李盛杰，溫亮

(中廣核工程有限公司，深圳 518000)

0 引言

核反應(yīng)堆安全殼過濾排放系統(tǒng)(FCVS)在安全殼晚期超壓(例如嚴(yán)重事故后)工況下，通過主動(dòng)卸壓的方式使安全殼內(nèi)的壓力不超過其設(shè)計(jì)壓力，從而確保安全殼的完整性。同時(shí)，通過對排放氣體的放射性物質(zhì)進(jìn)行過濾，使不可避免釋放到環(huán)境中的放射性物質(zhì)維持在盡可能低的水平。

設(shè)置FCVS的目的在于保證安全殼的完整性，避免由于安全殼晚期超壓失效導(dǎo)致放射性物質(zhì)不可控地向環(huán)境釋放。但是該系統(tǒng)在過濾放射性物質(zhì)時(shí)不能完全過濾，仍舊會對環(huán)境和公眾造成一定的放射性污染或傷害。考慮到該系統(tǒng)造價(jià)不菲，以及本身存在一些安全風(fēng)險(xiǎn)，因此是否設(shè)置FCVS是一個(gè)值得思考的問題。本文針對壓水堆設(shè)置FCVS的必要性進(jìn)行分析，并提出可能的優(yōu)化方案。

1 國內(nèi)、國際法規(guī)、標(biāo)準(zhǔn)要求及各國做法

對于是否設(shè)置FCVS，國內(nèi)及國際法規(guī)、標(biāo)準(zhǔn)都有相關(guān)的描述。

HAF 102—2016《核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定》§6.3.5.4要求“必須采取設(shè)計(jì)措施以防止在核動(dòng)力廠所有狀態(tài)下喪失安全殼結(jié)構(gòu)的完整性。該措施必須不會導(dǎo)致早期放射性釋放或大量放射性釋放?！盵1]國內(nèi)HAD 102/17—2006《核動(dòng)力廠安全評價(jià)與驗(yàn)證》中§4.4.3.7.2節(jié)要求：“這些改進(jìn)措施可能包括……安全殼過濾排氣系統(tǒng)(可以在較長時(shí)間內(nèi)放置安全殼超壓)……在考慮代價(jià)和利益后，當(dāng)認(rèn)為這樣做是合理可行時(shí)，應(yīng)將這些改進(jìn)納入到核動(dòng)力廠的設(shè)計(jì)中”[2]。

在國際原子能機(jī)構(gòu)(IAEA)“DeterministicSafetyAnalysisforNuclearPowerPlant”(SSG-2)中§8.26認(rèn)為FCVS在在運(yùn)或在建電站中，作為嚴(yán)重事故后的緩解系統(tǒng)，是一種可行的措施[3]。在IAEA“SevereAccidentManagementProgrammesforNuclearPowerPlant”(NS-G-2.15)中§2.15認(rèn)為在嚴(yán)重事故下，如果安全殼超壓的現(xiàn)象是存在的，并且必須保護(hù)安全殼放射性物質(zhì)屏障的完整性，那么FCVS應(yīng)能在恰當(dāng)?shù)臅r(shí)間和安全殼壓力水平下啟動(dòng)，保護(hù)安全殼的結(jié)構(gòu)完整性[4]。

在西歐核能監(jiān)管機(jī)構(gòu)協(xié)會(WENRA)報(bào)告“SafetyofNewNPPDesign”中§04.3認(rèn)為嚴(yán)重事故的設(shè)計(jì)和事故管理規(guī)程里應(yīng)當(dāng)(should)考慮大量受污染的冷卻水的管理及安全殼長期超壓下的過濾排放[5]。

在歐洲用戶要求(E版)(EUR(Revision E))文件§2.9.4.1.2.3.2“FilteredVentingSystem”中提出，針對最惡劣的嚴(yán)重事故場景，在設(shè)計(jì)中應(yīng)(shall)考慮使用FCVS的需求(need)，以及提出如果設(shè)置該系統(tǒng)應(yīng)滿足的一些性能要求[6]。

