國內先進壓水堆核電廠安全殼條件失效概率探討

張佳佳，李 春，楊志義，肖 軍，柴國旱，種毅敏

（環境保護部核與輻射安全中心，北京 100082）

國內先進壓水堆核電廠安全殼條件失效概率探討

張佳佳，李 春，楊志義，肖 軍，柴國旱，種毅敏*

（環境保護部核與輻射安全中心，北京 100082）

安全殼是核電廠實現放射性物質包容的最后一道屏障，安全殼條件失效概率是評價核電廠從堆芯熔化到安全殼失效整個階段緩解系統的重要指標。本文探討了安全殼條件失效概率的起源，對安全殼條件失效概率指標進行了解讀，介紹了國內各先進壓水堆核電堆型的安全殼條件失效概率的現狀和主要貢獻項并給出了相應的結論和建議。

安全殼；條件失效概率；大規模釋放

福島核事故后，國務院多部門聯合發布的《核安全與放射性污染防治“十二五”規劃及2020年遠景目標》［1］中要求：“持續提高運行和在建核設施安全水平，‘十三五’及以后新建核電機組力爭實現從設計上實際消除大量放射性物質釋放的可能性”。“從設計上實際消除大量放射性物質釋放的可能性”的要求已成為我國新的核安全目標［2］。安全殼是實現放射性物質包容的最后一道屏障，研究如何定量評價安全殼性能，如何確定安全殼性能指標以及如何評估其滿足目標的情況，對實現從設計上實際消除大量放射性物質釋放具有重要意義。

安全殼條件失效概率（ConditionalContainmentFailureProbability，簡稱CCFP）是評價核電廠從堆芯熔化到安全殼失效整個階段緩解系統的重要指標，可用于指導新一代核電廠的安全設計，平衡核電廠嚴重事故預防和緩解措施的設置。本文探討了安全殼條件失效概率的起源，對安全殼條件失效概率指標進行了解讀，介紹了國內新建先進壓水堆核電廠的安全殼條件失效概率的現狀和影響安全殼條件失效概率的主要貢獻因素并給出了相應的結論和建議。

1 有關安全殼條件失效概率的監管要求

安全殼條件失效概率與概率安全目標［3］密切相關。通常安全殼條件失效概率按公式CCFP=LRF/CDF計算，即大量釋放頻率（LRF）與堆芯損壞頻率（CDF）的比值，因此可以將安全殼條件失效概率理解為概率安全目標的一部分。

1990年，美國核管會（NRC）在其內部文件SECY-90-016“改進型壓水堆驗證事項及與當前監管要求的關系”［4］中提出以下概率安全目標：

堆芯損壞頻率不大于10-4/堆年；

大量釋放頻率不大于10-6/堆年；

安全殼條件失效概率不大于0.1。

這是最早對安全殼條件失效概率提出要求的文獻，主要針對改進型新核電廠。

在“先進輕水堆用戶要求文件”（URD）和“歐洲輕水堆用戶要求文件”（EUR）中均提出了明確的概率安全目標要求，但這兩份文件都沒有對安全殼條件失效概率提出明確要求。URD與EUR對核電廠概率安全目標的要求是：

堆芯損壞頻率不大于10-5/堆年；

大量釋放頻率不大于10-6/堆年。

NRC在白皮書“White Paperon Options for RiskMetricsforNew Reactors”［5］中，對URD和SECY-90-16在概率安全目標要求方面的差異做了說明。可以看出，表面上SECY-90-16對核電廠堆芯損壞頻率的目標要求放寬到了不大于10-4/堆年，但由于有大量釋放頻率不大于10-6/堆年以及安全殼條件失效概率不大于0.1這兩個目標要求，事實上對于核電廠的概率安全目標要求更為嚴苛。實踐中，如某核電廠的堆芯損壞頻率接近10-4/堆年（滿足堆芯損壞頻率不大于10-4/堆年的目標要求），但為了同時滿足大量釋放頻率目標，則安全殼條件失效概率的結果必須接近或小于10-2。美國核電廠的實踐表明，即使考慮了緩解嚴重事故的各項工程措施，要使安全殼條件失效概率小于10-2是非常困難的。因此，對于新建核電廠，SECY-90-016的要求中隱含了堆芯損壞頻率必須遠小于10-4/堆年的要求。針對新一代核電廠，實際上其概率安全目標是：

