核电厂严重事故下关于操作人员的可达性分析

牛世鹏，王 聪，王高鹏，刘 宇

（中国核电工程有限公司，北京 100840）

在严重事故工况下，核电厂堆芯熔化，一回路处于高温高压高辐射状态下，压力容器下封头和一回路管道等一回路压力边界可能会破裂，导致安全壳内甚至其他厂房也可能处于高温高压高辐射状态［1,2］。核电厂工作人员需要根据严重事故管理导则（Severe Accident Management Guidance，简称SAMG）采取事故缓解策略，某些操作只能由严重事故管理人员就地操作设备和检查仪表。因此，为了使严重事故管理导则能够发挥作用，需要对严重事故管理所需操作的可达性进行分析评估，这关系到严重事故管理导则在实际中能否真正有效实施［3］。

1 法律法规要求

针对核电厂严重事故管理所需操作的人员可达性分析，国家法律规章制度也提出了相应的要求：

（1）在《核安全与放射性污染防治“十二五”规划以及2020年远景目标》的专栏2“提升在建核电厂安全水平”中的第4条要求“制定并实施严重事故管理导则。考虑各类事故工况和多堆厂址共因失效工况，分析评估严重事故下重要设备、监测仪表的可用性和可达性”。

（2）国家核安全局在福岛事故后改进项工作的第四部分内容中的第五项也要求“完善或编制严重事故管理导则，考虑各种事故工况、多堆厂址共因失效等工况，分析评估严重事故下重要设备、监测仪表的可用性和可达性”。

2 可达性分析方法及范围

目前，对于严重事故管理操作设备仪表的人员可达性分析，国内外的认识和做法不尽相同。本文基于国内某核电厂的设计情况和已有的一些可达性分析方法，确定了一套可达性分析方法，如图1所示。具体的分析步骤为：

（1）根据严重事故管理导则，筛选出需要对设备仪表的操作，包括对相关仪表读数的查看以及相关系统/设备的操作。

（2）分析确定所需操作能否在主控室完成，还是只能就地完成。主控室可以完成的操作是指相关仪表参数在主控室有显示的或相关系统/设备的操作可以在主控室远程完成。

（3）对于主控室可以完成的操作，由于严重事故管理导则的实施主要是基于主控室可用的情况，且评估验证了主控室在严重事故下的可居留性，认为此类操作是可达的；对于只能就地完成的操作，需要确定到达完成操作位置人员的可达路径。

（4）对确定的人员可达路径进行现场实地走访，确认路径的可通过性、通过路径所经历的时间、路径区域和操作区域内的相关高能管道以及放射性管道的布置情况等［4］；分析评估严重事故工况下路径区域的环境条件。

（5）根据路径的实地走访情况以及路径和操作区域的预期环境条件，分析相关操作在严重事故工况下预期是否可达，对不可达但对严重事故管理很重要的操作分析是否有可替代的方案。

图1 严重事故管理设备仪表所需操作人员可达性分析方法Fig.1 Accessibility analysis method for manual operations in severe accident management

3 严重事故管理所需操作

严重事故管理所需操作是实现相关的严重事故管理的根本。核电厂的严重事故管理导则中实施的策略包括6大类：反应堆冷却剂系统卸压、维持或恢复反应堆冷却剂系统水装量、维持安全壳水装量、维持或恢复反应堆冷却剂系统热阱、保持安全壳的完整性、使放射性物质的释放最小化。

结合核电厂的具体设计，严重事故管理的操作分为监测/测量严重事故参数和执行严重事故时需要对系统/设备进行的操作［5,6］。根据设备仪表设计特征和在严重事故管理中的重要性分为两类：“必需使用”类和“可能使用”类。

“必需使用”类设备至少应包括以下几类：

（1）用于监测严重事故管理导则中各导则入口条件参数的仪表；

（2）用于监测严重事故缓解专用系统运行状态的仪表［7］；

（3）严重事故缓解专用系统中的设备；

（4）安全壳贯穿件、安全壳隔离阀、设备闸门等如表1所示。

表1 严重事故管理“必需使用”的监测参数Table 1 Monitoring parameters of“have to use”in severe accident management

“可能使用”类设备为设计中不是专用于严重事故缓解的设备，但根据严重事故管理“能用则用”的原则以及核电厂的具体设计，预期可能会在严重事故管理中用到的设备，如表2所示。

严重事故管理“必需使用”和重要的“可能使用”的监测参数仪表都可以在主控室显示，无需就地检查。表1 和表2 为严重事故管理“必需使用”和重要的“可能使用”的监测参数。

严重事故管理导则中需要对相关系统/设备的操作大部分可以在主控室操作完成，有部分系统/设备的操作只能就地操作。表3 给出了严重事故管理导则执行中只能就地操作的策略。

