摘要：核电厂“实际消除大量放射性物质释放”是《核动力厂设计安全规定》（HAF102-2016）的最新要求，也是目前业内在核电厂严重事故后主要关注之一。本文通过对“实际消除大量放射性物质释放”发展、定义、对象和措施等内容进行描述，提出“实际消除”的方法和缓解措施。通过分析可知，目前国内外对于“实际消除”的认知基本一致。
关键词：实际消除；放射性物质释放；严重事故；核电厂
0引言
福岛事故后，各国都加强了对严重事故的重视，对核电厂严重事故的预防与缓解等提出了更高的安全要求。法、德等欧洲国家，国际原子能机构（IAEA）、西欧核监管协会（WENRA）等组织相继提出了“实际消除”的理念及认识和理解，引起了核电业界的广泛重视和讨论。我国《核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》和《核动力厂设计安全规定》（HAF102-2016）也提出了同样的要求。
本文的目的是给出实际消除大量放射性物质释放的发展、定义和理解、措施和论证依据等，提出“实际消除”的方法和缓解措施。
1 “实际消除大量放射性物质释放”的提出和发展
1.1 国外的发展情况
“实际消除”的理念最早源于欧洲。1993年，法国反应堆咨询委员会（GPR）/德国反应堆咨询委员会（RSK）提出了对“下一代”压水堆核电厂设置一个核安全设计目标，包括了实际消除大量早期放射性释放。1999年，IAEA也提出了对“实际消除”的理解。2001年，欧洲针对“下一代”核电厂指出，应实际消除导致大量早期放射性释放的严重事故序列，同时还应改进安全壳的功能。
此后，IAEA、WENRA、英国EPR相继发布了多份报告，对“实际消除”的定义、对象和措施进行了深入的描述。IAEA在2014年和2016年分别提出，“实际消除”的定义为，某工况物理上不可能发生，或经采取严格分析和确定论方法后认为高置信度不可能发生。核电厂的安全设计必须“实际消除”可能导致高辐射剂量或大量放射性释放的电厂事件序列，发生频率高的电厂事件序列不应存在潜在的放射性后果，或仅允许轻微的放射性后果。
可见，国际上普遍认为应“实际消除”导致大量放射性物质释放的事故序列，且对于考虑需“实际消除”的严重事故现象和手段也是基本相同的。
1.2 国内的发展情况
2012年国务院批准的《核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》中指出，运行和在建核设施安全水平持续提高，“十三五”及以后新建核电机组力争实现从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性。2015年3月和7月，国内连续召开了两次研讨会,指出“实际消除大量放射性物质释放”的要求是国际共识，也是我国核电厂发展要求。为实现“实际消除”，核电厂应从设计扩展工况、补充安全措施、设计和运行管理等方面开展工作。2016年，国家核安全局（NNSA）发布的新版HAF102中明确指出，必须实际消除可能导致高辐射剂量或大量放射性释放的核动力厂事故序列。
综上可知，目前国内对于“实际消除”的认知和理解与国际上各大组织机构的观点一致，且同国际上一样缺少“实际消除大量放射性释放”的相关准则要求。
2 “实际消除大量放射性物质释放”的理解和定义
2.1 “实际消除”的定义
根据IAEA 、EUR、WENRA等组织发布的关于“实际消除”的导则、要求等报告文件以及HAF102（2016）可知，在不同的时期对核电厂“实际消除”给出的定义和解释大致相同。最终，依据新版HAF102可知，“实际消除”的定义为：
如果该工况实质上不可能发生或高置信度极不可能发生，则认为该工况被实际消除。
IAEA在TECDOC中对于“实际消除”的定义与HAF102基本相同。
2.2 “大量放射性物质释放”的定义
国际上对于“大量”的定义并未达成统一的意见。“大量”通常指的是放射性物质大规模释放，需要采取超过应急计划范围的应急行动，并导致了周围环境的长期严重污染。IAEA 发布的《核动力厂安全要求：设计》（SSR-2/1-2016）中指出，“大量放射性释放”是时间长度和适用范围有限的厂外防护行动将不足以保护人员和环境的放射性释放。IAEA在《核动力厂二级PSA开发和应用》（SSG-4-2010）中指出，“大量放射性物质释放”的定义为需要实施厂外应急响应的放射性物质释放，可通过下面四个方面确定：
1)重要放射性核素释放的绝对值（bq）；
2)堆芯装量的份额；
3)厂外暴露人员的受辐照剂量值；
4)导致“不可接受后果”的放射性释放。
显而易见，相较于后三项，第一项易于通过计算等途径获得。针对第一项中提到的重要放射性核素释放的绝对值，可通过EUR有限影响准则和IAEA国际核事件分级原则来确定。
EUR提出的有限影响准则（CLI）主要用于“大量放射性释放”的评估，作为严重事故的厂外放射性释放目标值，在从安全壳向外释放期间应满足下面4个准则：
1)CLI-1，距反应堆大于800m之外无需紧急防护行动；
2)CLI-2，距反应堆大于3km之外无需延缓行动；
3)CLI-3，距反应堆大于800m之外无需长期行动；
4)CLI-4，有限的经济影响。
IAEA国际核事件分级（INES）指出，当释放的放射性水平超过1.0×1014-1.0×1015Bq剂量等效I-131时，定为五级事故，其基本特征为放射性物质有限释放。而四级事故的基本特征为放射性物质少量释放，没有明显厂外风险，一般不需要厂外保护行动。参考INES分级原则，可将“大量放射性物质释放”的限值定为“1.0×1014Bq剂量等效I-131”。