堆芯損壞頻率不大于10-5/堆年；

大量釋放頻率不大于10-6/堆年。

我國國家核安全局在2006年發布的核安全導則HAD102/17《核動廠安全評價與驗證》［6］中推薦的核電廠概率安全目標為：

運行核電廠：

堆芯損壞頻率不大于10-4/堆年；

大量釋放頻率不大于10-5/堆年。

新建核電廠：

堆芯損壞頻率不大于10-5/堆年；

大量釋放頻率不大于10-6/堆年。

福島核事故后，我國政府頒布的《核安全與放射性污染防治“十二五”規劃及2020年遠景目標》［1］（簡稱核安全規劃）中要求“新建核電機組具備較完善的嚴重事故預防和緩解措施，每堆年發生嚴重堆芯損壞事件的概率低于十萬分之一，每堆年發生大量放射性物質釋放事件的概率低于百萬分之一”。核安全規劃對堆芯損壞頻率和大量釋放頻率的指標要求與HAD102/17一致，但從原來的推薦性目標上升為要求。對比不同國家或機構關于概率安全目標的要求（見表1），可以看出我國當前對新建核電廠堆芯損壞頻率和大量釋放頻率的指標要求與URD和EUR目標是一致的。

表1 概率安全目標（對新建核電廠）Table 1 Probabilistic safety goal（for new nuclear power plants）

2 指標解讀

2.1 指標起源

美國三哩島核事故后，人們充分認識到安全殼作為放射性物質包容的最后一道屏障的重要性，因此，NRC對安全殼的性能提出了明確的目標。1990年，在SECY-90-016中，NRC關于安全殼性能有如下表述［4］：

“鑒于影響安全殼完整性的事故發生概率很低，NRC工作人員認為從堆芯熔化事故開始到安全殼完整性喪失（將導致比設計基準泄漏大得多的、持續的、不可控的泄漏），緩解系統（這些系統用以降低堆芯損壞事故的后果）失效的概率應不超過約0.1。然而，NRC審評人員更傾向于要求確保安全殼可以處理所有可信的威脅，而不是通過規定安全殼條件失效概率的方式，因為這一方式可能會被公眾解讀為降低了核電廠的整體安全性。NRC工作人員以安全殼條件失效概率小于0.1或者與之相當的、確定論的準則用以表征安全殼性能。因此，NRC審評人員認為針對改進型的先進壓水堆核電廠，采用以下安全殼性能的通用準則來代替安全殼條件失效概率的要求是合適的，即在極可能的嚴重事故威脅情況下，能夠在堆芯損壞開始后大約24小時內保持安全殼完整性。”

安全殼性能目標（ContainmentPerformance Goal，CPG）的提出可以更好地平衡核電廠嚴重事故預防和緩解設施的設計，SECY-90-016是第一個對安全殼條件失效概率提出明確目標的文件。

可以看出，在SECY-90-016中，NRC工作人員對于安全殼性能目標的要求實際上有兩種可以選擇的驗收準則，即“安全殼條件失效概率小于0.1”或者“與之相當的從確定論角度確定的準則”。同時也可以理解為，安全殼條件失效概率小于0.1是目標，確定論的準則是實現的方式以及現實的選擇。這是因為單獨的安全殼條件失效概率指標一方面可能會被誤讀為降低了核電廠整體的安全性，另一方面，從概率安全評價的技術角度出發，對于準確定量化安全殼條件失效概率尚存在一些問題。概率安全評估可以系統地評估核電廠存在的薄弱環節。對于一些頻率非常低（約1×10-6/堆年）的事故序列，在定量化過程中的不確定性是非常大的。這種不確定性一方面是由于嚴重事故進程和現象本身存在的不確定性導致的，另一方面也是由于概率安全評價在人因可靠性方法評估、嚴重事故下設備的可用性以及針對嚴重事故進程與現象分析中的不確定性而導致的。因此，NRC工作人員傾向于采用和概率論相當的確定論的安全殼性能指標作為監管要求。