綜合前文可以看出，目前尚未有必須設(shè)置該系統(tǒng)的要求，而均是在充分評估嚴(yán)重事故后安全殼超壓可能性的前提下，建議在設(shè)計(jì)中考慮設(shè)置FCVS。

對于已建和在建核電廠是否設(shè)置FCVS，國內(nèi)及其他國家各種機(jī)型的情況如下：國內(nèi)以M310機(jī)型為基礎(chǔ)的已建改進(jìn)型二代加核電廠基本上配置了FCVS。這些排放系統(tǒng)包括濕式和干式2種技術(shù)方案，對于放射性碘、氣溶膠等具有較高的過濾效率，但是對惰性氣體、氫氣等不能過濾。

國內(nèi)其他已建或在建的核電廠(包括三代核電廠)對于FCVS的考慮各不相同。其中，華龍一號設(shè)置了濕式的FCVS；歐洲改進(jìn)型壓水堆(EPR)未設(shè)置FCVS；水水高能反應(yīng)堆(VVER)將FCVS在標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)中作為可選項(xiàng)，但在國內(nèi)核電廠未設(shè)置FCVS；非能動(dòng)先進(jìn)反應(yīng)堆(AP1000)未設(shè)置干式或濕式的FCVS，但通過管線連接安全殼和乏燃料水池，在嚴(yán)重事故下可以將安全殼內(nèi)氣體排入乏燃料水池進(jìn)行泄壓。

此外，EPR機(jī)型在不同國家的情況也有所不同。例如法國(在建)和中國EPR機(jī)組(已建)未設(shè)置FCVS，芬蘭安審當(dāng)局要求設(shè)置，英國的安審當(dāng)局也傾向于設(shè)置該系統(tǒng)。

經(jīng)濟(jì)合作與發(fā)展組織(OECD)于2014年7月對其成員國核電站(主要針對壓水堆和沸水堆)的FCVS現(xiàn)狀進(jìn)行了調(diào)研并出版報(bào)告“OECD/NEA/CSNIStatusReportonFilteredContainmentVenting”，在報(bào)告§4中表4.3詳細(xì)列出了多個(gè)成員國設(shè)置FCVS的現(xiàn)狀[7]，表1給出了主要國家的信息(表中：PWR為壓水堆；BWR為沸水堆；PHWR為重水堆；HSSPV為文丘里濕式過濾；DFM為多級干式過濾)。

表1 FCVS各國設(shè)置現(xiàn)狀Tab.1 Status quo of FCVS in different countries

注：■無FCVS；□計(jì)劃但未選擇設(shè)計(jì)；●已安裝；○計(jì)劃。

通過該表可以看出，主要核電國家，例如美國、法國、俄羅斯的情況與國內(nèi)“不同堆型不同考慮”的情況類似，法國已建核電廠均設(shè)置了干式過濾排放系統(tǒng)，而美國和俄羅斯已建電站并未設(shè)置，其他歐洲國家基本設(shè)置或傾向設(shè)置過濾排放系統(tǒng)。

綜合國內(nèi)、國際法規(guī)、標(biāo)準(zhǔn)的要求或觀點(diǎn)，以及各國在已建或在建核電站的實(shí)踐，可以歸納如下：

(1)是否設(shè)置FCVS沒有必須、強(qiáng)制性的要求；

(2)是否設(shè)置FCVS與具體核電廠機(jī)型和技術(shù)相關(guān)；

(3)是否設(shè)置FCVS與各國安審當(dāng)局的觀點(diǎn)有關(guān)。

2 FCVS設(shè)置必要性分析

如果設(shè)置FCVS僅帶來正面收益，或正面收益遠(yuǎn)大于負(fù)面影響，那么也就無須討論FCVS設(shè)置的必要性了。因此，本章首先從設(shè)置FCVS的利弊分析開始。