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美国核工业未对大量放射性释放给出量化要求，URD要求应保证严重事故下安全壳的完整性。
国内目前的情况是，要求实际消除大量放射性物质释放，但对于相关设计要求需进一步明确完善。
3“实际消除大量放射性物质释放”的对象
新版HAF102中指出，必须对核动力厂开展设计扩展工况分析，必须保证核动力厂能进入可控状态并维持安全壳功能，从而能实际消除导致早期放射性释放或大量放射性释放的核动力厂状态发生的可能性。这说明，通过对设计扩展工况考虑附加的安全设施和严重事故管理，可达到预防和缓解的目的，从而实现“实际消除大量放射性释放”。
4 “实际消除大量放射性物质释放”的措施和论证
4.1 “实际消除大量放射性物质释放”的论证
根据IAEATECDOC可知，通过“实际消除”的定义其论证方式可分为两种：
1) 确定论方式，即论证物理上不可能发生；
2) 概率论判断，即为高置信度认为会发生、但发生概率极低（极不可能）的工况。
在工程实践中，证明严重事故现象和工况物理上不可能发生是很难实现的。所以通常建议通过概率论判断。对于2）中提到的“不可能发生”，给出的建议二级PSA截断频率值为10-7/堆•年。并指出，尽管可以设立概率目标，但不能仅通过给出概率值来验证“实际消除”，且任何概率值的确定不应认为是不投入合理设计或操作方法的合理理由。虽然IAEA给出了建议截断值，但在“实际消除”的定量判断上尚未达成共识。
4.2 “实际消除”的严重事故现象或事故工况
欧洲最早提出实际消除的概念，GPR在2000年指出，要实现“实际消除”，应防止高压熔堆和安全壳直接加热、反应性快速引入、蒸汽爆炸、氢气爆燃、安全壳旁通和乏燃料水池中的乏燃料熔化。
IAEA在《反应堆安全壳系统设计》（NS-G-1.10-2004）中指出，应对新建核电厂考虑下列严重事故工况的“实际消除”：
1)由于安全壳直接加热、蒸汽爆炸或氢气爆炸而导致安全壳早期失效的严重事故；
2)由于底板熔穿或安全壳超压而导致在安全壳晚期失效的严重事故；
3)安全壳打开即停堆工况下的严重事故；
4)安全壳旁通的严重事故，如蒸汽发生器传热管破裂、界面LOCA等。
WENRA提出，需要“实际消除”的堆芯熔融序列如下：
1)导致安全壳早期失效的安全壳直接加热、蒸汽爆炸或氢气爆炸；
2)导致安全壳晚期失效的底板熔穿或安全壳超压；
3)停堆工况下的安全壳开启或严重事故环境措施丧失；
4)安全壳旁通，如蒸汽发生器传热管破裂、隔离阀打开或界面LOCA等。
目前国内的核电厂，主要考虑的严重事故现象与上述内容基本一致，主要为：
1)燃料与冷却剂相互作用；
2)高压熔融物喷射；
3)蒸汽爆炸；
4)氢气燃烧及爆炸；
5)堆芯熔融物与混凝土相互作用；
6)衰变热引起的安全壳升温升压。
4.3 “实际消除大量放射性物质释放”的措施
为了实现实际消除大量放射性物质释放的要求，核电厂设计主要针对不同的严重事故现象采取有效的设计和管理措施来实现，必要时也可通过运行措施来加强。目前，华龙一号针对严重事故，设计了多重预防和缓解的手段，并考虑了实际消除的安全理念。针对可能造成安全壳失效的威胁考虑的缓解措施如下：
1)设置双层安全壳：安全壳环形空间通风系统控制来自内层安全壳的潜在放射性物质释放到外部环境，内层安全壳和外层安全壳的泄漏要经过过滤；
2)设置一回路快速卸压子系统：与稳压器顶部相连接，预防高压熔堆及安全壳直接加热；
3)设置堆腔注水冷却系统：堆熔后的熔融物处置。当堆芯熔化时，可将压力容器失效概率将至极低，实现熔融物压力容器内滞留；
4)设置安全壳消氢系统：由多台完全独立的非能动氢复合器组成，可避免发生氢气爆炸；
5)设置安全壳热量导出系统：用于安全壳长期排热，将安全壳压力和温度降至可接受水平，保持安全壳完整性，防止安全壳晚期超压失效；
6)设置安全壳过滤排放系统：通过主动卸压使安全壳内大气压力不超过其承载限值，确保安全壳的完整性；
通过这些严重事故下缓解的措施和手段，在一定程度上可实现实际消除大量放射性物质释放的目标。
5总结
“实际消除大规模放射性物质释放”工作作为目前在核电厂严重事故后主要关注点之一，是有必要开展系统深入的研究分析工作。目前国内外对于“实际消除”的定义、对象、论证方法和缓解措施等内容的认知是相同的，并均在继续开展进一步的研究工作。对于“实际消除”的论证分析，可从定性和定量两方面开展分析。对于具体的量化判定准则目前尚未有定论，特别是国内还需进一步开展研究工作。
参考文献
[1]WENRA. Safety of new NPP designs.2013
[2] IAEA TECDOC. Considerations on the Application of the IAEA Safety Requirements for Design of Nuclear Power Plants (Draft). 2014
[3] IAEA, SSR-2/1. Safety of Nuclear Power Plants: Design. 2016
论文作者:卢放,胡凌生
论文发表刊物:《基层建设》2018年第36期
论文发表时间:2019/2/27
标签：放射性论文; 核电厂论文; 事故论文; 物质论文; 工况论文; 核动力论文; 定义论文; 《基层建设》2018年第36期论文;