双碳背景下多堆厂址核电厂放射性评价研究

韦永馨，吴蓓，唐辉，朱增培，梁凯雯，路长冬，周诗情

（1.深圳中广核工程设计有限公司，广东 深圳 518000；2.中广核研究院有限公司，广东 深圳 518026）

1 研究背景

双碳目标是我国在应对全球环境问题背景下提出的一项重要战略目标，核电作为重要的非化石能源，是调整能源结构，实现双碳目标的重要手段之一[1]。在双碳背景下，多堆厂址将可能成为趋势，2020 年中央经济工作会议要求在抓紧制定碳达峰行动方案的同时要继续打好污染防治攻坚战，实现“减污降碳”协同效应。但在实践及相关文献中，侧重于“降碳”的研究较多，对“减污”的研究还相对较少。限制核电厂放射性污染是“减污”的重中之重，而预计运行事件（DBC-2）作为核电厂设计寿期内预计可能发生的事故，应是核电厂“减污”关注的关键。由于核电建设对厂址要求较高，对于满足选址要求的厂址，往往按照多台核电机组批量化工程建造。然而，我国现有标准对于多堆厂址内核电机组发生DBC-2 的放射性评价限制目标和评价假设原则没有明确的要求，业界也尚未形成统一认识，因此有必要开展相关研究，助力实现双碳目标。

2 当前存在的问题

我国国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》（GB 6249—2011）[2]对事故工况（稀有事故、极限事故）分别提出了明确的辐射防护要求，但“正常运行”和“预计运行事件”（DBC-2）仅在“运行状态下的剂量约束值和排放控制值”一节中提出总的约束值：“任何厂址的所有核动力堆向环境释放的放射性物质对公众中任何个人造成的有效剂量，每年必须小于0.25 mSv 的剂量约束值”。然而根据国标GB 6249—2011 术语定义，“运行状态”包括“正常运行”状态和“预计运行事件”状态，因此造成执行过程存在如下疑问：

（1）核电厂址一般为一次规划，分期建设。鉴于国内技术路线丰富，同一厂址可能是二代堆、三代堆混合建设的复杂情况，应如何统筹评估多堆厂址内核电机组的限制目标以满足厂址的总年剂量约束值（0.25 mSv/a）要求？

（2）运行状态下的剂量约束值既包括了正常运行的排放量约束，又包括了机组DBC-2 的排放量约束。前者与后者在理论计算模型不同，正常运行剂量计算以全年为单元进行计算考虑，而DBC-2 考虑的放射性物质泄漏量则直接与自身发生次数相关。应如何确定DBC-2 放射性限制目标？

（3）鉴于正常运行和DBC-2 的差异性，在放射性释放的剂量评估中DBC-2 假设是否应与正常运行工况一致采用现实分析原则？若采用保守分析原则，应如何考虑关键假设的保守性？

针对上述三大问题，本文通过分析研究提出满足我国压水堆核电厂总的年剂量约束值（0.25 mSv/a）条件下DBC-2 放射性释放评估方法论，并以国内某三代核电厂模型开展验证分析，可供实践参考和进一步研究探讨。

3 问题研究及建议

3.1 多堆厂址核电厂剂量约束要求的研究及建议

国标 GB 6249—2011 总的年剂量约束值（0.25 mSv/a）是针对任意厂址的剂量约束值，不区分正常运行状态和预计运行事件，也不区分厂址内核电机组的型号及机组数量。工程项目设计过程中如不考虑厂址落地核动力厂数量，0.25 mSv/a 的总年限值管控则无从谈起。但若简单将0.25 mSv/a 除以机组数作为单台机组管理的目标限值，划分后等同于考虑每年每台核电机组都被假设发生了一次DBC-2，此假设过于保守。

考虑到国内核电工程建设经验，往往同一期工程项目所策划的多台机组采用同样的技术路线，因此建议将对厂址的放射性限制目标转化为对某一期工程项目内多台机组的限制目标。例如，假设任一厂址规划三期建设，每期项目的剂量约束值按0.25 mSv 的三分之一并考虑一定裕量进行管控。

3.2 DBC-2 放射性验收准则的研究及建议

预计运行事件评估实践情况如下：

（1）国内二代堆（如岭澳核电厂1、2 号机组）、国内“二代加”（如阳江核电厂5、6 号机组、红沿河5、6 号机组）并未开展详细的DBC-2厂外放射性后果评估；

（2）国内三代堆CAP1000 核电厂并未开展详细的DBC-2 厂外放射性后果评估；

（3）国内三代堆台山 CEPR 核电厂对DBC-2 进行放射性后果评估，选取工况为冷凝器真空丧失，有效剂量最大值为5.91×10-7Sv，甲状腺剂量的最大值为1.53×10-6Sv，采用现实假设，未对验收准则的符合性做详细说明。