2.1 利弊分析

如果發(fā)生安全殼晚期超壓的工況，設(shè)置FCVS能帶來的主要收益在于：

(1)能夠防止安全殼由于超壓可能導(dǎo)致的失效，保證安全殼結(jié)構(gòu)的完整性。

(2)事故的后處理階段仍舊可以使用安全殼作為生物屏障，避免花費(fèi)巨額資金打造類似切爾諾貝利電站的“混凝土石棺”。

(3)通過向大氣或特定廠房或房間的排放，保證事故后某些需要執(zhí)行事故緩解/后處理行動(dòng)而仍舊需要進(jìn)入的廠房/房間不被顯著地污染。

(4)避免放射性物質(zhì)不可控、長期地向環(huán)境釋放，減少公眾接受輻照的劑量。

設(shè)置FCVS的負(fù)面影響或不利因素主要在于：

(1)FCVS僅是防止了放射性物質(zhì)不可控地釋放，但是并不能將放射性物質(zhì)完全過濾，尤其是類似AP1000的做法，僅是對排放氣體進(jìn)行了簡單的“水洗”。FCVS啟動(dòng)后將可能對廠區(qū)附近的公眾造成一定的輻照。因此，OECD將進(jìn)一步提高放射性物質(zhì)過濾效率作為后續(xù)安全殼過濾排放裝置的研究重點(diǎn)。

(2)放射性物質(zhì)向廠區(qū)環(huán)境(大氣)的排放，造成廠區(qū)污染，潛在阻止了廠內(nèi)操作人員試圖恢復(fù)其他關(guān)鍵安全措施的操作或廠外救援人員的接近(類似日本福島事故后，自衛(wèi)隊(duì)拒絕進(jìn)入現(xiàn)場救援和處理)，尤其是該系統(tǒng)可能存在多次排放且每次排放時(shí)間較長的情況，例如某型華龍一號電廠一次排放的設(shè)計(jì)時(shí)間約為8 h。另外，在嚴(yán)重事故期間，該系統(tǒng)需要操作員到現(xiàn)場進(jìn)行操作(開/關(guān))，還需評估排放過程中的環(huán)境條件，或排放后多長時(shí)間環(huán)境條件可以達(dá)到人員可接近的條件。

(3)由于FCVS的啟動(dòng)/關(guān)閉條件和時(shí)機(jī)不僅與事故進(jìn)程和電廠狀態(tài)參數(shù)有關(guān)，也和操作人員的判斷相關(guān)?？紤]人員判斷可能出現(xiàn)偏差，例如操作人員考慮排放的后果堅(jiān)持“能不開啟就不開啟”，或者一旦電廠狀態(tài)參數(shù)達(dá)到開啟/關(guān)閉條件(也許儀表指示器偏差)就立刻開啟/關(guān)閉該系統(tǒng)，可能造成操作員執(zhí)行了過早或過晚開啟/關(guān)閉的不恰當(dāng)操作，極端情況可能導(dǎo)致安全殼結(jié)構(gòu)完整性失效或放射性物質(zhì)大量釋放。

(4)在嚴(yán)重事故下，安全殼內(nèi)包含大量氫氣和水蒸氣。在FCVS排放過程中，尤其是使用濕式過濾裝置對蒸汽進(jìn)行了“水洗”后，氫氣濃度會相對增高，且原蒸汽對氫氣的“鈍化”效應(yīng)消失，因此在排放過程中可能存在氫氣爆燃/爆炸風(fēng)險(xiǎn)。

(5)FCVS排放結(jié)束后，安全殼內(nèi)的不凝結(jié)氣體可能大量減少，而水蒸氣在殼內(nèi)氣體中的組成可能隨不凝結(jié)氣體排放而增加。當(dāng)殼內(nèi)溫度下降水蒸氣冷凝(例如事故后長期或恢復(fù)啟動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng))，可能導(dǎo)致殼內(nèi)變成負(fù)壓，對安全殼的完整性構(gòu)成挑戰(zhàn)。如果向殼內(nèi)注入不凝氣體(例如氮?dú)?增壓，注入氣體系統(tǒng)的可靠性或可恢復(fù)性也非常關(guān)鍵。

