国内先进压水堆核电厂安全壳条件失效概率探讨

张佳佳，李 春，杨志义，肖 军，柴国旱，种毅敏

（环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082）

国内先进压水堆核电厂安全壳条件失效概率探讨

张佳佳，李 春，杨志义，肖 军，柴国旱，种毅敏*

（环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082）

安全壳是核电厂实现放射性物质包容的最后一道屏障，安全壳条件失效概率是评价核电厂从堆芯熔化到安全壳失效整个阶段缓解系统的重要指标。本文探讨了安全壳条件失效概率的起源，对安全壳条件失效概率指标进行了解读，介绍了国内各先进压水堆核电堆型的安全壳条件失效概率的现状和主要贡献项并给出了相应的结论和建议。

安全壳；条件失效概率；大规模释放

福岛核事故后，国务院多部门联合发布的《核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》［1］中要求：“持续提高运行和在建核设施安全水平，‘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”。“从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性”的要求已成为我国新的核安全目标［2］。安全壳是实现放射性物质包容的最后一道屏障，研究如何定量评价安全壳性能，如何确定安全壳性能指标以及如何评估其满足目标的情况，对实现从设计上实际消除大量放射性物质释放具有重要意义。

安全壳条件失效概率（ConditionalContainmentFailureProbability，简称CCFP）是评价核电厂从堆芯熔化到安全壳失效整个阶段缓解系统的重要指标，可用于指导新一代核电厂的安全设计，平衡核电厂严重事故预防和缓解措施的设置。本文探讨了安全壳条件失效概率的起源，对安全壳条件失效概率指标进行了解读，介绍了国内新建先进压水堆核电厂的安全壳条件失效概率的现状和影响安全壳条件失效概率的主要贡献因素并给出了相应的结论和建议。

1 有关安全壳条件失效概率的监管要求

安全壳条件失效概率与概率安全目标［3］密切相关。通常安全壳条件失效概率按公式CCFP=LRF/CDF计算，即大量释放频率（LRF）与堆芯损坏频率（CDF）的比值，因此可以将安全壳条件失效概率理解为概率安全目标的一部分。

1990年，美国核管会（NRC）在其内部文件SECY-90-016“改进型压水堆验证事项及与当前监管要求的关系”［4］中提出以下概率安全目标：

堆芯损坏频率不大于10-4/堆年；

大量释放频率不大于10-6/堆年；

安全壳条件失效概率不大于0.1。

这是最早对安全壳条件失效概率提出要求的文献，主要针对改进型新核电厂。

在“先进轻水堆用户要求文件”（URD）和“欧洲轻水堆用户要求文件”（EUR）中均提出了明确的概率安全目标要求，但这两份文件都没有对安全壳条件失效概率提出明确要求。URD与EUR对核电厂概率安全目标的要求是：

堆芯损坏频率不大于10-5/堆年；

大量释放频率不大于10-6/堆年。

NRC在白皮书“White Paperon Options for RiskMetricsforNew Reactors”［5］中，对URD和SECY-90-16在概率安全目标要求方面的差异做了说明。可以看出，表面上SECY-90-16对核电厂堆芯损坏频率的目标要求放宽到了不大于10-4/堆年，但由于有大量释放频率不大于10-6/堆年以及安全壳条件失效概率不大于0.1这两个目标要求，事实上对于核电厂的概率安全目标要求更为严苛。实践中，如某核电厂的堆芯损坏频率接近10-4/堆年（满足堆芯损坏频率不大于10-4/堆年的目标要求），但为了同时满足大量释放频率目标，则安全壳条件失效概率的结果必须接近或小于10-2。美国核电厂的实践表明，即使考虑了缓解严重事故的各项工程措施，要使安全壳条件失效概率小于10-2是非常困难的。因此，对于新建核电厂，SECY-90-016的要求中隐含了堆芯损坏频率必须远小于10-4/堆年的要求。针对新一代核电厂，实际上其概率安全目标是：