综上，以往二代堆缺失DBC-2 放射性评估，三代堆的工程实践做法不同，国内业界关于DBC-2 放射性评估尚未形成统一认识。

本文考虑 DBC-2 发生频率范围为 1～10-2/a，建议保守考虑同期建设（通常为两台）核电机组1 日历年发生1 次DBC-2。不同文件中关于预计运行事件（DBC-2）的频率界定研究如表1 所示。

表1 不同文件中关于DBC-2/3/4 的频率界定[3]Table 1 The frequency definition of DBC-2/3/4 in different documents

基于国标GB 6249—2011，在发生选址假设事故时，可取事故的整个持续时间为30 天。每期工程项目的总年剂量验收准则可按三部分考虑：

式中：n——该厂址的工程项目数量；

N1——单期工程异常机组DBC-2（持续30 天）期间放射性释放剂量，mSv；

N2——单期工程异常机组除DBC-2 事故时段外的其余11 个月正常运行放射性释放剂量，mSv；

N3——单期工程未发生故障的其他机组12 个月正常运行放射性释放剂量，mSv。

考虑到N2与N3之和与单期工程项目全年正常运行流出物排放量仅相差一个月正常运行排放剂量，此一个月剂量可作为裕量进行保守假设。因此，上述验收准则可进一步简化，从而得出DBC-2 事故持续30 天的放射性剂量应满足：

式中：n——该厂址的工程项目数量；

N4——单期工程项目全年正常运行流出物排放最大值，mSv。基于目前的工程实践，基本为10-4量级参数。

基于目前国内核电建设实践，n一般为2或3，考虑到N4基本为10-4量级参数（可按忽略处理），因此，单期工程项目DBC-2 验收准则在考虑一定裕量的情况下，DBC-2 限值可保守取值为0.12 mSv（当n=2）或0.08 mSv（当n=3）。

3.3 DBC-2 分析原则的研究及建议

对于DBC-2 计算模型假设应采用现实假设还是保守假设，当前业界缺乏统一认识：

（1）核安全导则HAD102-17[4]《核动力厂安全评价与验证》提出：“预计运行事件的安全分析实质上相同于事故分析。但预计运行事件分析不必具有设计基准事故分析的全部保守性。例如预计运行事件分析不需要假设所有非安全系统和设备均不可用”。

（2）EUR（E 版）[5]提出正常运行和预计运行事件应基于电厂的最佳运行状态评价放射性剂量、排放量验收准则，即采用现实假设。

（3）2021 年核安全导则《核动力厂确定论安全分析》[6]对预计运行事件提供了两套分析假设：现实性确定论安全分析和保守性确定论安全分析。针对预计运行事件的现实分析应采用最佳估算方法，预计运行事件相关的放射性释放准则应与正常运行下的年放射性限制准则相当，而应比设计基准事故的放射性剂量限制更严格。可接受的有效剂量限值应与正常运行的有效剂量限值相当。预计运行事件的保守分析应与设计基准事故确定论安全分析使用相同的保守假设，特别是与那些在假设始发事件下维持安全功能的系统有关的假设。针对预计运行事件的保守分析，技术验收准则（与燃料完整性相关）和放射性验收准则原则上应与现实分析所采用的验收准则相同。

综上，DBC-2 分析存在保守分析和现实分析两种假设原则。对预计运行事件现实分析的主要目的是验证核动力厂的运行系统（特别是控制及限制系统）的运行能力，以保证核动力厂能够在发生预计运行事件后快速恢复到正常运行状态。针对预计运行事件的保守分析应能够证明短期内仅依靠安全系统的自动动作，长期叠加操纵员动作，可以使核动力厂达到安全状态，并满足相应的安全条件。针对预计运行事件的保守分析，技术验收准则（与燃料完整性相关）和放射性验收准则原则上应与现实分析所采用的验收准则相同。

由于保守分析和现实分析采用相同的的技术验收准则和放射性验收准则，故针对于放射性后果计算，保守性分析可包络现实性分析结果。

下面本文将基于保守原则开展DBC-2 放射性后果分析计算，以验证第3.2 节中所提出的DBC-2 放射性后果验收准则的合理性。

4 DBC-2 验收准则应用研究示例

4.1 包络工况选取

本文以国内某三代压水堆核电厂为分析模型开展DBC-2 放射性评估。压水堆核电厂放射性物质主要通过如下两种途径释放到环境[7]，如图1 所示。

图1 DBC-2 放射性核素向环境的释放过程Fig.1 The process of radionuclides released into the environment during DBC-2

（1）一次侧释放：一回路冷却剂经稳压器安全阀（PSV）排放，经安全壳泄漏至环境中；

（2）二次侧释放：考虑蒸汽发生器传热管因腐蚀或其他原因存在裂纹泄漏，蒸汽发生器水质被一回路冷却剂泄漏污染后随大气释放阀开启释放至环境中。

典型DBC-2 工况中一次侧释放量最大工况为“稳压器误加热”，二次侧释放量最大工况为“汽轮机跳闸”。为简化计算，保守考虑“稳压器误加热”工况的二次侧排放量等同于“汽轮机跳闸”事故，以保证所计算放射性剂量对所有DBC-2 事故的包络性。