(6)目前無論采用什么技術(shù)手段的FCVS均貫穿了安全殼，其本身就增加了安全殼旁通的風(fēng)險(xiǎn)。此外，對于采用干式過濾技術(shù)的FCVS，系統(tǒng)投運(yùn)后會殘留大量的高放射性廢物，非常難于處理。

對于“能否大幅度提高過濾效率至無放射性釋放”“能否避免操作員不恰當(dāng)操作”“該系統(tǒng)是否絕對可靠”等問題目前很難設(shè)計(jì)和證明。因此，在設(shè)計(jì)中消除嚴(yán)重事故下安全殼晚期超壓的工況，或采用替代方法而無須過濾排放，相比于以上幾個(gè)問題反而是更需優(yōu)先考慮的。

2.2 消除安全殼超壓工況的分析

如果在設(shè)計(jì)中能消除嚴(yán)重事故下安全殼晚期超壓的工況，那么就無須設(shè)置FCVS。這個(gè)目標(biāo)的實(shí)現(xiàn)與2個(gè)重要因素相關(guān)，其一為不同核電廠應(yīng)對設(shè)計(jì)基準(zhǔn)和設(shè)計(jì)延伸工況所采用的安全措施，其二為所在國安審當(dāng)局對“消除”概念的理解和要求，本文重點(diǎn)對第1個(gè)因素，即采取的安全措施進(jìn)行分析和論述。

引起超壓的根本原因有2個(gè)，即針對一個(gè)特定容積的承壓“容器”，由于過量的能量和/或質(zhì)量輸入導(dǎo)致其超壓。因此，為了消除嚴(yán)重事故后安全殼超壓的現(xiàn)象，應(yīng)從“能量”和“質(zhì)量”兩個(gè)方面著手。

嚴(yán)重事故后，由于堆芯熔化且無法得到冷卻，源源不斷產(chǎn)生的能量(衰變熱)持續(xù)加熱安全殼內(nèi)的大氣，導(dǎo)致其壓力不斷上升引起超壓，但設(shè)計(jì)上通過消除堆芯熔毀來消除安全殼超壓是不可行的(堆芯熔毀概率(CDF)在設(shè)計(jì)上一般小于1×10-5。此外，考慮到嚴(yán)重事故的特殊性和不確定性，在電廠設(shè)計(jì)中也必須考慮和提供手段緩解嚴(yán)重事故引發(fā)的各種物理現(xiàn)象)。因此，考慮縱深防御層級的要求，只能通過設(shè)置專用于嚴(yán)重事故下衰變熱排除的安全措施防止過量能量輸入，例如能動(dòng)或非能動(dòng)的嚴(yán)重事故安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)。

在設(shè)計(jì)上考慮專用于嚴(yán)重事故下安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)并不能完全消除安全殼超壓的風(fēng)險(xiǎn)，主要原因?yàn)椴荒Y(jié)氣體的不斷產(chǎn)生。即便堆芯衰變熱可以被導(dǎo)出，但是不凝結(jié)氣體不斷產(chǎn)生最終還會導(dǎo)致安全殼超壓(過量的質(zhì)量輸入)。

嚴(yán)重事故下產(chǎn)生的不凝結(jié)氣體，主要包括燃料棒內(nèi)預(yù)充的氦氣、裂變氣體、燃料包殼與水發(fā)生鋯水反應(yīng)產(chǎn)生的氫氣，以及可能的堆芯熔融物與混凝土/犧牲材料反應(yīng)(MCCI)產(chǎn)生的大量不凝結(jié)氣體(包括氫氣、一氧化碳等)。在這些氣體中，鋯水反應(yīng)和MCCI現(xiàn)象產(chǎn)生的氣體最為大量且持續(xù)不斷，抑制或消耗這些氣體的產(chǎn)生對于消除安全殼超壓現(xiàn)象是非常重要的，可以采用的手段包括使用氫氣復(fù)合器/點(diǎn)火器和熔融物堆內(nèi)滯留技術(shù)(IVR)——將熔融物滯留在壓力容器內(nèi)防止與混凝土接觸。筆者認(rèn)為采用熔融物堆內(nèi)滯留技術(shù)后，在設(shè)計(jì)上應(yīng)防止再向壓力容器內(nèi)注水淹沒堆芯(例如當(dāng)安全系統(tǒng)恢復(fù)后)，尤其是在安全殼內(nèi)壓力較高時(shí)，以避免大量的氫氣和蒸汽快速產(chǎn)生進(jìn)入安全殼內(nèi)加劇安全殼超壓風(fēng)險(xiǎn)。

