基于二级PSA的应急设施可居留性评价研究

肖玲梅，黄才龙，张佳佳，王 超，郭丁情，张 冰

基于二级PSA的应急设施可居留性评价研究

肖玲梅1，黄才龙1，张佳佳2,*，王 超3，郭丁情1，张 冰1

（1. 中广核工程有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室，广东 深圳 518124；
2. 生态环境部核与辐射安全中心，北京 102488；
3. 深圳中广核工程设计有限公司上海分公司，上海 201100）

当前应急设施可居留性评价越来越多地使用二级PSA释放类源项，但是释放类源项如何选取，法规标准并无明确的规定，业界的实践也尚未统一。本文调研了先进三代堆应急设施可居留性的源项选取方法，提出了基于二级PSA释放类选取应急设施可居留性评价中严重事故源项的方法和流程。以某先进压水堆核电厂应急指挥中心为研究对象，利用本文提出的方法给出了4种不同的源项选取方案，计算了应急指挥中心工作人员的有效剂量。通过绩效评估方法，推荐了2种优选的二级PSA释放类选取方案，为应急设施可居留性评价中严重事故源项选取提供指导。

二级PSA；
释放类；
源项；
应急设施；
可居留性分析

福岛事故后，国内核安全监管机构要求对应急设施可居留性的评价和审查不应局限于设计基准事故，还应适当考虑严重事故的影响。在设定的持续应急响应期间内（一般为30天），主控室及应急指挥中心等工作人员接受的有效剂量不大于50 mSv，甲状腺当量剂量不大于500 mSv，在设计上考虑严重事故后人员的长期居留[1,2]。二级概率安全分析（PSA）为核电厂提供了全谱的严重事故源项，国内外先进压水堆核电厂已从二级PSA释放类源项中选取严重事故源项用于应急设施可居留性评价。但二级PSA释放类数量众多，国内对于如何从二级PSA选取源项以满足“适当考虑严重事故”的要求尚未形成共识。目前孙大威等人从堆芯释放、安全壳内自然去除、放射性物质向环境释放途等方面针对两种工况开展了适用于应急设施可居留性评价的严重事故源项研究[3]。张佳佳等人基于目前应急计划区划分和应急设施可居留性对二级PSA的应用需求，开展了释放类划分和源项选取的研究[4]，研究表明严重事故源项的选取直接影响应急设施可居留性评价的结果。

本文对国内外工程项目应急设施可居留性评价中严重事故源项选取的实践进行了研究，提出了应急设施可居留性评价中基于二级PSA释放类选取严重事故源项的方法和流程。以国内某三代压水堆核电厂应急指挥中心可居留性为研究对象，利用本文提出的方法，给出了4种不同的源项选取方案，计算了应急指挥中心工作人员的有效剂量，并给出了结论和建议。本研究可为应急设施可居留性评价中严重事故源项选取提供指导。

应急设施可居留性评价中，国内外的压水堆核电厂使用的严重事故源项有三类，包括S3源项、NUREG-1465[5]给出的严重事故源项和二级PSA释放类源项（见表1）。

表1　应急设施可居留性评价中严重事故源项选取工程实践

从表1可以看出，国内外各压水堆型核电厂的应急设施可居留性评价严重事故源项全部采用安全壳晚期失效的释放类源项。笔者认为，这主要是考虑到安全壳从设计上要保证堆芯熔化事故后24 h内的放射性包容[6]，24 h内的可居留性是有保障的，应急设施要保证长期事故应对，可居留性分析应考虑严重事故长期阶段的可居留性，因此各国监管机构和核工业界均选用安全壳晚期失效释放类用于应急设施可居留性评价。但S3源项以及NUREG-1465的源项，均为监管机构提供的通用设计源项，无法体现新建电厂的设计特点。二级PSA释放类源项不仅包含了全谱的严重事故源项，还可以现实模拟核电厂的设计特征，这也是近些年来各先进反应堆逐步选用二级PSA源项的原因，尤其在应急计划区严重事故源项选取中已有大量工程实践[7-9]。但从二级PSA释放类别中选取严重事故源项，仍然面临频率和后果如何平衡的问题。

本文在应急设施可居留性评价中，基于二级PSA的严重事故源项选取，提出的方法和流程如图1所示。其中加权平均和绩效评估两种源项选取方法的具体含义见下文。

图1　基于二级PSA的应急设施可居留性评价流程

2.1　加权平均法

加权平均法是将二级PSA中安全壳晚期失效释放类源项按频率进行加权平均。

式中：sa——总的平均剂量；

——二级PSA释放类的数量；

——第个二级PSA释放类。

2.2　绩效评估法

绩效评估法是一种综合评估方法，从后果维度、频率维度及合理性维度分别进行评分，综合加权评估后，得分最高的方案作为推荐方案。现有的法规要求是“适当考虑严重事故”，这反映了法规对于合理性和所选严重事故后果是有要求的。因此，综合绩效评估时，合理性维度的权重因子最大（0.5）；
其次是从后果维度（0.3）；
最后可适当考虑频率维度（0.2）。每个维度分三个推荐等级，根据相关专业的专家讨论，建议赋值如表2所示。每个维度的具体考虑如下：