堆芯损坏频率不大于10-5/堆年；

大量释放频率不大于10-6/堆年。

我国国家核安全局在2006年发布的核安全导则HAD102/17《核动厂安全评价与验证》［6］中推荐的核电厂概率安全目标为：

运行核电厂：

堆芯损坏频率不大于10-4/堆年；

大量释放频率不大于10-5/堆年。

新建核电厂：

堆芯损坏频率不大于10-5/堆年；

大量释放频率不大于10-6/堆年。

福岛核事故后，我国政府颁布的《核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》［1］（简称核安全规划）中要求“新建核电机组具备较完善的严重事故预防和缓解措施，每堆年发生严重堆芯损坏事件的概率低于十万分之一，每堆年发生大量放射性物质释放事件的概率低于百万分之一”。核安全规划对堆芯损坏频率和大量释放频率的指标要求与HAD102/17一致，但从原来的推荐性目标上升为要求。对比不同国家或机构关于概率安全目标的要求（见表1），可以看出我国当前对新建核电厂堆芯损坏频率和大量释放频率的指标要求与URD和EUR目标是一致的。

表1 概率安全目标（对新建核电厂）Table 1 Probabilistic safety goal（for new nuclear power plants）

2 指标解读

2.1 指标起源

美国三哩岛核事故后，人们充分认识到安全壳作为放射性物质包容的最后一道屏障的重要性，因此，NRC对安全壳的性能提出了明确的目标。1990年，在SECY-90-016中，NRC关于安全壳性能有如下表述［4］：

“鉴于影响安全壳完整性的事故发生概率很低，NRC工作人员认为从堆芯熔化事故开始到安全壳完整性丧失（将导致比设计基准泄漏大得多的、持续的、不可控的泄漏），缓解系统（这些系统用以降低堆芯损坏事故的后果）失效的概率应不超过约0.1。然而，NRC审评人员更倾向于要求确保安全壳可以处理所有可信的威胁，而不是通过规定安全壳条件失效概率的方式，因为这一方式可能会被公众解读为降低了核电厂的整体安全性。NRC工作人员以安全壳条件失效概率小于0.1或者与之相当的、确定论的准则用以表征安全壳性能。因此，NRC审评人员认为针对改进型的先进压水堆核电厂，采用以下安全壳性能的通用准则来代替安全壳条件失效概率的要求是合适的，即在极可能的严重事故威胁情况下，能够在堆芯损坏开始后大约24小时内保持安全壳完整性。”

安全壳性能目标（ContainmentPerformance Goal，CPG）的提出可以更好地平衡核电厂严重事故预防和缓解设施的设计，SECY-90-016是第一个对安全壳条件失效概率提出明确目标的文件。

可以看出，在SECY-90-016中，NRC工作人员对于安全壳性能目标的要求实际上有两种可以选择的验收准则，即“安全壳条件失效概率小于0.1”或者“与之相当的从确定论角度确定的准则”。同时也可以理解为，安全壳条件失效概率小于0.1是目标，确定论的准则是实现的方式以及现实的选择。这是因为单独的安全壳条件失效概率指标一方面可能会被误读为降低了核电厂整体的安全性，另一方面，从概率安全评价的技术角度出发，对于准确定量化安全壳条件失效概率尚存在一些问题。概率安全评估可以系统地评估核电厂存在的薄弱环节。对于一些频率非常低（约1×10-6/堆年）的事故序列，在定量化过程中的不确定性是非常大的。这种不确定性一方面是由于严重事故进程和现象本身存在的不确定性导致的，另一方面也是由于概率安全评价在人因可靠性方法评估、严重事故下设备的可用性以及针对严重事故进程与现象分析中的不确定性而导致的。因此，NRC工作人员倾向于采用和概率论相当的确定论的安全壳性能指标作为监管要求。

此后，NRC又继续针对此问题开展了研究，并陆续发布了若干技术文件，如SECY-93-087［7］以及相关的备忘录（SRM）等。这些文献中针对先进轻水堆（ALWR）的安全壳性能指标的要求和SECY-90-016的内容是基本一致的。