以上在嚴(yán)重事故下專用于防止過量的“能量”和“質(zhì)量”向安全殼輸入的技術(shù)手段可以極大地降低安全殼超壓的風(fēng)險(xiǎn)，但是這些技術(shù)手段仍舊可能因?yàn)閱适еС窒到y(tǒng)而失效，這些支持系統(tǒng)可能包括電力、冷卻水(或水池、水箱內(nèi)的水源)、儀表和控制等。在設(shè)計(jì)上考慮如何提高支持系統(tǒng)的可靠性，降低其失效頻率時(shí)，除了在配置上提高支持系統(tǒng)的冗余外，還有一個(gè)非常關(guān)鍵的變量必須要清晰、明確地進(jìn)行界定，這個(gè)變量就是“時(shí)間”。

在設(shè)計(jì)中對于“時(shí)間”的解讀或要求可以體現(xiàn)在以下3個(gè)方面，即自治時(shí)間(tzz)、超壓時(shí)間(tcy)和支援時(shí)間(tzy)。其中：自治時(shí)間(tzz)的含義為專用于防止安全殼超壓的安全措施需要堅(jiān)持的時(shí)間。這個(gè)時(shí)間與電站的自治性相關(guān)，也是各國安審當(dāng)局的強(qiáng)制要求，一般體現(xiàn)在對水源、熱阱、應(yīng)急電源(例如SBO柴油機(jī))、不間斷電源(例如蓄電池)等重要支持系統(tǒng)在容量上的要求。

超壓時(shí)間(tcy)的含義為這些安全措施未啟動(dòng)之前安全殼達(dá)到超壓狀態(tài)的時(shí)間或這些安全措施喪失之后安全殼達(dá)到超壓狀態(tài)的時(shí)間。在嚴(yán)重事故發(fā)生后，這些安全措施一般均是由操作員手動(dòng)啟動(dòng)，需要給予操作員一定的寬限期(例如在EUR中要求12 h)，因此在操作員動(dòng)作之前，安全殼應(yīng)設(shè)計(jì)為不會超壓?；蛘呷绻@些安全措施啟動(dòng)后失效(例如喪失支持系統(tǒng))，那么在安全殼達(dá)到超壓狀態(tài)前還能堅(jiān)持的時(shí)間?？梢钥闯觯@個(gè)“時(shí)間”在設(shè)計(jì)上與安全殼的自由容積緊密相關(guān)，即如果增大安全殼內(nèi)自由空間，那么這個(gè)“時(shí)間”就可以延長。

支援時(shí)間(tzy)的含義為事故后廠內(nèi)和廠外能夠提供支援的時(shí)間。在嚴(yán)重事故發(fā)生后，廠內(nèi)能夠提供支援(例如手抬泵、移動(dòng)電源等)的時(shí)間。根據(jù)國內(nèi)一些典型電站的設(shè)計(jì)考慮，這個(gè)時(shí)間約為6 h。此外，廠外也可以提供外部支援，例如某些重裝設(shè)備，這個(gè)時(shí)間與所在國、核電廠所在地區(qū)附近資源和應(yīng)急指揮相關(guān)，一般認(rèn)為這個(gè)時(shí)間為3～7 d。