（1）合理性维度：从安全壳失效模式和放射性物质释放机理的角度，分析释放类在应急设施可居留性评价评价中的合适性；

（2）后果维度：从后果的严重程度，分析释放类对应急设施可居留性评价是否过于保守，能否满足有效剂量限制准则；

（3）频率维度：从释放类频率大小，频率越高的释放类代表的严重事故情景更多。

表2　三个维度的权重及评分原则

应急设施可居留性评价评价基于RG1.195推荐的方法，包括有效剂量分析和甲状腺当量剂量分析[10]。

2.3　有效剂量分析方法

有效剂量分析需考虑室内空气浸没外照射、室内空气吸入内照射和室外放射性烟羽浸没外照射。

（1）室内空气浸没外照射剂量

应急指挥中心可居留空间大小有限，放射性烟云在室内导致的全身剂量远小于浸没在无限烟云中产生的剂量。有限烟云剂量使用墨菲方法进行计算。计算公式如下：

式中：DWA——不同时间段内的室内烟云浸没外照射剂量；

——半无限烟云到有限烟云的修正因子；

SP()——居留份额；

DF()——核素的外照射有效剂量转换因子。

（2）室内空气吸入内照射剂量

室内吸入途径导致的内照射剂量计算公式如下：

式中：DAE——不同时间段内的吸入内照射剂量；

BV()——呼吸率；

SP()——居留份额；

DFE()——核素吸入内照射有效剂量转换因子。

（3）室外放射性烟羽浸没外照射剂量

室外放射性烟羽浸没途径导致的外照射剂量计算公式如下：

式中：DAY——不同时间段内的室外烟云外照射剂量；

SP()——居留份额；

DF()——核素的外照射有效剂量转换因子。

2.4　甲状腺当量剂量分析

甲状腺当量剂量的计算公式如下：

式中：DAT——不同时间段内的甲状腺剂量；

BV()——呼吸率；

SP()——居留份额；

DFT()——核素甲状腺剂量转换因子。

3.1　确定严重事故源项方案

以我国某三代压水堆核电厂的应急指挥中心可居留为研究对象，表3为该核电厂二级PSA安全壳晚期释放类及其加权平均频率结果。

表3　某核电厂安全壳晚期释放类及其加权平均释放类频率结果

根据图1的方法和流程，选用二级PSA全部安全壳晚期失效的释放类源项RC501～RC503用于应急设施可居留性评价，同时按照加权平均法对RC501～RC503源项按照频率占比进行加权。然后针对这4个方案开展应急指挥中心可居留性分析，并运用绩效评估法对选取的方案进行评价。

3.2　不同方案剂量计算

本文根据2.2节中应急设施可居留性评价方法和某三代核电项目应急指挥中心的相关参数，计算了表3中的4个二级PSA释放类源项选取方案对应的应急指挥中心工作人员的辐射剂量。其中大气弥散条件采用全厂址70%概率水平的现实值作为计算输入，各方案应急指挥中心剂量结果见图2和图3，除方案2外，其他3个方案的结果都满足剂量限制准则。

图2　应急指挥中心工作人员有效剂量对比

图3　应急指挥中心工作人员甲状腺剂量对比

3.3　综合绩效评估分析

为了避免绩效评估法主观性的影响，将方案4作为保留方案，不再参与绩效评估。根据2.1.2节的评分原则，经相关专业专家讨论，其余三个方案的绩效评估得分如表4所示。各方案的评分说明如下。

（1）合理性维度：底板熔穿释放类的释放途径及影响主要是地下水，对于大气乃至应急设施的影响短期内无法体现，合理性不足。所以方案3在该维度的得分最低；

（2）后果维度：方案2为安全壳超压失效导致的放射性释放，源项非常大，属于非常严重的严重事故释放，其应用于应急设施可居留性评价过于保守。所以，方案2得分最低；

（3）频率维度：方案1频率最高，得分最高。方案2频率最低，得分最低。

表4　各方案评分结果

3个方案的综合加权得分结果如图4所示。根据综合得分，方案1，即EUF开启释放类综合得分最高，为绩效评估最优推荐方案。

方案4，即加权平均方案，虽然没有参与绩效评估，但是从剂量后果及频率角度看，与绩效评估得出的最后方案水平相当。而且该方案不受主观性影响，也是值得推荐的方案。

图4　综合评估得分

3.4　结果讨论

从绩效评估结果来看，方案1（EUF开启释放类）为最优推荐方案，该方案也充分体现了电厂设计特征。除此之外，方案4（加权平均）也是推荐方案，而且该方案不受绩效评估主观性影响。以上2个不同分析思路得到的推荐方案，可以根据电厂设计特征、项目实际情况及审评沟通情况等综合确定其中之一。

