邢 繼，吳 楠，薛 娜，邱 林

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

核應(yīng)急是核能事業(yè)持續(xù)健康發(fā)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(huán)境、保障社會穩(wěn)定、維護國家安全具有重要意義［1］。盡管核電廠在設(shè)計上采取各種預(yù)防性措施，使其進入核事故應(yīng)急狀態(tài)的可能性非常小，但仍無法完全排除。為了加強應(yīng)急響應(yīng)能力，最大程度地降低事故對公眾和環(huán)境的影響，核電廠應(yīng)建立應(yīng)急計劃區(qū)，預(yù)先劃分出最可能需要采取公眾防護措施的區(qū)域，在其中做好應(yīng)急準備［2］。其中煙羽應(yīng)急計劃區(qū)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(yīng)急狀態(tài)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(yīng)急響應(yīng)行動的及時性和有效性，煙羽應(yīng)急計劃區(qū)范圍內(nèi)需開展應(yīng)急物資設(shè)備的儲備、定期維護，以及定期培訓(xùn)與演習(xí)，涉及大量人力與物力資源的投入［3］。同時，應(yīng)急計劃區(qū)也是核電廠公眾溝通的窗口，相關(guān)準備工作的開展直接影響公眾對核電安全的認知。我國現(xiàn)行標準GB/T 17680.1-2008《核電廠應(yīng)急計劃與準備準則第1部分：應(yīng)急計劃區(qū)的劃分》［4］針對壓水堆核電廠，推薦的煙羽應(yīng)急計劃區(qū)半徑為7～10 km，其中內(nèi)區(qū)半徑為3～5 km。福島核事故后，工程實踐中通常采用內(nèi)區(qū)半徑 5 km，外區(qū)半徑10 km作為推薦的煙羽應(yīng)急計劃區(qū)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(xiàn)，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(jié)合的技術(shù)路線，針對可能導(dǎo)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(shè)計措施，設(shè)置了完善的嚴重事故預(yù)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(zhì)釋放進入環(huán)境。

為提高三代核電機組的經(jīng)濟性與廠址適應(yīng)性，增加公眾對核電的接受程度，滿足我國發(fā)展三代核電的戰(zhàn)略需求，有必要結(jié)合華龍一號機組的先進安全特性，開展場外應(yīng)急優(yōu)化研究。本文應(yīng)用華龍一號機組的內(nèi)部事件二級PSA分析成果，并基于目前核應(yīng)急監(jiān)管的有關(guān)要求，以福清廠址為代表，對華龍一號機組的煙羽應(yīng)急計劃區(qū)范圍開展分析，論證場外應(yīng)急優(yōu)化的技術(shù)基礎(chǔ)。

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(nèi)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(nèi)部事件二級PSA分析結(jié)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(guī)定應(yīng)有可靠的設(shè)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(fā)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(dǎo)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(shè)計上采取了包括一回路快速卸壓、能動與非能動相結(jié)合的堆腔注水系統(tǒng)、非能動安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)、非能動安全殼消氫系統(tǒng)、安全殼過濾排放系統(tǒng)在內(nèi)的一系列完善的嚴重事故緩解措施，以及嚴重事故管理導(dǎo)則措施，能夠顯著降低堆芯熔化之后放射性物質(zhì)向環(huán)境大量釋放的可能性。

二級PSA分析結(jié)果表明，可能導(dǎo)致早期放射性釋放或者大量放射性釋放的事故序列發(fā)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(guān)于實際消除大量放射性釋放的概率安全目標。

2 應(yīng)急源項的確定

事故源項的選取是應(yīng)急計劃區(qū)劃分的基礎(chǔ)與關(guān)鍵?，F(xiàn)行標準GB/T 17680.1-2008要求核電廠應(yīng)急計劃區(qū)劃分應(yīng)考慮嚴重事故，以應(yīng)對不同嚴重程度的事故后果。但對于發(fā)生概率極小的事故，可以不予考慮，以免使應(yīng)急計劃區(qū)范圍過大而帶來不合理的經(jīng)濟負擔(dān)。同時，GB/T 17680.1-2008將用于應(yīng)急計劃區(qū)測算的嚴重事故源項劃分為兩類：大多數(shù)嚴重事故序列和后果最嚴重的嚴重事故序列。對于前者，應(yīng)盡可能降低隨機性健康效應(yīng)；對于后者，則要防止嚴重確定性健康效應(yīng)的發(fā)生。

現(xiàn)行核應(yīng)急法規(guī)標準中對于“發(fā)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(yīng)急監(jiān)管與審查過程中出于謹慎態(tài)度，要求事故源項的選取需要考慮剩余風(fēng)險。

因此，雖然華龍一號已經(jīng)充分論證設(shè)計上能夠?qū)嶋H消除早期或大量放射性釋放，本文仍依據(jù)國內(nèi)核應(yīng)急監(jiān)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(yīng)急計劃區(qū)劃分采用的事故源項：

（1） 對于大多數(shù)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(jié)合表1所示二級PSA分析結(jié)果，選取低于1×10-7/堆年且導(dǎo)致早期大量釋放的RC02至RC06釋放類。

3 應(yīng)急計劃區(qū)測算方法

3.1 基于概率論的應(yīng)急計劃區(qū)測算方法

依據(jù)《壓水堆核電廠嚴重事故風(fēng)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(yīng)急計劃區(qū)測算。該方法綜合考慮事故譜中各釋放類的發(fā)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(shù)（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(shù)或后果最嚴重的嚴重事故譜中第i種釋放類的發(fā)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(nèi)照射和再懸浮吸入內(nèi)照射四種途徑，根據(jù)《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(yù)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(yīng)急計劃區(qū)劃分準則