2014年，NRC发布新版的标准审查大纲NUREG 0800（草稿版），在19.0章［8］中给出了NRC工作人员对于概率安全评价和严重事故整体评估可以接受的准则。其中准则3明确了“与NRC批准使用的安全壳性能目标对比，核电厂设计目标应包括：（1）确定论目标是，在极可能的严重事故威胁情况下，安全壳能够在堆芯损坏开始后大约24 h内保持完整性；（2）概率论目标是，对于概率安全分析中评价的所有堆芯损坏序列进行综合评价后，其安全壳失效条件概率应低于0.1。”工作人员将确定申请者是否已充分表明了其在核电厂设计上恰当地平衡了严重事故预防和缓解设施，和已有电厂相比是否明显降低了风险。NRC工作人员将确定申请者是否采用了可靠的方法筛选出了最可能的严重事故序列或者按照导则RG 1.216.C3.1的方法筛选出了可信的序列。

2.2 指标内涵

安全壳条件失效概率的数学定义可以用LRF/CDF来表征，LRF用来评价严重事故的缓解能力，主要是保证安全壳放射性包容功能的完整性，CDF用来评价核电厂严重事故的预防能力。LRF与CDF一个作为分子，一个作为分母，在安全壳条件失效概率目标给定的前提下（如0.1），只要明确LRF与CDF的定义，就能用数学表达式计算出安全壳条件失效概率的结果，这就要求核电厂设计中在严重事故的预防和缓解两个方面投入充足且平衡的力量才能满足这一有关安全壳条件失效概率的目标。

然而，关于LRF的定义目前业界还在广泛的讨论中，NRC也尚未给出明确的定义。NRC在文件SECY-12-0081“针对新堆的风险指引型监管框架”［9］对这一情况进行了系统的说明。该文件主要讨论了在管理导则RG1.174中加强针对安全壳长期性能的相关要求以及讨论新建核电厂从现在采用的大量释放频率和安全壳条件失效概率的指标过渡到现有运行核电厂早期大量释放频率（LERF）指标的问题。其中提到，NRC曾要求其工作人员给出大量释放频率的定义，但在SECY-93-138中NRC工作人员建议终止定义的工作，NRC同意了该建议。因此，NRC并没有给出一个明确的大量释放频率定义，这导致美国各个核电厂普遍采用非常保守的方法来计算大量释放频率值。由于大量释放频率没有明确的定义，则安全壳条件失效概率也没有明确的定义。且当前针对新建核电厂的要求与运行核电厂不一致，因此工作人员最后向NRC建议，从大量释放频率和安全壳条件失效概率的新建核电厂监管目标逐步过渡到早期大量释放频率指标，并在RG1.174中增加与安全壳性能相关的要求，从而使得新建核电厂与运行核电厂的监管要求保持一致（NRC尚未采纳这一建议）。

从SECY-90-016、SECY-93-087和2014版的NUREG 0800可以看出，安全壳条件失效概率和确定论的安全壳性能指标一直都是作为安全壳性能目标并存的。安全壳条件失效概率小于0.1是目标，而确定论安全壳性能指标是实现的方式，也是现实的选择。另一方面确定论的安全壳性能指标也并非是完全的确定论，其挑选的最可能的严重事故情景要满足RG1.216［10］的要求，即要能覆盖90%以上的堆芯熔化序列，这要从概率安全分析的角度来评价，同时还应满足ASME Service LevelC承压能力和“24 h”的要求。满足了确定论的安全壳性能指标，意味着安全壳在设计上，90%以上的堆芯熔化序列的放射性产物在24小时内是可以包容的，也就是说安全壳在堆芯熔化后的24小时内成功包容裂变产物的概率要大于90%，即失效的概率小于10%。

