核動力廠設計擴展工況的思考與建議

王 遜，田 宇，荊 放，史 強，*，王曉峰，孫海濤

（1. 生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 100082；2. 北京宇航系統(tǒng)工程研究所，北京 100076）

積極安全有序發(fā)展核電是我國早日實現(xiàn)碳達峰、碳中和目標的重要途徑，也是落實“十四五”期間優(yōu)化能源產業(yè)結構的關鍵內容，核安全是保障核能健康可持續(xù)發(fā)展的基礎，核動力廠設計安全是核安全監(jiān)管工作的重要內容［1-3］。福島核事故后，國際原子能機構（IAEA）在其安全標準中提出設計擴展工況（DEC）的概念與要求，以進一步提高核動力廠應對事故的能力［4］。然而，我國現(xiàn)行核安全法規(guī)標準尚缺乏有關設計擴展工況的具體規(guī)定，對有效開展核動力廠安全分析造成一定困難［5］。根據(jù)國內外核能發(fā)展實際情況，結合我國核安全法規(guī)標準最新要求與制修訂規(guī)劃思路，對設計擴展工況的定義與內容進行思考并提出相關建議。

1 概述

1.1 設計擴展工況的概念形成

隨著國際社會對于核能發(fā)展安全性的要求不斷提升，國際組織與世界主要核能發(fā)展國家的相關技術文件對核動力廠應對超過設計基準事故的預防與緩解能力提出更高目標。2003年，歐洲壓水堆（EPR）在設計過程中首次提出設計擴展工況的概念［6］，2012 年，IAEA 發(fā)布安全標準《Safety of Nuclear Power Plants： Design》（SSR-2/1），明確規(guī)定需要將設計擴展工況納入核動力廠安全分析的考慮范圍。

IAEA 安全標準提出，設計擴展工況不在設計基準事故考慮范圍但在設計過程中根據(jù)最佳估計方法需要加以考慮，設計擴展工況發(fā)生時，放射性物質的釋放應被保持在可接受限值以內，且保證堆芯不受損傷以及避免堆芯熔化［7］，世界主要核能發(fā)展國家的相關技術文件也引入了設計擴展工況的概念和內容［8］，設計擴展工況在核動力廠運行范圍的具體位置如圖1 所示。

圖1 設計擴展工況在核動力廠運行范圍的具體位置Fig.1 The specific location of the design extension condition in the operating range of the nuclear power plant

1.2 設計擴展工況的應用進展

設計擴展工況概念的提出與應用，凸顯了國際社會對核能發(fā)展安全性的高度關注。我國核安全法規(guī)《核動力廠設計安全規(guī)定》在修訂過程中借鑒了IAEA 安全標準的相關內容，接受并引入設計擴展工況的概念，明確規(guī)定需要考慮該工況下核動力廠的安全性。因此，結合華龍一號、EPR 等核電堆型審評工作中積累的實踐成果，參考國際相關經驗，形成科學完善的技術要求，用于指導核動力廠安全分析，對于進一步提升核動力廠的安全性具有重要意義。

目前，國內外設計擴展工況清單存在一定差異，但在概念定義、工況分類與選取原則等方面基本保持一致。結合相關技術文件要求與工程實踐經驗，設計擴展工況清單主要來源于三個方面：一是西歐核監(jiān)管者協(xié)會（WENRA）發(fā)布的歐洲壓水堆（EPR）設計中遵循的技術導則，二是IAEA 安全標準的相關要求，三是我國“華龍一號”核電項目（HPR1000）設計、建造階段采用的技術文件。現(xiàn)階段西歐核監(jiān)管者協(xié)會［9］、國際原子能機構［10］與我國“華龍一號”工程實踐［11］對設計擴展工況清單對比見表1。

表1 西歐核監(jiān)管者協(xié)會、國際原子能機構與“華龍一號”工程實踐關于設計擴展工況的清單對比Table 1 Checklist comparison for design expansion condition of WENRA，IAEA and HPR1000

2 思考與研究

2.1 設計擴展工況的清單確定

設計擴展工況概念提出前，核動力廠設計安全主要考慮典型設計基準事故，同時將全廠斷電與未能停堆的預期瞬態(tài)等超過設計基準事故的情況增加到考慮范圍。設計擴展工況概念提出后，由于缺乏完備的工況序列，無法系統(tǒng)引入設計擴展工況的清單以指導相關工作的開展。目前，國內外設計擴展工況清單確定的原則主要包括以下來源：