GB/T 17680.1-2008規(guī)定煙羽應(yīng)急計劃區(qū)內(nèi)的事故后果應(yīng)滿足GB 18871-2002附錄E的干預(yù)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(yīng)急計劃區(qū)的內(nèi)區(qū)和外區(qū)邊界：

（1） 煙羽應(yīng)急計劃區(qū)內(nèi)區(qū)之外，大多數(shù)嚴重事故的7天有效劑量不超過撤離通用優(yōu)化干預(yù)水平；

（2） 煙羽應(yīng)急計劃區(qū)外區(qū)之外，大多數(shù)嚴重事故的2天有效劑量不超過隱蔽通用優(yōu)化干預(yù)水平，甲狀腺劑量不超過碘防護通用優(yōu)化干預(yù)水平；

（3） 煙羽應(yīng)急計劃區(qū)外區(qū)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(yù)期均應(yīng)進行干預(yù)的劑量水平。

除劑量限值外，基于概率論的應(yīng)急計劃區(qū)測算方法應(yīng)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(yīng)急計劃區(qū)范圍要求，即煙羽應(yīng)急計劃區(qū)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(yīng)急計劃區(qū)的劃分準則：

（1） 在煙羽應(yīng)急計劃區(qū)內(nèi)區(qū)EPZi之外，大多數(shù)嚴重事故譜針對特定緊急防護行動的預(yù)期劑量D超過相應(yīng)通用優(yōu)化干預(yù)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(yōu)化干預(yù)水平Table 2 Generic intervention levels for emergency protective actions

（2） 在煙羽應(yīng)急計劃區(qū)外區(qū)EPZo之外，后果最嚴重的嚴重事故譜造成的器官或組織的預(yù)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(yīng)急優(yōu)化分析

4.1 應(yīng)急計劃區(qū)測算結(jié)果

考慮福清核電廠廠址氣象條件，采用式（1）所述應(yīng)急計劃區(qū)測算方法計算華龍一號機組大多數(shù)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(shù)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(shù)CCDF，如圖2所示。

圖1 大多數(shù)嚴重事故譜的余補累積分布函數(shù)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(shù)Fig.2 CCDF of the severest accident spectrum

由計算結(jié)果可知，在廠址非居住區(qū)邊界處（500 m），大多數(shù)嚴重事故譜的劑量后果超過緊急防護行動通用優(yōu)化干預(yù)水平的條件概率已經(jīng)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(yīng)，并保證非居住區(qū)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(jīng)被證實能夠?qū)嶋H消除的后果最嚴重的嚴重事故譜，計算結(jié)果也表明距反應(yīng)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(guī)定的應(yīng)急計劃區(qū)劃分準則，從技術(shù)角度，即使考慮被實際消除的嚴重事故序列的剩余風(fēng)險，華龍一號機組的煙羽應(yīng)急計劃區(qū)范圍也只是距離反應(yīng)堆中心半徑2.5 km的區(qū)域，其中內(nèi)區(qū)半徑為500 m。

4.2 敏感性分析

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

敏感性分析過程中發(fā)現(xiàn)，大多數(shù)嚴重事故譜和后果最嚴重的嚴重事故譜中各釋放類的發(fā)生頻率比重有所不同。大多數(shù)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(jié)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(jié)果對CCDF的影響很小，據(jù)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(shù)嚴重事故譜余補累積分布函數(shù)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(shù)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(yīng)急計劃區(qū)邊界處嚴重事故譜的 余補累積分布函數(shù)值Table 4 CCDF of severe accident spectrum at the predefined emergency planning zone boundaries

4.3 應(yīng)急計劃區(qū)范圍優(yōu)化

應(yīng)急計劃區(qū)范圍的設(shè)置應(yīng)與核電機組的安全目標相匹配?！逗藙恿S設(shè)計安全規(guī)定》（HAF 102-2016）［12］要求安全設(shè)計的基本目標是在技術(shù)上實現(xiàn)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(guān)于輕水堆核電廠嚴重事故應(yīng)急響應(yīng)行動的最新理念中［13］，針對預(yù)防行動區(qū)推薦的范圍為3～5 km，要求區(qū)域內(nèi)開展全面的應(yīng)急準備。WENRA對于假想堆芯熔化事故，要求核電機組設(shè)計應(yīng)保證3 km之外不需要采取應(yīng)急撤離，5 km之外不需要采取隱蔽和碘防護［14］。

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

5 結(jié)論

本文以福清廠址為優(yōu)化對象，結(jié)合目前核應(yīng)急監(jiān)管的實際要求，從剩余風(fēng)險的角度出發(fā)，對華龍一號機組的場外應(yīng)急優(yōu)化開展論證分析，形成主要結(jié)論如下：

（1） 根據(jù)二級PSA分析結(jié)果，華龍一號機組需要實際消除的工況發(fā)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(shè)計能夠高可靠性地保證大多數(shù)嚴重事故工況下非居住區(qū)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(jīng)實際消除的后果最嚴重的嚴重事故，也能將確定性效應(yīng)的高風(fēng)險范圍降低至2.5 km以內(nèi)。二級PSA分析結(jié)果的不確定度對應(yīng)急計劃區(qū)的測算結(jié)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(shù)上實現(xiàn)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(shè)計基本目標。即使考慮剩余風(fēng)險，仍具備優(yōu)化場外應(yīng)急的技術(shù)基礎(chǔ)。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(guān)要求，華龍一號機組的應(yīng)急計劃區(qū)可以優(yōu)化為內(nèi)區(qū)邊界為3 km，外區(qū)邊界為5 km。