3 国内先进压水堆核电厂安全壳条件失效概率现状及主要贡献项

国内新建的先进压水堆核电厂堆型主要有AP1000、EPR以及我国自主研发的华龙一号和CAP1400，表2给出了各先进堆型安全壳条件失效概率的对比情况。

表2 国内不同堆型先进压水堆核电厂的安全壳条件失效概率Table2 TheCCFPof advanced PWRNPP in China

从表2可以看出，当前针对概率安全分析的范围逐渐完善，但是对外部事件，更多的是停留在一级概率安全评价阶段，二级概率安全评价往往采用非常保守的方法估算。当前，国内针对大量释放频率和堆芯损坏频率的要求是全范围的［11］，那么对安全壳条件失效概率的要求/目标也应该是全范围的，即安全壳条件失效概率的目标是考虑所有堆芯损坏序列后的安全壳条件失效概率。但从实践来看，当前对内部事件的分析比较完善，而对外部事件的分析采用了大量保守的做法，往往是从满足概率安全目标的角度来构建模型计算的，估算的方法差别很大，有的分析较详细，有的则直接类比给出，这导致了其结果不具可比性。另外，外部事件分析中有大量的不确定性，直接带入公式计算会引起误导。

基于以上实践，将内部事件分析作为关注重点更具有现实意义。这一方面是概率安全评价技术本身所限制的；另一方面是由于外部事件本身存在较大的不确定性导致对其进一步模化的局限性所致。因此本节重点关注内部事件导致的安全壳条件失效概率。鉴于国内外对AP1000和EPR的研究成果已较多，本文重点关注国内自主研发的先进核电堆型，即华龙一号和CAP1400的安全壳条件失效概率。

3.1 华龙一号（福清核电厂5、6号机组）

福清核电厂5、6号机组采用华龙一号堆型，针对严重事故设置了安全壳隔离系统、一回路快速卸压系统、堆腔注水系统、非能动安全壳热量导出系统和安全壳过滤排放系统等严重事故缓解系统。

在福清核电厂5、6号机组二级概率安全评价的建模过程中，主要考虑设计中专用的严重事故缓解设备，而保守地不考虑专用于应对设计基准事故的相关系统。福清核电厂5、6号机组的内部事件堆芯损坏频率和大量释放频率计算结果见表3、表4给出了功率工况下各释放类对堆芯损坏频率的贡献。根据表3、表4结果，结合初步安全分析报告［12］，得出如下结论：

（1）内部功率工况安全壳条件失效概率接近0.102，其中功率工况下安全壳条件失效概率为0.117，低功率及停堆工况下安全壳条件失效概率为0.054；

（2）功率运行工况下对大量释放频率的主要贡献是界面破口失水事故和主蒸汽发生器传热管破裂类事故，两者占总大量释放频率的60%。报告保守认为，对于界面失水事故和主蒸汽发生器传热管破裂类事故，如果发生堆芯损伤，则熔融堆芯产生的大量放射性物质将直接通过旁路安全壳释放到安全壳外；

（3）压力容器破裂（主要在RC05、RC06），由于无法进行有效补水，将不可避免地导致堆芯损伤，此时堆芯熔融物有可能从位于压力容器下封头区域内的破口直接跌入堆腔内的大量水中并发生蒸汽爆炸等高能反应，威胁安全壳的完整性，这部分大概占到大量释放频率的20%；

（4）除了旁通类事故外，其他各类安全壳失效均与严重事故缓解系统的有效性密切相关，因此在堆芯损坏条件下，严重事故缓解系统的成功概率为0.95。进一步分析还表明，影响严重事故缓解系统可靠性的主要是人因事件，人因失误的贡献占54%，如果剔除这部分，硬件的失效概率约为0.023；

（5）从安全壳失效模式来看，堆芯熔融物与混凝土相互作用导致的失效大致占比28.9%，贡献也较大；

（6）在概率安全评价模型中还有一些保守处理的事件序列，主要是安全壳内主蒸汽管道破口叠加停堆失败序列，直接保守认为导致大量释放，但这部分贡献不大，约占大量释放频率的1%。

表3 福清核电厂5、6号机组内部事件Table 3 The CCFP of internalevents in units5 and 6 of Fuq ing NPP

表4 福清核电厂5、6号机组功率工况下内部事件各释放类对堆芯损坏频率的贡献Table4 Thecontribution of releasecategoriesof internalevents to the CDF atpower state in units 5 and 6 of Fuqing NPP

