池式供熱堆廠址設(shè)計中的基準(zhǔn)地震探討

摘" 要：小型核反應(yīng)堆具有較好的安全特性和廣泛的應(yīng)用領(lǐng)域，并獲得越來越多的關(guān)注。相對于大型核電站而言，外部約束條件對小型堆的推廣有很大影響，對需要靠近公眾用戶的核能供熱堆更是如此。該文針對固有安全性較高的池式低溫供熱堆，論證其能夠?qū)嶋H消除明顯廠外放射性釋放，廠址設(shè)計基準(zhǔn)地震可以合理優(yōu)化，作為核能供熱設(shè)施能夠適應(yīng)我國采暖區(qū)大部分廠址條件。

關(guān)鍵詞：池式低溫供熱堆；廠址選擇；外部事件；安全性；放射性

中圖分類號：TL413.2" " " 文獻標(biāo)志碼：A" " " " " 文章編號：2095-2945（2023）21-0049-04

Abstract： Small nuclear reactors have good safety characteristics and a wide range of applications， and get more and more attention. Compared with large nuclear power plants， external constraints have a great impact on the promotion of small reactors， especially for nuclear heating reactors that need to be close to public users. Aiming at the pool-type low-temperature heating reactor with high inherent safety， this paper demonstrates that it can actually eliminate the obvious release of off-plant radioactivity， and the design benchmark earthquake of the plant site can be reasonably optimized. As a nuclear heating facility， it can adapt to most of the site conditions of heating areas in our country.

Keywords： pool type low temperature heating reactor; site selection; external events; safety; radioactivity

冬季采暖是我國北方地區(qū)的民生問題，核能供熱是實現(xiàn)“雙碳”目標(biāo)最理想的化石能源替代方案。作為居民集中供熱的熱源，核能供熱設(shè)施需要貼近公眾建設(shè)，必須有較高的固有安全性以提高公眾接受度，必須合理確定廠址選擇要求以適應(yīng)采暖區(qū)廠址條件。目前核能供熱設(shè)施在選址、設(shè)計、建造和監(jiān)管方面參照核動力廠法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)，未能充分考慮其堆型特點和采暖區(qū)廠址條件，尤其是華北、西北采暖區(qū)較高的地震烈度條件，極大地制約了廠址選擇和工程推廣。本文基于燕龍型號池式供熱堆固有安全性，論證了在實際消除明顯廠外釋放的前提下，合理優(yōu)化設(shè)計基準(zhǔn)地震的必要性和可行性。

1" 實際消除明顯廠外釋放是實現(xiàn)小堆供熱的必然條件

國家核安全局2016年發(fā)布的《小型壓水堆核動力廠安全審評原則（試行）》（國核安發(fā)〔2016〕1號）[1]，從安全目標(biāo)、設(shè)計基準(zhǔn)、外部事件、事故源項、核應(yīng)急多個方面給出指導(dǎo)性意見，并特別要求“實際消除大量放射性物質(zhì)釋放，簡化甚至免除場外應(yīng)急”，因此，實際消除明顯廠外釋放是實現(xiàn)小堆供熱的必要條件。

池式供熱堆基于池式研究堆開發(fā)，低溫常壓運行且具有大容積水池?zé)嶷?，即使在全廠斷電ATWS嚴重事故工況下，停堆系統(tǒng)失效，也可依靠空泡效應(yīng)引入的負反饋實現(xiàn)熱停堆，依靠堆水池池水蒸發(fā)排熱，池水水位下降至堆芯的時間約為16 d，不存在堆芯熔毀風(fēng)險，選址假想事故定義為全堆芯燃料組件發(fā)生包殼破損，不考慮事故后廠房的包容作用，以東北地區(qū)某廠址氣象參數(shù)采用ARCON96程序計算反應(yīng)堆中心不同距離處個人有效劑量見表1。

根據(jù)《小型壓水堆核動力廠安全審評原則（試行）》，發(fā)生一次極限事故廠址邊界上個人在整個事故持續(xù)期間可能受到的有效劑量不超過10 mSv，甲狀腺當(dāng)量劑量不超過100 mSv，超設(shè)計基準(zhǔn)事故所致廠址邊界上個人有效劑量不超過10 mSv，對甲狀腺當(dāng)量劑量則無要求。根據(jù)當(dāng)前小型核動力廠非居住區(qū)和規(guī)劃限制區(qū)劃分一般要求，小型堆非居住區(qū)一般可與廠址邊界范圍一致，距反應(yīng)堆中心一般不小于100 m，不超過300 m。根據(jù)表1數(shù)據(jù)，池式供熱堆在選址假想事故源項下距離反應(yīng)堆180 m處個人有效劑量已低于10 mSv，能夠?qū)嶋H消除明顯廠外放射性釋放。

