“華龍一號”場外應急優化研究

邢 繼，吳 楠，薛 娜，邱 林

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

核應急是核能事業持續健康發展的重要保障，也是核電廠安全縱深防御的最后一道屏障，對于保護公眾、保護環境、保障社會穩定、維護國家安全具有重要意義［1］。盡管核電廠在設計上采取各種預防性措施，使其進入核事故應急狀態的可能性非常小，但仍無法完全排除。為了加強應急響應能力，最大程度地降低事故對公眾和環境的影響，核電廠應建立應急計劃區，預先劃分出最可能需要采取公眾防護措施的區域，在其中做好應急準備［2］。其中煙羽應急計劃區是針對事故情況下放射性煙羽照射途徑而建立的，主要影響因素為事故早期氣載放射性釋放，需要做好在應急狀態下能立即采取撤離、隱蔽和服碘等緊急防護行動的準備。

為保證應急響應行動的及時性和有效性，煙羽應急計劃區范圍內需開展應急物資設備的儲備、定期維護，以及定期培訓與演習，涉及大量人力與物力資源的投入［3］。同時，應急計劃區也是核電廠公眾溝通的窗口，相關準備工作的開展直接影響公眾對核電安全的認知。我國現行標準GB/T 17680.1-2008《核電廠應急計劃與準備準則第1部分：應急計劃區的劃分》［4］針對壓水堆核電廠，推薦的煙羽應急計劃區半徑為7～10 km，其中內區半徑為3～5 km。福島核事故后，工程實踐中通常采用內區半徑 5 km，外區半徑10 km作為推薦的煙羽應急計劃區范圍。

然而GB/T 17680.1-2008的要求主要針對第二代或改進型核電機組，隨著華龍一號等先進三代核電機組的出現，核電廠的安全水平有了顯著提高。華龍一號核電機組采用能動與非能動相結合的技術路線，針對可能導致早期放射性釋放或者大量放射性釋放的事故工況和事故序列，采取了可靠的設計措施，設置了完善的嚴重事故預防和緩解措施，能夠顯著降低堆芯損壞頻率，并最大限度地保障安全屏障完整，防止大量放射性物質釋放進入環境。

為提高三代核電機組的經濟性與廠址適應性，增加公眾對核電的接受程度，滿足我國發展三代核電的戰略需求，有必要結合華龍一號機組的先進安全特性，開展場外應急優化研究。本文應用華龍一號機組的內部事件二級PSA分析成果，并基于目前核應急監管的有關要求，以福清廠址為代表，對華龍一號機組的煙羽應急計劃區范圍開展分析，論證場外應急優化的技術基礎。

1 二級PSA分析成果

華龍一號機組開展了全范圍二級PSA分析［5］，其中針對功率運行和低功率停堆工況的內部事件，將嚴重事故劃分為11個放射性釋放類，如表1所示。

表1 華龍一號內部事件二級PSA分析結果Table 1 Level-2 PSA results of internal invents for HPR1000

《“華龍一號”融合方案核電項目核安全審評原則》［6］規定應有可靠的設計措施，以“實際消除”安全殼直接加熱、蒸汽爆炸、大量氫氣爆燃、安全殼底板熔穿、安全殼晚期超壓、安全殼旁路等嚴重事故序列，并推薦以每堆年發生頻率小于1×10-7作為一種“實際消除”的輔助概率判斷值。

針對可能導致早期放射性釋放或者大量放射性釋放的事故工況和事故序列，華龍一號機組設計上采取了包括一回路快速卸壓、能動與非能動相結合的堆腔注水系統、非能動安全殼熱量導出系統、非能動安全殼消氫系統、安全殼過濾排放系統在內的一系列完善的嚴重事故緩解措施，以及嚴重事故管理導則措施，能夠顯著降低堆芯熔化之后放射性物質向環境大量釋放的可能性。

二級PSA分析結果表明，可能導致早期放射性釋放或者大量放射性釋放的事故序列發生頻率小于1×10-7/堆年，并且大量放射性釋放的累積頻率小于1×10-6/堆年，滿足《“華龍一號”融合方案核電項目核安全審評原則》以及我國新建核電廠關于實際消除大量放射性釋放的概率安全目標。

2 應急源項的確定

事故源項的選取是應急計劃區劃分的基礎與關鍵。現行標準GB/T 17680.1-2008要求核電廠應急計劃區劃分應考慮嚴重事故，以應對不同嚴重程度的事故后果。但對于發生概率極小的事故，可以不予考慮，以免使應急計劃區范圍過大而帶來不合理的經濟負擔。同時，GB/T 17680.1-2008將用于應急計劃區測算的嚴重事故源項劃分為兩類：大多數嚴重事故序列和后果最嚴重的嚴重事故序列。對于前者，應盡可能降低隨機性健康效應；對于后者，則要防止嚴重確定性健康效應的發生。