此后，NRC又繼續針對此問題開展了研究，并陸續發布了若干技術文件，如SECY-93-087［7］以及相關的備忘錄（SRM）等。這些文獻中針對先進輕水堆（ALWR）的安全殼性能指標的要求和SECY-90-016的內容是基本一致的。

2014年，NRC發布新版的標準審查大綱NUREG 0800（草稿版），在19.0章［8］中給出了NRC工作人員對于概率安全評價和嚴重事故整體評估可以接受的準則。其中準則3明確了“與NRC批準使用的安全殼性能目標對比，核電廠設計目標應包括：（1）確定論目標是，在極可能的嚴重事故威脅情況下，安全殼能夠在堆芯損壞開始后大約24 h內保持完整性；（2）概率論目標是，對于概率安全分析中評價的所有堆芯損壞序列進行綜合評價后，其安全殼失效條件概率應低于0.1。”工作人員將確定申請者是否已充分表明了其在核電廠設計上恰當地平衡了嚴重事故預防和緩解設施，和已有電廠相比是否明顯降低了風險。NRC工作人員將確定申請者是否采用了可靠的方法篩選出了最可能的嚴重事故序列或者按照導則RG 1.216.C3.1的方法篩選出了可信的序列。

2.2 指標內涵

安全殼條件失效概率的數學定義可以用LRF/CDF來表征，LRF用來評價嚴重事故的緩解能力，主要是保證安全殼放射性包容功能的完整性，CDF用來評價核電廠嚴重事故的預防能力。LRF與CDF一個作為分子，一個作為分母，在安全殼條件失效概率目標給定的前提下（如0.1），只要明確LRF與CDF的定義，就能用數學表達式計算出安全殼條件失效概率的結果，這就要求核電廠設計中在嚴重事故的預防和緩解兩個方面投入充足且平衡的力量才能滿足這一有關安全殼條件失效概率的目標。

然而，關于LRF的定義目前業界還在廣泛的討論中，NRC也尚未給出明確的定義。NRC在文件SECY-12-0081“針對新堆的風險指引型監管框架”［9］對這一情況進行了系統的說明。該文件主要討論了在管理導則RG1.174中加強針對安全殼長期性能的相關要求以及討論新建核電廠從現在采用的大量釋放頻率和安全殼條件失效概率的指標過渡到現有運行核電廠早期大量釋放頻率（LERF）指標的問題。其中提到，NRC曾要求其工作人員給出大量釋放頻率的定義，但在SECY-93-138中NRC工作人員建議終止定義的工作，NRC同意了該建議。因此，NRC并沒有給出一個明確的大量釋放頻率定義，這導致美國各個核電廠普遍采用非常保守的方法來計算大量釋放頻率值。由于大量釋放頻率沒有明確的定義，則安全殼條件失效概率也沒有明確的定義。且當前針對新建核電廠的要求與運行核電廠不一致，因此工作人員最后向NRC建議，從大量釋放頻率和安全殼條件失效概率的新建核電廠監管目標逐步過渡到早期大量釋放頻率指標，并在RG1.174中增加與安全殼性能相關的要求，從而使得新建核電廠與運行核電廠的監管要求保持一致（NRC尚未采納這一建議）。

從SECY-90-016、SECY-93-087和2014版的NUREG 0800可以看出，安全殼條件失效概率和確定論的安全殼性能指標一直都是作為安全殼性能目標并存的。安全殼條件失效概率小于0.1是目標，而確定論安全殼性能指標是實現的方式，也是現實的選擇。另一方面確定論的安全殼性能指標也并非是完全的確定論，其挑選的最可能的嚴重事故情景要滿足RG1.216［10］的要求，即要能覆蓋90%以上的堆芯熔化序列，這要從概率安全分析的角度來評價，同時還應滿足ASME Service LevelC承壓能力和“24 h”的要求。滿足了確定論的安全殼性能指標，意味著安全殼在設計上，90%以上的堆芯熔化序列的放射性產物在24小時內是可以包容的，也就是說安全殼在堆芯熔化后的24小時內成功包容裂變產物的概率要大于90%，即失效的概率小于10%。