2" 池式供熱堆對外部事件的考慮

在實際消除明顯廠外放射性釋放的條件下，池式供熱堆對廠址外部事件的設(shè)防基準(zhǔn)可以且應(yīng)該適當(dāng)優(yōu)化、合理選取，以簡化安全系統(tǒng)設(shè)計，提高經(jīng)濟性和廠址適應(yīng)性。由于池式供熱堆堆水池深埋地下并有安全級廠房和池頂蓋板屏障，對龍卷風(fēng)、飛射物以及人為外部事件有較高的防護能力，同時池式堆不依賴外部水源冷卻，選址可以遠離河流湖泊，因此制約廠址選擇的外部事件主要考慮地震。

2.1" 法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)分析

目前國內(nèi)外對于核動力廠之外的其他核設(shè)施在外部事件防護設(shè)計方面的標(biāo)準(zhǔn)并不明確。國家核安全局在2001年發(fā)布《除核動力廠之外的其他核設(shè)施設(shè)計中對外部事件（以地震為主）的考慮》（NNSA-0078）[2]，提出可根據(jù)核設(shè)施放射性儲量（通常與核動力廠不同）、環(huán)境釋放的潛在影響以及與外部事件相關(guān)的放射性風(fēng)險的其他特征，對核設(shè)施使用不同的設(shè)計基準(zhǔn)事件超越概率值，并給出了一種合理簡便的設(shè)施分級方法，以事故工況放射性污染潛勢不同將核設(shè)施分為4級，不同級別核設(shè)施外部事件設(shè)計基準(zhǔn)超越概率見表2。

雖然上述分級方法將具有較高功率的研究堆排除在外，因為其技術(shù)方案、放射性儲量、功率水平及堆址環(huán)境變化范圍較寬。但是池式供熱堆的固有安全性明顯高于核動力廠，技術(shù)成熟度、系統(tǒng)及設(shè)備可靠性和運行穩(wěn)定性遠高于研究堆，筆者認為仍可將NNSA-0078作為借鑒，適當(dāng)降低對外部事件的設(shè)防基準(zhǔn)。

國際原子能機構(gòu)2019年發(fā)布了第94號安全報告Approaches to Safety Evaluation of New and Existing Research Reactor Facilities in Relation to External Events[3]，將研究堆設(shè)施危險性分為HC-1（高）、HC-2（中等）、HC-3（低）、HC-4（非常低）4級，考慮因素包括反應(yīng)堆功率、放射性總量、燃料類型、固有安全性水平、結(jié)構(gòu)特點（地上或地下）及與人口密集區(qū)的距離等，不同危險性定義了不同的安全功能失效目標(biāo)概率，不同外部事件超越設(shè)計基準(zhǔn)的概率與應(yīng)對該外部事件的系統(tǒng)失效概率組合不應(yīng)超過上述安全功能失效目標(biāo)概率。因此，對于發(fā)生概率高的設(shè)計基準(zhǔn)外部事件必須采用核安全級系統(tǒng)以降低目標(biāo)失效概率，反之則可適當(dāng)降低要求，對于同一危險類別，提高系統(tǒng)設(shè)計等級可以適當(dāng)降低外部事件設(shè)計基準(zhǔn)。報告將系統(tǒng)的設(shè)計等級定義為核級（DC-1）和非核級（DC-4），以及介于兩者之間的DC-2和DC-3級，給出了不同設(shè)計等級的系統(tǒng)失效概率范圍和不同外部事件超越設(shè)計基準(zhǔn)的概率范圍，其中地震超設(shè)計基準(zhǔn)值的概率為10-3～10-4/a。報告中典型的確定設(shè)計類別舉例見表3，給出了設(shè)施危險類別、安全功能失效目標(biāo)概率、超過設(shè)計基準(zhǔn)外部事件的發(fā)生概率與設(shè)計等級的關(guān)系。

綜上分析，對于放射性總量小、固有安全性高、能夠?qū)嶋H消除明顯廠外放射性釋放的小型供熱堆，在廠址選擇和評價過程中適當(dāng)降低外部事件設(shè)防基準(zhǔn)是合理可行的。

2.2" 池式供熱堆地震設(shè)防基準(zhǔn)