（1）國際原子能機構（IAEA）

IAEA 將設計擴展工況主要分為以下兩類：一是沒有造成堆芯明顯損傷的工況（DEC-A），包括超出安全系統(tǒng)應對設計基準事故能力的始發(fā)事件以及設計基準事故或多重故障疊加導致安全系統(tǒng)無法完全執(zhí)行預定安全功能的始發(fā)事件等；二是造成堆芯熔化（嚴重事故）工況（DEC-B），該類工況清單主要依據(jù)國際核動力廠嚴重事故研究成果進行考慮，IAEA 安全標準提出的該類工況包括蒸汽爆炸、堆芯熔融與喪失最終熱阱等［10］。

（2）歐洲壓水堆（EPR）技術導則

歐洲壓水堆（EPR）技術導則對設計擴展工況清單確定主要采用發(fā)生頻率準則，針對僅考慮專設安全設施的核動力廠概率安全分析（PSA）模型，認為DEC-A 工況包括發(fā)生頻率高于10-7/堆年以及高于10-8/堆年并對核動力廠安全具有重要影響的事故序列；DEC-B工況主要包括現(xiàn)階段嚴重事故相關研究成果［11］。

（3）“華龍一號”工程實踐

“華龍一號”核電項目遵循《核動力廠設計安全規(guī)定》有關設計擴展工況的具體要求，借鑒歐洲壓水堆（EPR）技術導則提出的設計擴展工況范圍，依據(jù)工程實踐經驗，采用發(fā)生頻率與實際影響相結合的方式確定工況清單［12］，具體準則見表2。

表2 “華龍一號”工程實踐關于設計擴展工況清單確定準則Table 2 Criteria for determining the list of design expansion condition of HPR1000

2.2 設計擴展工況的分析方法

《核動力廠設計安全規(guī)定》提出，需要對設計擴展工況的分析采用最佳估算方法，且必須保證在核動力廠設計中適當考慮不確定性，具有適當?shù)脑Ａ恳员苊獬霈F(xiàn)陡變效應以及早期或大量放射性釋放。對比IAEA 安全標準有關設計擴展工況描述［13］，分析方法選取的原則主要包括：

（1）與設計基準事故分析方法的適用性；

（2）原則上可采用設計基準事故最佳估算分析疊加不確定性分析；

（3）使用最佳估算分析時應說明不會導致陡邊效應；

（4）不考慮單一故障準則與維修導致的系統(tǒng)不可用。

目前，世界主要核能發(fā)展國家針對設計擴展工況分析方法的選取存在一定差異，我國“華龍一號”核電項目與歐洲壓水堆（EPR）項目主要參考IAEA 安全標準提出的分析方法選取原則，并結合工程實踐經驗，對于指導核動力廠安全分取得良好效果。

2.3 設計擴展工況的設計準則

現(xiàn)階段我國核電領域對于設計擴展工況的設計準則尚未達成一致意見，在“華龍一號”核電項目與歐洲壓水堆（EPR）項目的核安全審評過程中，依據(jù)《核動力廠設計安全規(guī)定》相關規(guī)定，明確設計擴展工況的安全分析目標是“在嚴重事故下僅需要在區(qū)域和時間上采取有限的防護行動，且避免場外放射性污染或將其減至最小”，并提出應對設計擴展工況的幾項原則，包括：

（1）安全設施的獨立性與開展工況分析的必要性；

（2）設計規(guī)格書包括相關分析結果；

（3）極端事故（包括堆芯熔融）納入分析考慮范圍；

（4）導致早期放射性釋放或大量放射性釋放工況實際消除的可能性；

（5）必須有足夠的時間來采取保護公眾的防護行動且持續(xù)時間和范圍有限。

另外，在安全重要物項分類中，需要對設計擴展工況相關安全設施進行單獨分類，對于設計擴展工況相關安全設施，屬于安全重要物項的重要組成部分，應當納入安全分級的范疇［14］，其在核動力廠設備分類中所處位置如圖2 所示。

圖2 核動力廠設備分類示意圖Fig.2 Schematic diagram of nuclear power plant equipment classification

設計擴展工況相關安全設施應保證嚴重事故時的設備可用性，如熱工水力環(huán)境條件要求、輻照劑量要求、抗震要求等。設備可用性的驗證可以采用試驗和分析相結合的手段，確保設計擴展工況發(fā)生時能夠按照安全要求執(zhí)行其預期功能，適當考慮多重事故疊加時對設備冗余性與多樣性的要求。