3.2 华龙一号（防城港核电厂3、4号机组）

在防城港核电厂3、4号机组二级概率安全评价建模过程中主要考虑专用的严重事故缓解设备，而保守地不考虑专用于应对设计基准事故相关的系统。防城港核电厂3、4号机组的内部事件安全壳条件失效概率的计算结果见表5。结合初步安全分析报告［13］，可以得出如下结论：

（1）防城港核电厂3、4号机组安全壳条件失效概率的主要结果见表5，其安全壳条件失效概率为0.085，其中功率工况为0.064，低功率及停堆工况为0.017；

（2）防城港3、4号二级概率安全评价现阶段没有进行释放类的分析，但根据其初步安全分析报告结论，安全壳旁通类事故序列对大量释放频率的贡献最大，约占49%。压力容器破裂对大量释放频率贡献约占19%。由于未对压力容器破裂事故进行详细分析而直接认为大量释放，这一假设具有较大的保守性；

（3）发生堆芯熔融物与混凝土相互作用，安全壳底板熔穿对内部事件大量释放频率的贡献较大，约占47%。这是因为堆芯再淹没失败、堆腔注水失败或由于一回路卸压失败，堆芯再淹没、堆腔注水不能投入，将导致压力容器失效，发生堆芯熔融物与混凝土相互作用现象，安全壳底板熔穿将不可避免；丧失供电电源是堆芯再淹没失败和堆腔注水失败的主要原因。其次，人误对堆芯再淹没失败的影响也较大。

表5 防城港核电厂3、4号机组内部事件安全壳条件失效概率Table5 TheCCFPof internalevents in units3 and 4 of Fangchenggang NPP

3.3 国核压水堆示范工程

国核压水堆示范工程采用CAP1400技术。CAP1400是由上海核工程设计院在AP1000技术引进消化吸收的基础上，结合国内AP1000项目以及在自主化设计项目的设计经验基础上开发的先进压水堆堆型。其内部事件安全壳条件失效概率计算结果见表6，支配性事故序列对大量释放频率的贡献见表7。其中内部事件功率工况下安全壳条件失效概率为0.084。由于CAP1400没有开展详细的低功率及停堆二级概率安全评价，其结果主要是折算的。考虑其折算结果，CAP1400总的安全壳条件失效概率为0.1。结合其初步安全分析报告［14］，主要分析结论如下：

（1） 旁通类的贡献基本占安全壳条件失效概率的一半。CAP1400对旁通类失效进行了详细的分析，对于电厂损伤状态6ES（安全壳被旁通的主蒸汽发生器传热管破裂，非能动余热排出有效，完全降压失效的堆芯损伤）和6E（安全壳被旁通的主蒸汽传热管破裂，一回路完全降压成功但重力注射系统失效的堆芯熔化序列）的安全壳有效性分别为45.52%和40.72%。对于所有旁通类序列进行的敏感性分析结果还表明，即将旁通类都保守地假定为导致大量放射性释放的情况下，相应的安全壳有效性从92.09%下降到88.82%（即安全壳条件失效概率从0.08增加到0.112）。

表6 CAP 1400安全壳条件失效概率Table6 CCFP for CAP 1400

表7 CAP1400支配性序列对大量释放频率的贡献Table7 The contribution of dom inant accident sequences to LRF for CAP1400

（2）电厂损伤状态3C对应于压力容器失效始发事件，其发生频率定为1.00×10-8/堆年。在CAP1400分析中，假设这类事故中90%的事故序列压力容器失效位置发生在压力容器筒体和下封头连接处之上，堆芯熔融物可冷却且不会威胁安全壳完整性。对于剩余的10%的序列，失效位置发生在压力容器筒体和下封头连接处之下，堆芯熔融物坍塌后直接进入安全壳中，这种情况下，保守地假设安全壳失效。CAP1400针对100%失效发生在压力容器筒体和下封头连接处之下的情况进行了敏感性分析，结果显示安全壳有效性从89.71%降低到87.21%，变化并不明显。