3個(gè)“時(shí)間”的邏輯關(guān)系為，如果自治時(shí)間(tzz)與超壓時(shí)間(tcy)之和大于支援時(shí)間(tzy)，即tzz+tcy≥tzy，那么可以認(rèn)為能夠有效地消除安全殼超壓的風(fēng)險(xiǎn)。試舉例說明，假設(shè)某個(gè)采用大自由容積安全殼、IVR、能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出(噴淋)系統(tǒng)等安全措施的壓水堆核電廠，在能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)啟動(dòng)前具有12 h的寬限期，能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)及其支持系統(tǒng)的電力由SBO柴油機(jī)保證至少72 h，廠內(nèi)支援(包括移動(dòng)泵、移動(dòng)電源)時(shí)間為6 h且能堅(jiān)持72 h以上，廠外支援時(shí)間為3 d，那么可以認(rèn)為消除了安全殼超壓的風(fēng)險(xiǎn)，即可以取消設(shè)置FCVS。

國內(nèi)和國際存在一種看法，F(xiàn)CVS是防止安全殼超壓的“兜底”手段，如果所有的安全措施均失效，設(shè)置FCVS至少能防止安全殼結(jié)構(gòu)完整性被破壞以及放射性物質(zhì)不可控地大量釋放。而安全措施均失效的原因?yàn)榘l(fā)生超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的外部災(zāi)害(類似于福島事故，發(fā)生超級地震和海嘯)導(dǎo)致安全措施本身或其支持系統(tǒng)全部失效。這樣“確定論”的假設(shè)忽視了FCVS及其支持系統(tǒng)的可靠性，與其他安全措施并無本質(zhì)區(qū)別，能導(dǎo)致安全措施及其支持系統(tǒng)失效的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)外部災(zāi)害也同樣能導(dǎo)致FCVS及其支持系統(tǒng)失效。例如，安全殼壓力監(jiān)測系統(tǒng)喪失無法測量安全殼壓力導(dǎo)致操作員無從判斷安全殼是否超壓，應(yīng)急照明系統(tǒng)喪失導(dǎo)致操作員無法達(dá)到操作位置等。而且如前文所述“FCVS均貫穿了安全殼，其本身就增加了安全殼旁通的風(fēng)險(xiǎn)”，在嚴(yán)重事故下，如果FCVS失效將導(dǎo)致安全殼旁通，引起后果也不亞于安全殼結(jié)構(gòu)失效。此外，在極端的外部災(zāi)害下，操作員的可達(dá)性也無從保證，即便設(shè)置FCVS，也可以“確定論”地假設(shè)由于無法操作而失效，其后果仍舊是安全殼超壓。因此認(rèn)為FCVS是“兜底”手段并不能提高核電廠的安全性。

如果不從“確定論”的角度考慮，而采用“概率論”分析，那么增設(shè)FCVS是否能顯著降低安全殼晚期超壓的風(fēng)險(xiǎn)？根據(jù)對某華龍一號核電型號的設(shè)計(jì)分析，F(xiàn)CVS應(yīng)對的是導(dǎo)致安全殼晚期超壓的事故序列(即所有的降壓安全措施均失效)，其總的發(fā)生頻率約為1×10-10量級。如果以1×10-8為截?cái)囝l率，F(xiàn)CVS應(yīng)對的是機(jī)組剩余風(fēng)險(xiǎn)。由此可以看出，即便設(shè)置FCVS可以將剩余風(fēng)險(xiǎn)(1×10-10量級)的發(fā)生頻率進(jìn)一步降低，但實(shí)際意義不大，更何況如果FCVS排放后，還將對環(huán)境和公眾造成不可逆影響。

綜合以上的分析和論述，在核電廠的設(shè)計(jì)中如果設(shè)置了專用于嚴(yán)重事故的安全措施，并且其自治性、安全措施設(shè)計(jì)容量和廠內(nèi)/外支援的考慮滿足tzz+tcy≥tzy，那么在設(shè)計(jì)上可以認(rèn)為消除了安全殼晚期超壓的風(fēng)險(xiǎn)，而無須設(shè)置FCVS。

在某些核電廠，尤其是一些已建的較早期的核電廠，在設(shè)計(jì)中未考慮增大安全殼自由容積、采用IVR，甚至未設(shè)置專用于嚴(yán)重事故的安全措施，從概率論和確定論的角度分析可能存在無法消除的安全殼超壓風(fēng)險(xiǎn)，那么對于這種電站是否應(yīng)設(shè)置FCVS，是否存在無須排放的替代方案？

