池式供熱堆廠址設計中的基準地震探討

摘" 要：小型核反應堆具有較好的安全特性和廣泛的應用領域，并獲得越來越多的關注。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，論證其能夠實際消除明顯廠外放射性釋放，廠址設計基準地震可以合理優化，作為核能供熱設施能夠適應我國采暖區大部分廠址條件。

關鍵詞：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的民生問題，核能供熱是實現“雙碳”目標最理想的化石能源替代方案。作為居民集中供熱的熱源，核能供熱設施需要貼近公眾建設，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采暖區廠址條件。目前核能供熱設施在選址、設計、建造和監管方面參照核動力廠法規標準，未能充分考慮其堆型特點和采暖區廠址條件，尤其是華北、西北采暖區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，合理優化設計基準地震的必要性和可行性。

1" 實際消除明顯廠外釋放是實現小堆供熱的必然條件

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

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

根據《小型壓水堆核動力廠安全審評原則（試行）》，發生一次極限事故廠址邊界上個人在整個事故持續期間可能受到的有效劑量不超過10 mSv，甲狀腺當量劑量不超過100 mSv，超設計基準事故所致廠址邊界上個人有效劑量不超過10 mSv，對甲狀腺當量劑量則無要求。根據當前小型核動力廠非居住區和規劃限制區劃分一般要求，小型堆非居住區一般可與廠址邊界范圍一致，距反應堆中心一般不小于100 m，不超過300 m。根據表1數據，池式供熱堆在選址假想事故源項下距離反應堆180 m處個人有效劑量已低于10 mSv，能夠實際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防基準可以且應該適當優化、合理選取，以簡化安全系統設計，提高經濟性和廠址適應性。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、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" 法規標準分析

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

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

國際原子能機構2019年發布了第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，考慮因素包括反應堆功率、放射性總量、燃料類型、固有安全性水平、結構特點（地上或地下）及與人口密集區的距離等，不同危險性定義了不同的安全功能失效目標概率，不同外部事件超越設計基準的概率與應對該外部事件的系統失效概率組合不應超過上述安全功能失效目標概率。因此，對于發生概率高的設計基準外部事件必須采用核安全級系統以降低目標失效概率，反之則可適當降低要求，對于同一危險類別，提高系統設計等級可以適當降低外部事件設計基準。報告將系統的設計等級定義為核級（DC-1）和非核級（DC-4），以及介于兩者之間的DC-2和DC-3級，給出了不同設計等級的系統失效概率范圍和不同外部事件超越設計基準的概率范圍，其中地震超設計基準值的概率為10-3～10-4/a。報告中典型的確定設計類別舉例見表3，給出了設施危險類別、安全功能失效目標概率、超過設計基準外部事件的發生概率與設計等級的關系。

綜上分析，對于放射性總量小、固有安全性高、能夠實際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降低外部事件設防基準是合理可行的。

2.2" 池式供熱堆地震設防基準

2.2.1" 國內現有核動力廠地震設防基準

我國早期核電機組引進國外二代核電技術，廠址選擇上多以國外參考電站為標準，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設計，后續自主研發機組為避免對重要安全物項重新進行設計和取證，多延續上述參數，因此我國核動力廠均在SL-2不超過0.3 g的沿海區域，地震烈度多為6度區，對應基本地震動峰值加速度小于0.09 g。

2.2.2" 國內現有研究堆地震設防基準

國內研究堆相對集中的區域是中國原子能科學研究院和中國核動力研究設計院，分別位于北京市房山區和四川省夾江縣，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SL-2均已超過0.3 g。根據中國原子能科學研究院2016年某反應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，但院區多座研究堆已經經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" 我國采暖區地震條件概況

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

根據中國地震動參數區劃圖，北方采暖區主要城市多位于Ⅶ度區和Ⅷ度區，如西北地區西安、蘭州、烏魯木齊、銀川，華北地區北京、天津、石家莊、太原、呼和浩特，華東地區的鄭州等典型城市，對應基本地震動峰值加速度均大于0.09 g[6]。