3 國內先進壓水堆核電廠安全殼條件失效概率現狀及主要貢獻項

國內新建的先進壓水堆核電廠堆型主要有AP1000、EPR以及我國自主研發的華龍一號和CAP1400，表2給出了各先進堆型安全殼條件失效概率的對比情況。

表2 國內不同堆型先進壓水堆核電廠的安全殼條件失效概率Table2 TheCCFPof advanced PWRNPP in China

從表2可以看出，當前針對概率安全分析的范圍逐漸完善，但是對外部事件，更多的是停留在一級概率安全評價階段，二級概率安全評價往往采用非常保守的方法估算。當前，國內針對大量釋放頻率和堆芯損壞頻率的要求是全范圍的［11］，那么對安全殼條件失效概率的要求/目標也應該是全范圍的，即安全殼條件失效概率的目標是考慮所有堆芯損壞序列后的安全殼條件失效概率。但從實踐來看，當前對內部事件的分析比較完善，而對外部事件的分析采用了大量保守的做法，往往是從滿足概率安全目標的角度來構建模型計算的，估算的方法差別很大，有的分析較詳細，有的則直接類比給出，這導致了其結果不具可比性。另外，外部事件分析中有大量的不確定性，直接帶入公式計算會引起誤導。

基于以上實踐，將內部事件分析作為關注重點更具有現實意義。這一方面是概率安全評價技術本身所限制的；另一方面是由于外部事件本身存在較大的不確定性導致對其進一步模化的局限性所致。因此本節重點關注內部事件導致的安全殼條件失效概率。鑒于國內外對AP1000和EPR的研究成果已較多，本文重點關注國內自主研發的先進核電堆型，即華龍一號和CAP1400的安全殼條件失效概率。

3.1 華龍一號（福清核電廠5、6號機組）

福清核電廠5、6號機組采用華龍一號堆型，針對嚴重事故設置了安全殼隔離系統、一回路快速卸壓系統、堆腔注水系統、非能動安全殼熱量導出系統和安全殼過濾排放系統等嚴重事故緩解系統。

在福清核電廠5、6號機組二級概率安全評價的建模過程中，主要考慮設計中專用的嚴重事故緩解設備，而保守地不考慮專用于應對設計基準事故的相關系統。福清核電廠5、6號機組的內部事件堆芯損壞頻率和大量釋放頻率計算結果見表3、表4給出了功率工況下各釋放類對堆芯損壞頻率的貢獻。根據表3、表4結果，結合初步安全分析報告［12］，得出如下結論：

（1）內部功率工況安全殼條件失效概率接近0.102，其中功率工況下安全殼條件失效概率為0.117，低功率及停堆工況下安全殼條件失效概率為0.054；

（2）功率運行工況下對大量釋放頻率的主要貢獻是界面破口失水事故和主蒸汽發生器傳熱管破裂類事故，兩者占總大量釋放頻率的60%。報告保守認為，對于界面失水事故和主蒸汽發生器傳熱管破裂類事故，如果發生堆芯損傷，則熔融堆芯產生的大量放射性物質將直接通過旁路安全殼釋放到安全殼外；

（3）壓力容器破裂（主要在RC05、RC06），由于無法進行有效補水，將不可避免地導致堆芯損傷，此時堆芯熔融物有可能從位于壓力容器下封頭區域內的破口直接跌入堆腔內的大量水中并發生蒸汽爆炸等高能反應，威脅安全殼的完整性，這部分大概占到大量釋放頻率的20%；

（4）除了旁通類事故外，其他各類安全殼失效均與嚴重事故緩解系統的有效性密切相關，因此在堆芯損壞條件下，嚴重事故緩解系統的成功概率為0.95。進一步分析還表明，影響嚴重事故緩解系統可靠性的主要是人因事件，人因失誤的貢獻占54%，如果剔除這部分，硬件的失效概率約為0.023；

（5）從安全殼失效模式來看，堆芯熔融物與混凝土相互作用導致的失效大致占比28.9%，貢獻也較大；

（6）在概率安全評價模型中還有一些保守處理的事件序列，主要是安全殼內主蒸汽管道破口疊加停堆失敗序列，直接保守認為導致大量釋放，但這部分貢獻不大，約占大量釋放頻率的1%。

表3 福清核電廠5、6號機組內部事件Table 3 The CCFP of internalevents in units5 and 6 of Fuq ing NPP

