基于風險指引方法的過濾排放系統改進分析

劉 靜 魏 瑋 王高鵬 喻新利

（中國核電工程有限公司，北京100840）

0 引言

安全性與經濟性是核電廠設計中關注的核心主題。使用概率論分析方法評價電廠安全性，可以有效識別電廠設計中的薄弱環節和風險代價，進而為設計的優化改進指引方向，在保證整體安全水平滿足設計要求的前提下，為盡可能提高核電廠建造和運行經濟性提供支持。國家核安全局于2016年發布的新版HAF102[1]《核動力廠設計安全規定》中明確要求：“必須在核動力廠的整個設計過程中進行全面的確定論安全評價和概率論安全評價”。設計階段采用概率安全評價方法，可以從風險角度解析設計，通過風險分析和設計改進的迭代，保證核動力廠設計的安全和平衡。

美國在核電管理領域引入風險指引型決策方法[2]，并在技術規格書優化[2]、管道在役檢查、風險監測器開發等活動中應用，形成了一套相對比較成熟的風險指引型監管框架。即全面考慮了風險分析、縱深防御原理的工程分析和判斷、安全裕量以及歷史績效等信息的綜合決策方法。通過研究風險指引型決策方法，并在電廠設計階段形成一套基于風險指引的嚴重事故緩解措施設計改進評價方法，可以通過風險分析的方法評價設計改進的技術可行性，支持嚴重事故緩解措施設計變更的決策。

1 基于風險指引的嚴重事故緩解措施設計改進評價方法

1998年6月，NRC發布了《關于風險指引型和基于績效型監管的白皮書》，總結了基于PSA應用的核安全管理決策方法：基于風險型方法、風險指引型方法、基于績效型方法、風險指引型與基于績效型相結合的方法。風險指引型與基于績效型相結合的方法通常簡稱為風險指引型決策方法。NRC明確地將風險指引型決策方法納入核安全管理的決策過程中，這種方法與以往基于確定論和專家判斷的決策方法相比，減輕了過分保守的規定，給了核電廠以更大的靈活性，更加科學和合理。參考風險指引決策方法在技術規格書優化、管道在役檢查、風險監測器開發等活動中的應用，結合目前三代核電廠的設計情況，總結了一套基于風險指引的嚴重事故緩解措施設計改進評價方法，如圖1所示。

圖1 基于風險指引的嚴重事故緩解措施設計改進評價方法

該評價方法主要包含以下幾個步驟：

（1）基于基準PSA模型分析結果，得出嚴重事故緩解措施相關的風險見解，識別出嚴重事故緩解的設計薄弱緩解或冗余項。結合工程判斷及先進堆型的實踐經驗，提出相關的改進方案。

（2）通過PSA模化措施改進方案，評估改進后的風險增加量，以及概率安全目標。對于嚴重事故緩解措施的評價，主要影響的風險量是早期大量放射性釋放頻率（LERF）和大量放射性釋放頻率（LRF），影響概率安全目標。

（3）嚴重事故緩解措施主要對應縱深防御第四層次的設計原則及設計要求，1-4層次的設計措施共同作用保證了第四層次的安全目標，即在嚴重事故下僅需要在區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，以及實際消除早期或大量放射性釋放。通過確定論及概率論相結合的方式評價改進方案實施后對放射性目標及實際消除目標的影響。

（4）結合風險增加量評估結果、縱深防御及設計要求評價、確定論評價結果，對嚴重事故緩解措施改進方案進行評價。如縱深防御原則及設計要求滿足，確定論評價結果可以接受，概率安全目標能夠滿足，則表明該改進方案在技術上是可行的。如不滿足則進一步調整方案及評估，或取消該改進方案。

2 三代核電廠過濾排放系統設計改進評價

二代改進型核電廠設計建造期間，國內法規沒有對嚴重事故專用緩解系統的設計要求，核電廠的嚴重事故緩解主要依靠專設安全設施的功能擴展，安全殼晚期超壓風險主要依靠安全殼噴淋系統應對。安全殼過濾排放系統的設置，有效降低了安全殼晚期超壓風險[3，4]。HAF102-2016《核動力廠設計安全規定》中增加了關于設計擴展工況的設計要求。要求設計必須考慮設計擴展工況來確定額外的事故情景，并針對這類事故制定切實可行的預防和緩解措施。由于三代核電廠設計擴展工況預防和緩解措施的設計，安全殼過濾排放[5]在釋放類中的占比明顯降低，如表1所示?；谌穗姀S的設計情況，提出取消安全殼過濾排放系統的設計改進。

表1 安全殼過濾排放釋放類占比變化

三代核電廠設計有非能動安全殼熱量導出系統，且安全殼的自由容積較大。通過確定論分析，假設發生安全殼內主蒸汽管道破口事故導致的嚴重事故，快速卸壓和堆腔注水系統均可用，非能動安全殼熱量導出系統可用，事故后24小時內安全殼峰值壓力為0.45MPa.a，72小時內安全殼峰值壓力不會達到安全殼嚴重威脅壓力。

采用概率安全分析方法模化取消安全殼過濾排放系統的改進方案，各釋放類頻率結果見表2?？紤]安全殼過濾排放系統的情況下，內部事件導致的安全殼晚期超壓失效包含RC07和RC08釋放類，約為1.07×10-11/堆·年，總的大量放射性釋放頻率（LRF）約為1.91×10-08/堆·年。不考慮安全殼過濾排放系統的情況下，內部事件導致的安全殼晚期超壓失效包含R07-R10釋放類，約7.63×10-09/堆·年，總的LRF約為2.65×10-08/堆·年。

表2 三代核電廠各釋放類頻率

參考《“華龍一號”融合方案核電項目安全審評原則》[6]，采用發生頻率小于1×10-07/堆·年作為一種“實際消除”的輔助概率判斷值論證。不考慮安全殼過濾排放系統的情況下，三代核電廠依舊滿足實際消除安全殼晚期超壓導致的大量放射性釋放的目標，且滿足三代核電廠LRF安全目標。

通過在基準模型上進行改進方案的?；治?，方案改進后總的LRF結果仍然能夠滿足概率安全目標。根據確定論分析，取消安全殼過濾排放系統，安全殼能夠在事故后72小時內保證其完整性。通過縱深防御原則及要求分析，取消安全殼過濾排放系統后，依舊滿足實際消除安全殼晚期超壓導致的大量放射性釋放的目標?；陲L險指引的評價方法，取消安全殼過濾排放系統是可行的。

3 結論

風險指引方法為設計方案的決策提供系統的評價方法，從安全評價和風險見解的角度為設計提供支持，通過風險分析和設計變更的迭代，保證了核動力廠的安全和平衡?；陲L險指引的嚴重事故緩解措施設計改進評價方法，為嚴重事故緩解措施的設計優化提供了重要支持。

基于風險指引方法，對取消安全殼過濾排放系統的設計改進進行評價。取消安全殼過濾排放系統，事故后72小時內安全殼完整性可以保證，且概率安全分析得出風險增加量很小，仍能保證概率安全目標及縱深防御第四層次中提出的“實際消除”的目標。從技術評價的角度上，取消安全殼過濾排放系統的設計改進是可行的。