（3）对于电厂损伤状态1A（序列主要是一回路完整的瞬态事件发生后，堆芯损伤时RCS仍处于高压的情况）安全壳有效性是40.65%。虽然考虑了操纵员根据严重事故管理导则（SAMG）执行降压恢复操作，但是硬件失效和人员操作失败将导致一回路处于高压状态，保守假设将造成主蒸汽发生器传热管失效进而导致安全壳被旁通。

4 结论和建议

国内自主设计的三代堆型的内部事件安全壳条件失效概率均在0.1附近。根据分析结果，影响安全壳条件失效概率的因素可以分为共性和差异两个方面。

4.1 共性方面

（1）根据表8，安全壳旁通类（包括主蒸汽传热管破裂和界面失水事故）和堆芯熔融物与混凝土相互作用是主要贡献项，在各核电厂的大量释放频率中，两者合计贡献都超过85%。

（2）新一代核电厂设置了完善的消氢系统、具有专用快速卸压阀，这些措施有效应对了安全壳早期失效。

表8 释放类对大量释放频率贡献对比Table 8 Com parison of the contribution of release categories to LRF

4.2 差异方面

各核电厂对于二级概率安全评价建模过程中的一些假设和具体处理方式不同，对分析结果造成了一定的影响。

（1）同为华龙一号，防城港核电厂3、4号机组功率工况下旁通类事故（包括界面失水事故和主蒸汽传热管破裂）导致的堆芯损坏频率为1.24×10-7；福清核电厂5、6号机组为6.98× 10-9，是防城港核电厂3、4号机组的17倍。此外，防城港核电厂3、4号机组的堆芯损坏频率（4.66×10-7）是福清核电厂5、6号机组（1.70× 10-7）的3倍。针对旁通类事故导致堆蕊熔化的序列，防城港核电厂3、4号机组在二级概率安全评价中考虑了缓解，而福清核电厂5、6号机组的二级概率安全评价中并未考虑缓解。

（2）针对安全壳超压失效，两种华龙一号设计均增大了安全壳容量，但福清核电厂5、6号机组进行了较为详细的分析，而防城港核电厂3、4号机组仍然采用二代改进型核电厂（CPR1000）结论，对结果会有一些影响。

（3）对于压力容器破裂，防城港核电厂3、4号机组假设直接导致大量释放频率，而福清核电厂5、6号机组和CAP1400分为两部分分别进行处理。

4.3 建议

4.3.1 监管指标

从监管指标的角度，笔者提出如下几点建议：

（1）安全壳条件失效概率是评价安全壳性能的重要指标，应广泛开展安全壳条件失效概率的研究，并适时推出这一监管目标，作为实现“实际消除”目标的辅助判断指标。

（2）当前对内部事件的分析比较完善，但对外部事件的分析还存在许多问题（水淹和火灾概率安全分析严重依赖于厂房布置，地震概率安全分析存在大量的不确定性），更多的是从满足概率安全目标的角度来构建模型计算或者估算。基于目前的概率安全分析开展现状，安全壳条件失效概率分析时可以只考虑内部事件。

（3）安全壳条件失效概率评价的不是安全壳本身，而是针对实现放射性包容功能的缓解系统和措施的评价指标。因此，像旁通类事故的贡献应该包括在安全壳条件失效概率指标中。

4.3.2 降低安全壳条件失效概率的措施

研究降低安全壳条件失效概率的措施，实际是加强缓解系统设计，建议可以从如下几个方面进行考虑：

（1）采取措施降低安全壳旁通类事故（包括蒸汽管破裂叠加主蒸汽发生器传热管破裂和界面失水事故）的风险。例如，在主蒸汽发生器隔离阀上游增设隔离阀。分析表明，如果将旁通类事故导致的大量释放频率降低一半，整个安全壳条件失效概率至少可以降低20%。

（2）由于堆芯熔融物与混凝土相互作用对大量释放的贡献较大，因此应努力提高堆内滞留的有效性。一方面，对于事故发展较快的大破口失水事故和未能紧急停堆的预期瞬态事故，堆芯损坏后堆腔注水系统的及时投入成为缓解事故后果的关键，因此，应优化严重事故管理导则，缩短人员响应时间。或者在必要时，考虑特定事故自动触发堆腔注水功能。另一方面，可在堆内熔融物滞留系统基础上考虑增加堆芯捕集器，进一步降低堆芯熔融物与混凝土相互作用的贡献［15］。