2.3 采用不排放的替代方案分析

根據(jù)前文，這一類核電廠由于存在無法消除的安全殼超壓風(fēng)險(xiǎn)，所以在設(shè)計(jì)上應(yīng)將安全殼超壓工況作為一種設(shè)計(jì)延伸工況予以考慮。應(yīng)對這種工況應(yīng)首先從縱深防御的角度考慮安全措施設(shè)計(jì)，即包括預(yù)防和緩解2個(gè)層次，并且預(yù)防措施是優(yōu)先于緩解措施的。預(yù)防措施可以理解為防止安全殼超壓或進(jìn)一步降低安全殼超壓發(fā)生的頻率所采用的措施，緩解措施是安全殼超壓后，緩解其帶來的后果所采用的措施，F(xiàn)CVS可以理解為緩解措施。

根據(jù)前文§2.2的分析，在設(shè)計(jì)上可以考慮的預(yù)防措施包括設(shè)置專用于嚴(yán)重事故的安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)及其支持系統(tǒng)、堆芯熔融物堆內(nèi)滯留技術(shù)、增大安全殼自由容積等。這樣的技術(shù)改造確實(shí)能夠從根本上極大降低安全殼超壓的風(fēng)險(xiǎn)，但是已建電站基本很難予以實(shí)施。而且目前在國內(nèi)已建的電站基本為二代加技術(shù)，已經(jīng)設(shè)置了FCVS，取消該系統(tǒng)而去實(shí)施這樣龐大的技術(shù)改造也沒有什么必要性。因此，在本節(jié)對“無須排放的替代方案”的討論僅是從縱深防御的預(yù)防角度分析可以實(shí)施的優(yōu)化或增強(qiáng)措施。

根據(jù)前文§2.2分析的公式tzz+tcy≥tzy，考慮到這類電站的自治時(shí)間、嚴(yán)重事故下的寬限期時(shí)間基本難于通過對已有的廠內(nèi)固定設(shè)施進(jìn)行改進(jìn)而提高，因此尚存可以或易于改進(jìn)的時(shí)間為“廠內(nèi)支援的時(shí)間”。即廠內(nèi)支援(移動(dòng)電源、移動(dòng)泵等)能夠在安全殼超壓之前盡早達(dá)到接入條件，并且增加其接入后的持續(xù)運(yùn)行時(shí)間，直至廠外支援的到來。這樣的措施雖然不能消除安全殼超壓的風(fēng)險(xiǎn)，但是對“能不使用就不用”安全殼過濾排放功能是具有極大好處的。

2.4 小結(jié)

本章主要從設(shè)置FCVS的利弊分析，消除安全殼晚期超壓風(fēng)險(xiǎn)，以及是否可以采用替代方案這3個(gè)方面進(jìn)行分析和論述，主要的結(jié)論為：

(1)FCVS可以緩解安全殼超壓風(fēng)險(xiǎn)，避免安全殼結(jié)構(gòu)完整性失效，防止放射性物質(zhì)不可控地向環(huán)境釋放。但是FCVS也存在過濾效率不高、阻止操作員或廠外救援進(jìn)入、啟動(dòng)/停運(yùn)的不確定性等非常明顯和難于消除的缺陷和風(fēng)險(xiǎn)。因此，在設(shè)計(jì)中消除嚴(yán)重事故下安全殼晚期超壓的工況，或采用替代方法而無須過濾排放比消除FCVS存在的問題更加重要和需優(yōu)先考慮。

(2)設(shè)置專用于嚴(yán)重事故下防止安全殼超壓的安全措施，例如安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)、堆芯IVR、增大安全殼自由容積等措施，并且在設(shè)計(jì)中考慮滿足tzz+tcy≥tzy條件的時(shí)間要求，在確定論和概率論上可以認(rèn)為消除了安全殼超壓風(fēng)險(xiǎn)，因此可以取消設(shè)置FCVS。