表4 福清核電廠5、6號機組功率工況下內部事件各釋放類對堆芯損壞頻率的貢獻Table4 Thecontribution of releasecategoriesof internalevents to the CDF atpower state in units 5 and 6 of Fuqing NPP

3.2 華龍一號（防城港核電廠3、4號機組）

在防城港核電廠3、4號機組二級概率安全評價建模過程中主要考慮專用的嚴重事故緩解設備，而保守地不考慮專用于應對設計基準事故相關的系統。防城港核電廠3、4號機組的內部事件安全殼條件失效概率的計算結果見表5。結合初步安全分析報告［13］，可以得出如下結論：

（1）防城港核電廠3、4號機組安全殼條件失效概率的主要結果見表5，其安全殼條件失效概率為0.085，其中功率工況為0.064，低功率及停堆工況為0.017；

（2）防城港3、4號二級概率安全評價現階段沒有進行釋放類的分析，但根據其初步安全分析報告結論，安全殼旁通類事故序列對大量釋放頻率的貢獻最大，約占49%。壓力容器破裂對大量釋放頻率貢獻約占19%。由于未對壓力容器破裂事故進行詳細分析而直接認為大量釋放，這一假設具有較大的保守性；

（3）發生堆芯熔融物與混凝土相互作用，安全殼底板熔穿對內部事件大量釋放頻率的貢獻較大，約占47%。這是因為堆芯再淹沒失敗、堆腔注水失敗或由于一回路卸壓失敗，堆芯再淹沒、堆腔注水不能投入，將導致壓力容器失效，發生堆芯熔融物與混凝土相互作用現象，安全殼底板熔穿將不可避免；喪失供電電源是堆芯再淹沒失敗和堆腔注水失敗的主要原因。其次，人誤對堆芯再淹沒失敗的影響也較大。

表5 防城港核電廠3、4號機組內部事件安全殼條件失效概率Table5 TheCCFPof internalevents in units3 and 4 of Fangchenggang NPP

3.3 國核壓水堆示范工程

國核壓水堆示范工程采用CAP1400技術。CAP1400是由上海核工程設計院在AP1000技術引進消化吸收的基礎上，結合國內AP1000項目以及在自主化設計項目的設計經驗基礎上開發的先進壓水堆堆型。其內部事件安全殼條件失效概率計算結果見表6，支配性事故序列對大量釋放頻率的貢獻見表7。其中內部事件功率工況下安全殼條件失效概率為0.084。由于CAP1400沒有開展詳細的低功率及停堆二級概率安全評價，其結果主要是折算的。考慮其折算結果，CAP1400總的安全殼條件失效概率為0.1。結合其初步安全分析報告［14］，主要分析結論如下：

（1） 旁通類的貢獻基本占安全殼條件失效概率的一半。CAP1400對旁通類失效進行了詳細的分析，對于電廠損傷狀態6ES（安全殼被旁通的主蒸汽發生器傳熱管破裂，非能動余熱排出有效，完全降壓失效的堆芯損傷）和6E（安全殼被旁通的主蒸汽傳熱管破裂，一回路完全降壓成功但重力注射系統失效的堆芯熔化序列）的安全殼有效性分別為45.52%和40.72%。對于所有旁通類序列進行的敏感性分析結果還表明，即將旁通類都保守地假定為導致大量放射性釋放的情況下，相應的安全殼有效性從92.09%下降到88.82%（即安全殼條件失效概率從0.08增加到0.112）。

表6 CAP 1400安全殼條件失效概率Table6 CCFP for CAP 1400

表7 CAP1400支配性序列對大量釋放頻率的貢獻Table7 The contribution of dom inant accident sequences to LRF for CAP1400

（2）電廠損傷狀態3C對應于壓力容器失效始發事件，其發生頻率定為1.00×10-8/堆年。在CAP1400分析中，假設這類事故中90%的事故序列壓力容器失效位置發生在壓力容器筒體和下封頭連接處之上，堆芯熔融物可冷卻且不會威脅安全殼完整性。對于剩余的10%的序列，失效位置發生在壓力容器筒體和下封頭連接處之下，堆芯熔融物坍塌后直接進入安全殼中，這種情況下，保守地假設安全殼失效。CAP1400針對100%失效發生在壓力容器筒體和下封頭連接處之下的情況進行了敏感性分析，結果顯示安全殼有效性從89.71%降低到87.21%，變化并不明顯。