現行核應急法規標準中對于“發生概率極小”的事故缺少定量化標準，盡管《“華龍一號”融合方案核電項目核安全審評原則》將1×10-7/堆年作為“實際消除”的輔助概率判斷值，但在核應急監管與審查過程中出于謹慎態度，要求事故源項的選取需要考慮剩余風險。

因此，雖然華龍一號已經充分論證設計上能夠實際消除早期或大量放射性釋放，本文仍依據國內核應急監管的實踐，并參考AP1000［7］與EPR［8］等三代核電機組的工程實踐，確定應急計劃區劃分采用的事故源項：

（1） 對于大多數嚴重事故序列，考慮二級PSA全事故譜；

（2） 對于后果最嚴重的嚴重事故序列，結合表1所示二級PSA分析結果，選取低于1×10-7/堆年且導致早期大量釋放的RC02至RC06釋放類。

3 應急計劃區測算方法

3.1 基于概率論的應急計劃區測算方法

依據《壓水堆核電廠嚴重事故風險分析方法》（Q/CNNC HLBZ AB 2-2018）［9］，采用基于概率論的方法開展應急計劃區測算。該方法綜合考慮事故譜中各釋放類的發生頻率與劑量后果，通過計算嚴重事故譜的余補累積分布函數（complementary cumulative distribution function，CCDF）p（x），評估事故后果超過指定劑量限值的條件概率。

式中：fi為大多數或后果最嚴重的嚴重事故譜中第i種釋放類的發生頻率；

pi（x）為第i種釋放類在距離x處超過指定劑量的氣象條件概率。

分析中考慮煙羽外照射、地面沉積外照射、空氣吸入內照射和再懸浮吸入內照射四種途徑，根據《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》（GB 18871-2002）［10］附錄E的要求，計算各事故序列早期（2天或7天）不同距離處的預期劑量。通過對指定距離x處，不同氣象條件下的事故后果進行排序，完成pi（x）的計算。

3.2 應急計劃區劃分準則

GB/T 17680.1-2008規定煙羽應急計劃區內的事故后果應滿足GB 18871-2002附錄E的干預水平或行動水平。工程實踐中，通常采用如下準則測算煙羽應急計劃區的內區和外區邊界：

（1） 煙羽應急計劃區內區之外，大多數嚴重事故的7天有效劑量不超過撤離通用優化干預水平；

（2） 煙羽應急計劃區外區之外，大多數嚴重事故的2天有效劑量不超過隱蔽通用優化干預水平，甲狀腺劑量不超過碘防護通用優化干預水平；

（3） 煙羽應急計劃區外區之外，后果最嚴重的嚴重事故，其器官或組織的急性照射劑量不超過任何情況下預期均應進行干預的劑量水平。

除劑量限值外，基于概率論的應急計劃區測算方法應明確可接受的概率水平。NUREG- 0396［11］基于70%的概率水平制定了美國的應急計劃區范圍要求，即煙羽應急計劃區之外，70%的堆芯熔化事故不超過防護行動指南（protective action guide，PAG）。因此，本文選取30%作為嚴重事故超過指定劑量的可接受概率水平，制定如下煙羽應急計劃區的劃分準則：

（1） 在煙羽應急計劃區內區EPZi之外，大多數嚴重事故譜針對特定緊急防護行動的預期劑量D超過相應通用優化干預水平GIL（見表2）的條件概率低于30%，即

表2 緊急防護行動的通用優化干預水平Table 2 Generic intervention levels for emergency protective actions

（2） 在煙羽應急計劃區外區EPZo之外，后果最嚴重的嚴重事故譜造成的器官或組織的預期劑量D超過急性照射的劑量行動水平DAL（見表3）的條件概率低于30%，即

表3 急性照射的劑量行動水平Table 3 Action level for acute exposure doses

4 場外應急優化分析

4.1 應急計劃區測算結果

考慮福清核電廠廠址氣象條件，采用式（1）所述應急計劃區測算方法計算華龍一號機組大多數嚴重事故譜2天有效劑量超過10 mSv、7天有效劑量超過50 mSv以及甲狀腺劑量超過100 mGy的余補累積分布函數CCDF，如圖1所示。計算后果最嚴重的嚴重事故譜2天全身急性劑量超過1 Gy以及2天甲狀腺急性劑量超過5 Gy的余補累積分布函數CCDF，如圖2所示。