此外，应充分认识到这一指标的局限性：

其一，安全壳条件失效概率的指标应更多应用于指导新一代核电厂的安全设计，平衡严重事故预防和缓解手段，过分强调安全壳条件失效概率可能导致核电厂设计中重视缓解、轻视预防。因此应将安全壳条件失效概率与堆芯损坏频率、大量释放频率等指标配合使用。

其二，二级概率安全评价分析尚存在未能达成一致的技术问题，例如人因分析方法、严重事故现象概率取值、极端事件发生频率等，这些将导致二级概率安全评价结果存在较大的不确定性。因此，需要业界共同努力进一步完善二级概率安全评价技术方法。

［1］国家核安全局，国家发展改革委，财政部，等.核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标［R］.北京：国家核安全局，国家发展改革委，财政部，等，2012.

［2］柴国旱.后福岛时代对我国核电安全理念及要求的重新审视与思考［J］.环境保护，2015（7）：21-24.

［3］汤搏.“实际消除大规模释放概念”的探讨［J］.核安全，2013（S1）：15-20.

［4］NRC.SECY-90-016，Evolutionary Light water reactor（LWR）certification issuesand their relationship to current regulatory requirements［S］.Washington DC：NRC，1990.

［5］NRC.ML090160004，White Paper on Options for Risk Metrics for New Reactors［R］.Washington DC：NRC.

［6］国家核安全局.核动厂安全评价与验证［S］.HAD102/17，2006.

［7］NRC.SECY-93-087，Policy，Technical，and Licensing Issues Pertaining to Evolutionary and Advanced Light-Water ReactorDesigns［S］.Washington DC：NRC，993.

［8］NRC.NUREG-0800，Standard Review Plan，19.0 Probabilistic risk assessmentand severe accidentevaluation for new reactors（draft）［S］.W ashington DC：NRC，2014.

［9］NRC.SECY-12-0081，Risk-informed regulatory framework fornew reactors［S］.Washington DC：NRC，2012.

［10］NRC.RG1.216，Containmentstructural integrity evaluationfor internal pressure loadings above design-basis pressure，Revision［S］.Washington DC：NRC，010.

［11］严天文，李吉根，张琳，等.新建核电厂几个重要安全要求的探讨［J］.核安全，2013（S1）：72-77.

［12］福建福清核电有限公司.福清5、6号初步安全分析报告［R］.2014.

［13］广西防城港核电有限公司.防城港3、4号初步安全分析报告［R］.2015.

［14］国核示范电站有限公司.国核压水堆示范工程初步安全分析报告［R］.2013.

［15］董毅漫，张弛，宋大虎，等.我国核电安全目标发展取向的思考［J］.核安全，2012（4）：10-15.

TheStudy on theConditionalContainmentFailureProbability of Advanced PWRNuclear Power Plant in China

ZHANG Jiajia，LIChun，YANGZhiyi，XIAO Jun，CHAIGuohan，CHONGYimin
（Nuclearand Radiation SafetyCenter，MEP，Beijing100082，China）

The containment is the lastbarrier to achieve radioactive products contained for nuclear power plants.Conditionalcontainmentfailureprobability（CCFP）isan importantindex forevaluating theperformanceofcontainment.Thehistory of CCFP，themeaningofCCFParediscussed in thispaper，and thecurrentsituation of the CCFP for some advanced PWR nuclear power plants in China is introduced.Finally，someconclusionsand recommendationsaregiven.

containment；conditional failureprobability；large release

TL364

：A

：1672-5360（2015）03-0082-08

2015-03-05

2015-04-16

环保公益性行业科研专题课题，课题编号201309054

张佳佳（1986—），男，河南洛阳人，高级工程师，现主要从事核电厂概率安全分析与严重事故研究与审评工作

*通讯作者：种毅敏，E-mail：eofp@163.com