（3）對于電廠損傷狀態1A（序列主要是一回路完整的瞬態事件發生后，堆芯損傷時RCS仍處于高壓的情況）安全殼有效性是40.65%。雖然考慮了操縱員根據嚴重事故管理導則（SAMG）執行降壓恢復操作，但是硬件失效和人員操作失敗將導致一回路處于高壓狀態，保守假設將造成主蒸汽發生器傳熱管失效進而導致安全殼被旁通。

4 結論和建議

國內自主設計的三代堆型的內部事件安全殼條件失效概率均在0.1附近。根據分析結果，影響安全殼條件失效概率的因素可以分為共性和差異兩個方面。

4.1 共性方面

（1）根據表8，安全殼旁通類（包括主蒸汽傳熱管破裂和界面失水事故）和堆芯熔融物與混凝土相互作用是主要貢獻項，在各核電廠的大量釋放頻率中，兩者合計貢獻都超過85%。

（2）新一代核電廠設置了完善的消氫系統、具有專用快速卸壓閥，這些措施有效應對了安全殼早期失效。

表8 釋放類對大量釋放頻率貢獻對比Table 8 Com parison of the contribution of release categories to LRF

4.2 差異方面

各核電廠對于二級概率安全評價建模過程中的一些假設和具體處理方式不同，對分析結果造成了一定的影響。

（1）同為華龍一號，防城港核電廠3、4號機組功率工況下旁通類事故（包括界面失水事故和主蒸汽傳熱管破裂）導致的堆芯損壞頻率為1.24×10-7；福清核電廠5、6號機組為6.98× 10-9，是防城港核電廠3、4號機組的17倍。此外，防城港核電廠3、4號機組的堆芯損壞頻率（4.66×10-7）是福清核電廠5、6號機組（1.70× 10-7）的3倍。針對旁通類事故導致堆蕊熔化的序列，防城港核電廠3、4號機組在二級概率安全評價中考慮了緩解，而福清核電廠5、6號機組的二級概率安全評價中并未考慮緩解。

（2）針對安全殼超壓失效，兩種華龍一號設計均增大了安全殼容量，但福清核電廠5、6號機組進行了較為詳細的分析，而防城港核電廠3、4號機組仍然采用二代改進型核電廠（CPR1000）結論，對結果會有一些影響。

（3）對于壓力容器破裂，防城港核電廠3、4號機組假設直接導致大量釋放頻率，而福清核電廠5、6號機組和CAP1400分為兩部分分別進行處理。

4.3 建議

4.3.1 監管指標

從監管指標的角度，筆者提出如下幾點建議：

（1）安全殼條件失效概率是評價安全殼性能的重要指標，應廣泛開展安全殼條件失效概率的研究，并適時推出這一監管目標，作為實現“實際消除”目標的輔助判斷指標。

（2）當前對內部事件的分析比較完善，但對外部事件的分析還存在許多問題（水淹和火災概率安全分析嚴重依賴于廠房布置，地震概率安全分析存在大量的不確定性），更多的是從滿足概率安全目標的角度來構建模型計算或者估算。基于目前的概率安全分析開展現狀，安全殼條件失效概率分析時可以只考慮內部事件。

（3）安全殼條件失效概率評價的不是安全殼本身，而是針對實現放射性包容功能的緩解系統和措施的評價指標。因此，像旁通類事故的貢獻應該包括在安全殼條件失效概率指標中。

4.3.2 降低安全殼條件失效概率的措施

研究降低安全殼條件失效概率的措施，實際是加強緩解系統設計，建議可以從如下幾個方面進行考慮：

（1）采取措施降低安全殼旁通類事故（包括蒸汽管破裂疊加主蒸汽發生器傳熱管破裂和界面失水事故）的風險。例如，在主蒸汽發生器隔離閥上游增設隔離閥。分析表明，如果將旁通類事故導致的大量釋放頻率降低一半，整個安全殼條件失效概率至少可以降低20%。