2.2.4" 池式供熱堆地震設防基準

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，在北方內陸采暖區選擇適宜廠址非常困難，市場空間受到極大限制[7]，因此結合我國北方采暖區地震條件，適當降低供熱堆地震設防基準是必要的。

2）法規標準適用性。池式低溫供熱堆固有安全性明顯高于核動力廠，技術路線、工藝系統和設備的成熟度以及運行穩定性均高于研究堆，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，僅有廠內放射性污染和臨界風險，按照NNSA-0078分析應為2級核設施，設計基準地震可按照年超越概率0.05%（2 000年一遇）設防。根據中國地震動參數區劃圖，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進行抗震設計，對應廠址基本地震動峰值加速度應在0.13～0.187 5，區域地震烈度可提高至Ⅶ度區，顯著擴大池式供熱堆在北方采暖區的選址范圍。

參照國際原子能機構第94號報告，池式供熱堆具有固有安全性高、地下布置等優勢條件，實際消除明顯廠外放射性釋放，應劃分為HC-2或HC-3類設施，應對外部事件的系統、廠房均按照核安全級（DC-1）設計，與安全功能相關的系統均按照有特殊要求的非安全級（DC-2或DC-3）考慮抗震設計，因此其超越設計基準外部事件的概率可按10-3/a（千年一遇）考慮，即選擇發生概率10-3/a的外部事件作為設計基準外部事件，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進行設計的結論。

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在廠房的樓層反應譜計算和核安全設備的抗震計算，廠房抗震設計不存在技術問題，但是核安全設備和燃料組件的監管要求嚴格，研發和試驗驗證周期較長，一般仍需要滿足經過驗證和認可的驗收準則。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堆本體抗震設計是有利的，以相同的廠址地震加速度計算樓層反應譜，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標高處，在輸入0.3 g標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標高處，同樣輸入0.3 g標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計參數倒推，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，對應基本地震動峰值加速度應在0.217～0.313 g，區域地震烈度可提高至Ⅷ度區。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），其對應基本地震動峰值加速度也在0.156～0.185 g，區域地震烈度也可提高至Ⅶ度區。

綜上所述，池式低溫堆能夠實際消除明顯廠外釋放，其抗震設計可按照2 500年一遇的罕遇地震動峰值加速度（SL-1）設防，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，對應廠址選擇范圍擴大到地震烈度Ⅶ度區是合理可行的。

3" 結論

核能供熱設施貼近公眾和面向市場的必然需求，必須適應采暖區大部分廠址條件。經初步論證得到結論如下。

1）池式供熱堆低溫常壓運行且具有大容積堆水池熱阱，不存在堆芯熔化風險，固有安全性較高，能夠實際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防基準可適當優化、合理選取。對于地震設計基準可按照罕遇地震峰值加速度（SL-1）不超過0.3 g設防，對應基本地震動峰值加速度不高于0.18 g，適應地震烈度Ⅶ度區廠址。

參考文獻：

[1] 國家核安全局.小型壓水堆核動力廠安全審評原則（國核安發[2016]1號）[S].北京，2016.

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

[3] IAEA. Approaches to Safety Evaluation of New and Existing Research Reactor Facilities in Relation to External Events[R].Vienna：IAEA，2019.

[4] 陶夏新.我國新的地震區劃編圖和中國地震烈度區劃圖（1990）[J].自然災害學報，1992（1）：99-109.

[5] 國家地震局.中國地震烈度區劃圖（1990）[M].北京：地震出版社，1991.

[6] 中國國家標準化管理委員會.中國地震動參數區劃圖：GB18306—2015[S].北京：中國標準出版社，2015.

[7] 柯國土，劉興民，郭春秋，等.泳池式低溫供熱堆技術進展[J].原子能科學技術，2020，54（S1）：206-212.

[8] 中國核電工程有限公司.福建福清核電廠5、6號機組（ACP1000）反應堆廠房（內部結構）樓層反應譜[R].2014.