圖1 大多數嚴重事故譜的余補累積分布函數Fig.1 CCDF of the most severe accident spectrum

圖2 后果最嚴重的嚴重事故譜的余補累積分布函數Fig.2 CCDF of the severest accident spectrum

由計算結果可知，在廠址非居住區邊界處（500 m），大多數嚴重事故譜的劑量后果超過緊急防護行動通用優化干預水平的條件概率已經遠低于30%，最高僅約7%，表明華龍一號機組能夠高可靠性地降低嚴重事故的隨機性健康效應，并保證非居住區以外公眾不需要采取隱蔽、撤離、服碘等緊急防護行動。而對于實際上已經被證實能夠實際消除的后果最嚴重的嚴重事故譜，計算結果也表明距反應堆2.5 km處，甲狀腺和全身的急性劑量超過指定劑量的條件概率低于30%。按照式（2）和式（3）規定的應急計劃區劃分準則，從技術角度，即使考慮被實際消除的嚴重事故序列的剩余風險，華龍一號機組的煙羽應急計劃區范圍也只是距離反應堆中心半徑2.5 km的區域，其中內區半徑為500 m。

4.2 敏感性分析

在點估計值基礎上，利用二級PSA不確定性分析結果，考慮各釋放類發生頻率的均值和95%分位值，對福清廠址華龍一號機組的應急計劃區測算結果開展敏感性分析。

敏感性分析過程中發現，大多數嚴重事故譜和后果最嚴重的嚴重事故譜中各釋放類的發生頻率比重有所不同。大多數嚴重事故譜中，安全殼完好釋放類RC01的頻率比重高達80%以上。相比點估計值，均值和95%分位值的結果中RC01的比重均略有降低。因事故譜中其余釋放類的放射性后果顯著高于RC01，均值和95%分位值下CCDF略有提高，但在500 m處仍遠低于30%，如圖3所示。然而，由圖4可知，由于后果最嚴重的嚴重事故譜中，各釋放類的劑量超過指定劑量的條件概率相差并不顯著，因此二級PSA不確定性分析結果對CCDF的影響很小，據表4可知，2.5 km處相差不足0.5%。

圖3 二級PSA分析不確定性對大多數嚴重事故譜余補累積分布函數的影響Fig.3 Influence of the level-2 PSA uncertainty on the CCDF for the most severe accident spectrum

圖4 二級PSA分析不確定性對后果最嚴重的嚴重事故譜的余補累積分布函數影響Fig.4 Influence of the level-2 PSA uncertainty on the CCDF for the severest accident spectrum

表4 擬定煙羽應急計劃區邊界處嚴重事故譜的 余補累積分布函數值Table 4 CCDF of severe accident spectrum at the predefined emergency planning zone boundaries

4.3 應急計劃區范圍優化

應急計劃區范圍的設置應與核電機組的安全目標相匹配。《核動力廠設計安全規定》（HAF 102-2016）［12］要求安全設計的基本目標是在技術上實現減輕放射性后果的場外防護行動是有限的甚至是可以取消的。IAEA以及WENRA針對新核電廠也提出了類似的安全目標。IAEA關于輕水堆核電廠嚴重事故應急響應行動的最新理念中［13］，針對預防行動區推薦的范圍為3～5 km，要求區域內開展全面的應急準備。WENRA對于假想堆芯熔化事故，要求核電機組設計應保證3 km之外不需要采取應急撤離，5 km之外不需要采取隱蔽和碘防護［14］。

盡管測算結果表明，在福清廠址，華龍一號機組在技術上可以設置內區半徑500 m，外區半徑2.5 km的煙羽應急計劃區，但為滿足不同廠址的適應性，并考慮事故源項的不確定性，本文結合目前國際上針對有限防護區域的要求，建議華龍一號機組的煙羽應急計劃區半徑為 5 km，其中內區半徑為3 km。

5 結論

本文以福清廠址為優化對象，結合目前核應急監管的實際要求，從剩余風險的角度出發，對華龍一號機組的場外應急優化開展論證分析，形成主要結論如下：

（1） 根據二級PSA分析結果，華龍一號機組需要實際消除的工況發生可能性高置信度低于1×10-7/堆年，總的大量放射性釋放頻率低于1×10-6/堆年，能夠滿足實際消除早期或大量放射性釋放的概率安全目標。

（2） 華龍一號機組的設計能夠高可靠性地保證大多數嚴重事故工況下非居住區以外公眾不需要采取隱蔽、撤離、服碘等緊急防護行動；對于已經實際消除的后果最嚴重的嚴重事故，也能將確定性效應的高風險范圍降低至2.5 km以內。二級PSA分析結果的不確定度對應急計劃區的測算結果沒有顯著影響。

（3） 分析表明，華龍一號機組能夠滿足 HAF 102-2016所要求的“在技術上實現減輕放射性后果的場外防護行動是有限的甚至是可以取消的”安全設計基本目標。即使考慮剩余風險，仍具備優化場外應急的技術基礎。鑒于不同廠址氣象條件間差異、事故源項的不確定性以及國際上相關要求，華龍一號機組的應急計劃區可以優化為內區邊界為3 km，外區邊界為5 km。