（2）由于堆芯熔融物與混凝土相互作用對大量釋放的貢獻較大，因此應努力提高堆內滯留的有效性。一方面，對于事故發展較快的大破口失水事故和未能緊急停堆的預期瞬態事故，堆芯損壞后堆腔注水系統的及時投入成為緩解事故后果的關鍵，因此，應優化嚴重事故管理導則，縮短人員響應時間。或者在必要時，考慮特定事故自動觸發堆腔注水功能。另一方面，可在堆內熔融物滯留系統基礎上考慮增加堆芯捕集器，進一步降低堆芯熔融物與混凝土相互作用的貢獻［15］。

此外，應充分認識到這一指標的局限性：

其一，安全殼條件失效概率的指標應更多應用于指導新一代核電廠的安全設計，平衡嚴重事故預防和緩解手段，過分強調安全殼條件失效概率可能導致核電廠設計中重視緩解、輕視預防。因此應將安全殼條件失效概率與堆芯損壞頻率、大量釋放頻率等指標配合使用。

其二，二級概率安全評價分析尚存在未能達成一致的技術問題，例如人因分析方法、嚴重事故現象概率取值、極端事件發生頻率等，這些將導致二級概率安全評價結果存在較大的不確定性。因此，需要業界共同努力進一步完善二級概率安全評價技術方法。

［1］國家核安全局，國家發展改革委，財政部，等.核安全與放射性污染防治“十二五”規劃及2020年遠景目標［R］.北京：國家核安全局，國家發展改革委，財政部，等，2012.

［2］柴國旱.后福島時代對我國核電安全理念及要求的重新審視與思考［J］.環境保護，2015（7）：21-24.

［3］湯搏.“實際消除大規模釋放概念”的探討［J］.核安全，2013（S1）：15-20.

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［5］NRC.ML090160004，White Paper on Options for Risk Metrics for New Reactors［R］.Washington DC：NRC.

［6］國家核安全局.核動廠安全評價與驗證［S］.HAD102/17，2006.

［7］NRC.SECY-93-087，Policy，Technical，and Licensing Issues Pertaining to Evolutionary and Advanced Light-Water ReactorDesigns［S］.Washington DC：NRC，993.

［8］NRC.NUREG-0800，Standard Review Plan，19.0 Probabilistic risk assessmentand severe accidentevaluation for new reactors（draft）［S］.W ashington DC：NRC，2014.

［9］NRC.SECY-12-0081，Risk-informed regulatory framework fornew reactors［S］.Washington DC：NRC，2012.

［10］NRC.RG1.216，Containmentstructural integrity evaluationfor internal pressure loadings above design-basis pressure，Revision［S］.Washington DC：NRC，010.

［11］嚴天文，李吉根，張琳，等.新建核電廠幾個重要安全要求的探討［J］.核安全，2013（S1）：72-77.

［12］福建福清核電有限公司.福清5、6號初步安全分析報告［R］.2014.

［13］廣西防城港核電有限公司.防城港3、4號初步安全分析報告［R］.2015.

［14］國核示范電站有限公司.國核壓水堆示范工程初步安全分析報告［R］.2013.

［15］董毅漫，張弛，宋大虎，等.我國核電安全目標發展取向的思考［J］.核安全，2012（4）：10-15.

TheStudy on theConditionalContainmentFailureProbability of Advanced PWRNuclear Power Plant in China

ZHANG Jiajia，LIChun，YANGZhiyi，XIAO Jun，CHAIGuohan，CHONGYimin
（Nuclearand Radiation SafetyCenter，MEP，Beijing100082，China）

The containment is the lastbarrier to achieve radioactive products contained for nuclear power plants.Conditionalcontainmentfailureprobability（CCFP）isan importantindex forevaluating theperformanceofcontainment.Thehistory of CCFP，themeaningofCCFParediscussed in thispaper，and thecurrentsituation of the CCFP for some advanced PWR nuclear power plants in China is introduced.Finally，someconclusionsand recommendationsaregiven.

containment；conditional failureprobability；large release

TL364

：A

：1672-5360（2015）03-0082-08

2015-03-05

2015-04-16

環保公益性行業科研專題課題，課題編號201309054

張佳佳（1986—），男，河南洛陽人，高級工程師，現主要從事核電廠概率安全分析與嚴重事故研究與審評工作

*通訊作者：種毅敏，E-mail：eofp@163.com