電廠分析中的考慮情況進行研究。

根據(jù)國內(nèi)外各大核電廠情況，組合事件工況多歸于設計擴展工況（DEC）中分析，此外對于預計運行事件（AOO）和設計基準事故（DBA），除了假定的始發(fā)事件自身外， 可考慮其他事件疊加作為額外的保守假設，目前多考慮喪失廠外電疊加情況。

對于DEC 中組合事件工況的選取， 選取方法一般為基于PSA 方法結(jié)合工程經(jīng)驗判斷。

當前國內(nèi)外核安全法規(guī)和導則明確要求在設計基準事故中應考慮喪失廠外電，但是對喪失廠外電的條件沒有明確闡述。 同時，國內(nèi)各大運行核電廠的設計基準事故分析中，對喪失廠外電的假設也沒有統(tǒng)一要求。 對此，需對相關(guān)法規(guī)要求進行修訂補充，為核電廠的設計分析提供統(tǒng)一標準。