3 建議

3.1 工況清單確定原則

針對設計基準事故的安全分析一般只考慮單一故障情況，通過提高安全相關系統(tǒng)的可靠性緩解事故影響。設計擴展工況的安全分析需要考慮在設計基準事故安全相關系統(tǒng)的基礎上依靠附加設施對超設計基準事故或多重失效故障發(fā)生后的核動力廠狀態(tài)進行緩解。

關于設計擴展工況的清單確定，建議遵循以下原則：

（1）未造成明顯堆芯損傷的設計擴展工況（DEC-A）

①借鑒國際上推薦并使用的DEC-A 工況清單（IAEA、EUR 等）；

②調研綜合國內外新建核電項目工程實踐經驗，完善DEC-A 清單，重點考慮超出應對單一始發(fā)事件的安全系統(tǒng)能力或多重失效導致安全系統(tǒng)無法應對的事故工況；

③在安全分析中，選取重要序列形成工況清單進行分析，選取超出設計基準事故并需要附加設施以降低發(fā)生頻率或緩解事故影響的始發(fā)事件確定為DEC-A 清單。

（2）造成堆芯熔化（嚴重事故）的設計擴展工況（DEC-B）

①導致核動力廠堆芯冷卻能力喪失；

②導致核動力廠冷卻劑系統(tǒng)完整性破壞。

3.2 分析方法選取原則

關于設計擴展工況的分析方法，選取過程中建議遵循以下原則：

（1）未造成明顯堆芯損傷的設計擴展工況（DEC-A）

①可采用設計基準事故分安全析計算程序，最佳估算方法疊加不確定性分析；

②避免“陡邊效應”造成不可接受的后果并加以證明；

③不考慮單一故障準則與維修導致的系統(tǒng)不可用；

④分析過程應進行至最終安全狀態(tài)（反應堆堆芯次臨界、衰變熱持續(xù)導出和放射性釋放包容至要求的水平）。

（2）造成堆芯熔化（嚴重事故）的設計擴展工況（DEC-B）

①充分考慮可能導致堆芯損壞的嚴重事故狀態(tài)（如高壓熔堆及安全殼直接加熱、蒸汽爆炸、氫氣燃燒爆炸與安全殼旁通等［15］）；

②可采用現(xiàn)行有效的事故進程模擬程序（如MAAP、MELCOR 等）。

3.3 設計準則確定原則

關于設計擴展工況的設計準則，確定過程中建議遵循以下原則：

對于未造成明顯堆芯損傷的設計擴展工況（DEC-A），采用放射性影響評價方法，提出相對設計基準事故更嚴格的輻射照射劑量接受值，參考國內外相關技術文件要求，考慮設計擴展工況始發(fā)事件導致的非居住區(qū)邊界上任何個人在事故的整個持續(xù)期內（可取 30 天）通過煙云浸沒外照射和吸入內照射途徑所接受的有效劑量不超過10 mSv；

對于造成堆芯熔化（嚴重事故）的設計擴展工況（DEC-B），應保證事故工況下核動力廠安全屏障的完整性，并有效降低放射性污染水平。

另外，建議明確用于設計擴展工況的附加安全設施范圍，包括應對多重失效事故序列、嚴重事故工況以及極端外部事件的安全設施，并對附加安全設施提出設計要求，以提高核動力廠應對全廠斷電、蒸汽爆炸與大型商用飛機撞擊［16］等設計擴展工況的預防與緩解能力。針對附加安全設施的相關技術要求應保障其在設計擴展工況條件下能夠發(fā)揮預期功能的性能可靠性，如良好的抗震能力、極端環(huán)境條件下的可用性以及維修和維護的有效性等。

4 結論

目前，有關設計擴展工況的定義和內容已在IAEA 安全標準以及美國、歐洲等世界主要核能發(fā)展國家發(fā)布的技術文件中予以體現(xiàn)，我國核安全法規(guī)《核動力廠設計安全規(guī)定》經修訂后，針對設計擴展工況提出相關要求。因此，依托國際社會核安全領域設計擴展工況研究成果，形成更為完善的核與輻射安全法規(guī)標準體系，提出具體的技術要求以指導核動力廠安全分析，有助于進一步提高核動力廠的安全水平，提高我國未來核動力廠應對超設計基準事故的能力，保障核能利用事業(yè)健康可持續(xù)發(fā)展。