4 人员可达性分析

严重事故管理中人员可达性分析包括两部分内容：分析获取监测严重事故管理所需参数的能力；分析完成严重事故管理所需的设备操作的能力。

表2 严重事故管理重要的“可能使用”的监测参数Table 2 Monitoring parameters of“maybe use”in severe accident management

表3 严重事故管理导则执行中只能就地操作的策略Table 3 Strategies only can be operated on local in SAMG

监测/测量严重事故管理所需参数的仪表在主控室都有相关显示，对相关系统/设备的操作大部分可以在主控室操作完成。严重事故管理导则的实施是基于主控室可用的前提，且对核电厂主控室的可居留性开展了专项评估，认为其在严重事故工况下具有可达性。

本核电厂的主控室采用双取风口设计，主控室与技术支持中心共用一套通风系统，根据事故下放射性监测仪表的监测结果，可以将取风口切换到大气弥散因子较小的方位引入新风，使进入通风系统的新风使放射性污染水平降到最低。经过评价，主控室及技术支持中心的可居留性均满足《核动力厂营运单位的应急准备和应急响应》（HAD002/01）中规定的剂量控制值［8］。

在维修停堆、换料停堆以及反应堆完全卸料运行模式下，核电厂安全壳的设备闸门和人员闸门可能处于开启状态。根据核电厂的实际情况，设备闸门在运送螺栓拉伸机等大型设备时需要开启，其开启和关闭都需要就地操作且要求在事故初期阶段快速关闭；人员闸门设置内外两道，在开启过程中两道闸门不允许同时打开，并且在事故初期就可以通过设置在就地的3个操作台中的一个迅速关闭闸门，因此，本文评估认为进入严重事故管理之前设备闸门和人员闸门都已处于关闭状态或进入严重事故管理的初期即关闭。

对于只能就地操作的系统/设备的人员可达性分析，是基于核电厂现场实际走访情况进行的。在人员可达性分析过程中，结合了相关路径的实地走访情况，对于路径区域环境主要考虑了高放射性的影响。

针对需要就地操作的系统设备，现场走访主要考查了到达操作就地所需时间和操作阀门设备的实际所需时间，以及针对路径区域的放射性对人员可达性的影响，现场走访路径较多，不一一列举，表4列出了部分典型路径的现场走访信息。

表4 现场走访路径分析Table 4 Site visit rote analysis

我国能源行业标准《压水堆核动力厂厂内辐射分区设计标准》（NB/T 20185—2012）对辐射工作场所的分区进行了定义［9］，如表5所示。对于常规工作区和间断工作区，无需特殊防护，人员可达；对于限定工作区，都是通行区域，通行时间极短，就地操作人员采取辐射防护措施（如佩戴呼吸面具）、行进路线上快速通过控制通过时间等方式，使操作人员所受剂量控制在可接受的范围内，评估分析认为具有人员可达性。

表5 压水堆核动力厂辐射分区设计特征Table 5 Radiation partition design in PWR

对于表4中列出的只能就地完成的操作,根据人员路径的现场实地走访情况结合路径区域和操作区域的环境条件对相关操作可达性进行分析。分析过程中主要考虑了严重事故后的高辐射环境条件对操作可达性的影响［10，11］。表6给出了相关就地操作的可达性分析结果。

表6 就地操作的可达性分析Table 6 Accessibility analysis for local operations

5 结论

本文基于国内典型压水堆核电厂的设计和严重事故管理情况，对核电厂严重事故管理所需的设备仪表操作进行了讨论，并对这些操作在严重事故下的可达性进行了分析。

分析表明，严重事故管理所需的仪表在主控室都有相关显示，严重事故管理所需的系统设备的操作多数也可以在主控室操作完成。严重事故管理导则的实施是基于主控室可用的前提，且对核电厂主控室的可居留性开展了专项评估，因此，对于严重事故管理所需的监测/测量仪表以及可以在主控室完成操作的系统/设备，本文认为具有可达性。

对于只能就地完成的操作，确定出了完成相应操作的人员路径，并根据人员路径的现场，实地走访路径区域和操作区域的环境条件及对相关操作的人员可达性进行分析。主要考虑了严重事故后的高辐射条件对人员可达性的影响。

综合严重事故管理所需操作仪表、系统/设备的人员可达性分析结果，评估认为本核电厂在严重事故管理中所需的监测仪表都具有可达性，严重事故下需要对重要系统/设备的操作也是可达的（部分只能就地完成的操作需要考虑限制人员的操作的时间并采取辐射防护措施），能够保证严重事故工况下严重事故管理导则的有效实施。