2.2.1" 國內(nèi)現(xiàn)有核動力廠地震設(shè)防基準(zhǔn)

我國早期核電機組引進國外二代核電技術(shù)，廠址選擇上多以國外參考電站為標(biāo)準(zhǔn)，核島廠房為抗震Ⅰ類物項，按萬年一遇極限安全地震動（SL-2）峰值加速度不超過0.3 g設(shè)計，后續(xù)自主研發(fā)機組為避免對重要安全物項重新進行設(shè)計和取證，多延續(xù)上述參數(shù)，因此我國核動力廠均在SL-2不超過0.3 g的沿海區(qū)域，地震烈度多為6度區(qū)，對應(yīng)基本地震動峰值加速度小于0.09 g。

2.2.2" 國內(nèi)現(xiàn)有研究堆地震設(shè)防基準(zhǔn)

國內(nèi)研究堆相對集中的區(qū)域是中國原子能科學(xué)研究院和中國核動力研究設(shè)計院，分別位于北京市房山區(qū)和四川省夾江縣，地震烈度分別為8度和7度，基本地震動峰值加速度分別為0.20 g和0.10 g，對應(yīng)SL-2均已超過0.3 g。根據(jù)中國原子能科學(xué)研究院2016年某反應(yīng)堆廠址地震安全性評價專題報告，其廠址地表年超過概率0.02%（5 000年一遇）的水平向地震動峰值加速度已達到0.45 g，SL-2將會更大，但院區(qū)多座研究堆已經(jīng)經(jīng)過幾十年的安全運行，對池式供熱堆選址具有積極的參考意義。

2.2.3" 我國采暖區(qū)地震條件概況

根據(jù)中國地震烈度區(qū)劃圖，我國地震烈度總體上西部高于東部、北部高于南部，Ⅵ度及以下區(qū)域占國土面積的59%，Ⅶ度區(qū)域占國土面積的33%[4]，見表4。北方內(nèi)陸采暖地區(qū)是池式供熱堆推廣的主要區(qū)域，尤其是華北和華東地區(qū)人口稠密，但卻是地震烈度較高的區(qū)域，多為Ⅶ度區(qū)和Ⅷ度區(qū)[5]。

根據(jù)中國地震動參數(shù)區(qū)劃圖，北方采暖區(qū)主要城市多位于Ⅶ度區(qū)和Ⅷ度區(qū)，如西北地區(qū)西安、蘭州、烏魯木齊、銀川，華北地區(qū)北京、天津、石家莊、太原、呼和浩特，華東地區(qū)的鄭州等典型城市，對應(yīng)基本地震動峰值加速度均大于0.09 g[6]。

2.2.4" 池式供熱堆地震設(shè)防基準(zhǔn)

1）市場推廣需求。供熱堆必須貼近公眾和面向市場，對廠址不應(yīng)有過于嚴苛的地震條件要求，如果按照核動力廠選址要求，在北方內(nèi)陸采暖區(qū)選擇適宜廠址非常困難，市場空間受到極大限制[7]，因此結(jié)合我國北方采暖區(qū)地震條件，適當(dāng)降低供熱堆地震設(shè)防基準(zhǔn)是必要的。

2）法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)適用性。池式低溫供熱堆固有安全性明顯高于核動力廠，技術(shù)路線、工藝系統(tǒng)和設(shè)備的成熟度以及運行穩(wěn)定性均高于研究堆，放射性儲量介于核動力廠和研究堆之間，無明顯廠外放射性釋放，僅有廠內(nèi)放射性污染和臨界風(fēng)險，按照NNSA-0078分析應(yīng)為2級核設(shè)施，設(shè)計基準(zhǔn)地震可按照年超越概率0.05%（2 000年一遇）設(shè)防。根據(jù)中國地震動參數(shù)區(qū)劃圖，罕遇地震動峰值加速度（SL-1，50年超越概率2%，2 500年一遇）是基本地震動峰值加速度的1.6～2.3倍，極罕遇地震動峰值加速度（SL-2，年超越概率10-4）是基本地震動峰值加速度的2.7～3.2倍。為了便于對比分析，保守可按照2 500年一遇的罕遇地震動峰值加速度（SL-1）設(shè)防，即安全物項按照罕遇地震動峰值加速度（SL-1）不超過0.3 g進行抗震設(shè)計，對應(yīng)廠址基本地震動峰值加速度應(yīng)在0.13～0.187 5，區(qū)域地震烈度可提高至Ⅶ度區(qū)，顯著擴大池式供熱堆在北方采暖區(qū)的選址范圍。