针对目前二级PSA在应急设施可居留性评价应用中存在的问题和困难，本文开展了二级PSA释放类源项在应急设施可居留性评价中的应用研究，提出了基于二级PSA的严重事故源项选取的方法和流程，并创造性地提出了绩效评估法，可为应急设施可居留性评价提供参考。案例分析的结论表明，安全壳晚期失效EUF开启释放类和安全壳晚期失效释放类加权平均两个方案推荐方案，可以满足法规“适当考虑严重事故”的要求。

［1］ 国家核安全局．核动力厂营运单位的应急准备和应急响应：HAD 002/01—2019［Z］．北京：国家核安全局，2019：10-15．

［2］ 国家核安全局．核动力厂场内应急设施设计准则：HAJ-0001［Z］．2017：6-10．

［3］ 孙大威，付亚茹，等．应急设施可居留性分析的严重事故源项初步探讨［J］．原子能科学技术，2017，51（07）：13 3-1327．

［4］ 张佳佳，贺东钰，等．核电厂二级PSA释放类划分及代表性事故序列选取研究［J］．核动力工程，2021，42（03）：150-154．

［5］ U.S. Nuclear Regulatory Commission．Accident source terms for light-water nuclear power plants：NUREG-1465［R］．Washington，D.C.：U.S. Nuclear Regulatory Commission，1995：3-21．

［6］ U.S. Nuclear Regulatory Commission．Evolutionary Light Water Reactor（LWR）Certification Issues and Their Relationship to Current Regulatory Requirements（SECY-90-016）and associated SRM［R］，Washington，D．C．：U．S．Nuclear Regulatory Commission，1990．

［7］ 李雳，张健．先进压水堆核电厂应急计划区探讨［J］．核安全，2011（3）：52-59．

［8］ 黄挺，曲静原，李红，等．AP1000核电厂烟羽应急计划区划分初步研究［J］．原子能科学技术，2011，45（12）：1472-1477．

［9］ 王海峰，赵锋，张启明，等．基于二级PSA的EPR机组烟羽应急计划区划分［J］．核科学与工程，2013，33（2）：219-224．

［10］ U.S. Nuclear Regulatory Commission. Methods and Assumptions for Evaluating Radiological Consequences of Design Basis Accidents at Light-water Nuclear Power Reactors：RG 1.195［R］，Washington，D.C.：U.S. Nuclear Regulatory Commission，2003：11．

Study on Emergency Facility Habitability Analysis Based on Level 2 PSA

XIAO Lingmei1，HUANG Cailong1，ZHANG Jiajia2,*，WANG Chao3，GUO Dingqing1，ZHANG Bing1

（1. State Key Laboratory of Nuclear Power Safety Monitoring Technology and Equipment，China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd，Shenzhen of Guangdong Prov.518124，China；
2. Nuclear and Radiation Safety Center，Ministry of Ecology and Environment，Beijing，102488，China；
3. China Nuclear Power Design Co.，Ltd（Shanghai），Shanghai，201100，China）

At present, Level 2 PSA release category source terms are used more and more in the emergency facility habitability analysis, but there are no clear guidance from regulations and standards on how to select the release categories (RCs) source terms, and the practice of the industry is not unified. This paper investigates the source term selection method of the emergency facility habitability analysis of the advanced generation Ⅲ reactors in the world, and puts forward the method and process of selecting the source term of severe accidents in the emergency facility habitability analysis based on the Level 2 PSA release categories.Taking the emergency command center of an advanced PWR nuclear power plant as the object to study, four different source term selection schemes are given by using the method proposed in this paper, and the effective dose of the staff in the emergency command center is calculated. Through the performance evaluation method, two optimal selection schemes of Level 2 PSA release categories are recommended, which provide guidance for the selection of severe accident source terms in the emergency facility habitability analysis.

Level 2 PSA; Release category; Source term; Emergency facility; Habitability analysis

TL364+.5

A

0258-0918（2022）06-1404-06

2022-01-22

肖玲梅（1985—），女，山东日照人，高级工程师，硕士研究生，现主要从事反应堆概率安全分析方面的研究

张佳佳，E-mail：zhangjiajia@chinansc.cn