(3)針對于設(shè)計(jì)中未考慮增大安全殼自由容積、未采用IVR、甚至未設(shè)置專用于嚴(yán)重事故的安全措施的已建的核電廠，由于在確定論和概率論的分析中無法消除安全殼超壓風(fēng)險(xiǎn)，設(shè)置FCVS是有必要的，也符合目前國內(nèi)和國際上針對已建電站的主流做法。但是應(yīng)考慮加強(qiáng)廠內(nèi)支援的時(shí)效性，盡早接入并持續(xù)運(yùn)行至廠外支援到來，能夠極大地降低對安全殼過濾排放的需求。

3 廠內(nèi)支援的措施

廠內(nèi)支援的設(shè)施在嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解的設(shè)計(jì)中具有重要意義。尤其在日本福島事故后，日本國內(nèi)安審當(dāng)局2012年編制的《福島核事故后核電廠改進(jìn)行動(dòng)通用技術(shù)要求》，以及國際上關(guān)于福島事故后的經(jīng)驗(yàn)反饋均認(rèn)為在廠區(qū)內(nèi)配置移動(dòng)式設(shè)施是有效的措施。

嚴(yán)重事故下安全殼超壓工況的根本原因在于堆芯熔融物產(chǎn)生的衰變熱無法從安全殼內(nèi)導(dǎo)出，因此在設(shè)計(jì)上配置能用于將安全殼內(nèi)熱量導(dǎo)出的移動(dòng)設(shè)施就十分必要。根據(jù)各個(gè)電廠已有的應(yīng)對嚴(yán)重事故下安全殼超壓的安全措施，需要移動(dòng)設(shè)施提供的支援可以分成2類，一類為考慮這些安全措施失效而需移動(dòng)設(shè)施進(jìn)行替代的，另一類是為這些安全措施提供支持而延長其運(yùn)行時(shí)間的，例如提供電源、水源等。根據(jù)目前國內(nèi)的實(shí)踐，移動(dòng)設(shè)施基本上為手抬泵、車載移動(dòng)泵、車載移動(dòng)電源等。為了實(shí)現(xiàn)以上2類支援，可能需要多臺/套的移動(dòng)設(shè)施，并且需要考慮其他嚴(yán)重事故下需要緩解的物理現(xiàn)象，以及同一廠址內(nèi)多臺機(jī)組可能有對移動(dòng)設(shè)施的需求，因此電廠運(yùn)行方需要配置的移動(dòng)設(shè)備類型多、臺/套數(shù)多。

如果能夠開發(fā)出實(shí)現(xiàn)注水和熱量導(dǎo)出功能組合的移動(dòng)設(shè)施將降低移動(dòng)設(shè)施的類型、臺套數(shù)需求，簡化各種移動(dòng)設(shè)施接入的復(fù)雜操作，同時(shí)也是降低對FCVS使用需求的設(shè)施。因此筆者認(rèn)為，移動(dòng)式熱量導(dǎo)出裝置是未來研發(fā)的方向之一。

4 結(jié)論

FCVS通過主動(dòng)卸壓和過濾的方式防止安全殼在超壓工況下結(jié)構(gòu)完整性遭到破壞，避免放射性物質(zhì)不可控地大量釋放，但是FCVS也存在難于克服的缺陷和風(fēng)險(xiǎn)。

雖然是否設(shè)置FCVS與各國安審當(dāng)局的觀點(diǎn)有關(guān)，但筆者認(rèn)為考慮了專用于嚴(yán)重事故下防止安全殼超壓的安全措施，以及滿足tzz+tcy≥tzy時(shí)間要求的設(shè)計(jì)方案，從確定論和概率論上可以認(rèn)為消除了安全殼超壓工況，因此設(shè)計(jì)中可以不設(shè)置FCVS。

不滿足以上條件的核電機(jī)型，設(shè)置FCVS是有必要的，但仍可通過加強(qiáng)廠內(nèi)支援的時(shí)效性，盡早接入并持續(xù)運(yùn)行至廠外支援到來，能夠極大地降低對安全殼過濾排放需求。