參照國際原子能機構(gòu)第94號報告，池式供熱堆具有固有安全性高、地下布置等優(yōu)勢條件，實際消除明顯廠外放射性釋放，應(yīng)劃分為HC-2或HC-3類設(shè)施，應(yīng)對外部事件的系統(tǒng)、廠房均按照核安全級（DC-1）設(shè)計，與安全功能相關(guān)的系統(tǒng)均按照有特殊要求的非安全級（DC-2或DC-3）考慮抗震設(shè)計，因此其超越設(shè)計基準(zhǔn)外部事件的概率可按10-3/a（千年一遇）考慮，即選擇發(fā)生概率10-3/a的外部事件作為設(shè)計基準(zhǔn)外部事件，保守仍可得出安全級物項按照罕遇地震動峰值加速度（SL-1）不超過0.3 g進行設(shè)計的結(jié)論。

3）堆水池深埋地下帶來的有利條件。廠址地震加速度峰值的選擇對核安全物項的影響體現(xiàn)在廠房的樓層反應(yīng)譜計算和核安全設(shè)備的抗震計算，廠房抗震設(shè)計不存在技術(shù)問題，但是核安全設(shè)備和燃料組件的監(jiān)管要求嚴格，研發(fā)和試驗驗證周期較長，一般仍需要滿足經(jīng)過驗證和認可的驗收準(zhǔn)則。池式供熱堆堆水池深埋地下，與壓水堆核電機組相比對反應(yīng)堆本體抗震設(shè)計是有利的，以相同的廠址地震加速度計算樓層反應(yīng)譜，到堆本體支撐位置地震加速度的放大是不同的。

以ACP1000機組為例，其壓力容器支撐在堆坑墻的3.15 m標(biāo)高處，在輸入0.3 g標(biāo)定的自由場地面加速度情況下，支撐位置豎向加速度放大到0.52 g，水平向加速度放大到0.57 g[8]，意味著反應(yīng)堆本體及燃料組件可承受放大后地震加速度大于0.5 g；池式供熱堆堆芯支撐位置在堆水池底-27 m標(biāo)高處，同樣輸入0.3 g標(biāo)定的自由場地面加速度情況下，堆芯支撐位置水平向加速度為0.31 g，豎向加速度為0.32 g，幾乎沒有放大。

池式供熱堆采用與核電機組相同的CF3燃料組件，從燃料組件可承受的抗震設(shè)計參數(shù)倒推，池式供熱堆選址時可接受的自由場地面加速度可提高到0.5 g，如以此作為罕遇地震動峰值加速度（SL-1）上限值，對應(yīng)基本地震動峰值加速度應(yīng)在0.217～0.313 g，區(qū)域地震烈度可提高至Ⅷ度區(qū)。即使保守以0.5 g作為極罕遇地震動峰值加速度（SL-2，萬年一遇），其對應(yīng)基本地震動峰值加速度也在0.156～0.185 g，區(qū)域地震烈度也可提高至Ⅶ度區(qū)。

綜上所述，池式低溫堆能夠?qū)嶋H消除明顯廠外釋放，其抗震設(shè)計可按照2 500年一遇的罕遇地震動峰值加速度（SL-1）設(shè)防，同時考慮其深埋地下對地震的有利條件，其廠址基本地震動峰值加速度提高到0.18 g是合理且相對保守的，對應(yīng)廠址選擇范圍擴大到地震烈度Ⅶ度區(qū)是合理可行的。

3" 結(jié)論

核能供熱設(shè)施貼近公眾和面向市場的必然需求，必須適應(yīng)采暖區(qū)大部分廠址條件。經(jīng)初步論證得到結(jié)論如下。

1）池式供熱堆低溫常壓運行且具有大容積堆水池?zé)嶷澹淮嬖诙研救刍L(fēng)險，固有安全性較高，能夠?qū)嶋H消除明顯廠外放射性釋放。

2）在實際消除明顯廠外放射性釋放的前提下，池式供熱堆針對外部事件的設(shè)防基準(zhǔn)可適當(dāng)優(yōu)化、合理選取。對于地震設(shè)計基準(zhǔn)可按照罕遇地震峰值加速度（SL-1）不超過0.3 g設(shè)防，對應(yīng)基本地震動峰值加速度不高于0.18 g，適應(yīng)地震烈度Ⅶ度區(qū)廠址。

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[2] 國家核安全局.除核動力廠之外的其他核設(shè)施設(shè)計中對外部事件（以地震為主）的考慮：NNSA-0078[S].2001.

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