4.2 包络工况的事故进程

包络事故工况假设所有稳压器加热器在事故初始时刻全部开启。正常运行期间，反应堆冷却剂系统（RCP）压力控制通过调节稳压器（PZR）的压力来实现。比例式加热器和通断式加热器用于增加RCP 压力。来自RCP 环路冷管段的两列正常喷淋和来自化学与容积控制系统（RCV）的辅助喷淋用于降低RCP 压力。当发生“稳压器误加热”事件后，如果稳压器压力控制调节系统可用，控制调节系统将关闭加热器并打开正常喷淋。如果PZR 加热器没有自动关闭，操作员在确认稳压器加热器误开启后，可手动关闭加热器。本研究中采用保守原则，假设控制调节系统失效，无法自动关闭加热器，最终在事故后1 h 由操纵员就地手动断电，实现电加热器关闭，事故达到可控状态。

本文采用CATHARE 程序开展计算，分析过程中对分析模型进行了保守简化假定，所采用的保守分析模型和分析参数高估了事故所造成的放射性后果。事故序列如表2 所示。

表2 事件序列Table 2 The event sequence

4.3 关键假设及分析结果

4.3.1 一次侧排放源项计算

典型的压水堆核电厂设计中，稳压器卸压箱用于收集并冷凝从PSV 或严重事故卸压阀排放的蒸汽，箱体上设置有爆破盘，当压力超过爆破盘起爆压差时，将导致爆破盘破裂。在本分析中，在操纵员就地关闭电加热器终止故障之前，PSV 因一回路压力高而被动开启四次，导致稳压器卸压箱内压力升高超过起爆压差，使得卸压箱爆破盘破裂，PSV 排放总量6.77 t。

一次侧排放量计算分析结果如图2 所示。

图2 稳压器误加热工况一回路经PSV 排放量Fig.2 The calculation of PSV release under the operation condition of the spurious pressurizer

参考新源项框架体系[8]，基于保守分析原则选取设计基准事故分析初始源项37 GBq/t131I 当量的一回路冷却剂裂变产物比活度。假设事故前安全壳换气通风系统（EBA）小流量回路运行，事故发生1 h 操作员手动执行二次包容隔离要求，启动安全壳环廊通风系统（EDE）、启动安全厂房控制区通风系统（DWL）、EBA 小流量回路隔离等。

假设DBC-2 事故持续时间为30 天，考虑内层安全壳泄漏率为：事故初始24 h 为0.3%Vol./d；此后直到30 天为0.15%Vol./d。一次侧向环境排放源项数据如表3 所示。

表3 一次侧排放源项Table 3 The discharge source terms of the primary side

4.3.2 二次侧排放源项计算

二次侧释放途径为通过大气释放阀开启释放至环境。其释放量分析结果如图3 所示。

图3 二次侧大气释放阀开启排放计算Fig.3 The calculation of opening of the secondary atmospheric release valve

蒸汽发生器二次侧所含一次侧泄漏量可分为两部分：

（1）事故前正常运行期间运行技术规范允许范围内的一二次侧泄漏积累存量，保守考虑事故前8 h 一次侧向二次侧以3 kg/h 的流量泄漏（每台蒸汽发生器）；

（2）事故期间的一回路向二回路泄漏。基于保守原则考虑采用设计基准事故蒸汽发生器泄漏率假设，如44 L/h。

基于以上假设，二次侧向环境排放源项数据如表4 所示。

表4 二次侧排放源项Table 4 The discharge source terms of the secondary side

4.3.3 放射性后果

核电厂事故后厂外放射性后果计算主要关注非居住区边界和规划限制区外边界处的个人剂量。照射途径包括烟羽浸没外照射、地面沉积外照射和吸入内照射。计算采用国内某核电厂址2017—2019 年气象数据，整个事故持续期间非居住区边界SSE 方位公众受到的有效剂量最大。一次侧排放和二次侧排放所造成的放射性有效剂量如表5 所示。

表5 DBC-2 放射性剂量计算结果Table 5 Calculation results of the DBC-2 radioactivity dose

4.3.4 验收准则的合理性分析

结合上述计算结果，最为包络的DBC-2 工况的放射性剂量值计算结果为0.041 1 mSv。

对比第3.2 节建议的验收目标值（0.12 mSv或0.08 mSv），无论厂址划分两期建设或三期建设，计算模型均满足验收准则。同时可发现：验收准则限值与计算评估结果基本处于同一量级，可合理起到剂量约束的作用，因此认为第 3.2 节推荐的验收准则适用于单期工程项目假设发生单次DBC-2 时开展的放射性保守分析。

5 结论

国标GB 6249—2011 规定DBC-2 需要开展放射性释放评估，但具体验收准则难以执行，且未对评估分析原则进行说明。以往二代堆未针对DBC-2 放射性释放开展详细评估，各堆型如何验证DBC-2 放射性释放缺乏统一认识。

通过对国标GB 6249—2011 的解读，结合国内核电分批审批、建设现状，本文对我国多堆厂址内核电机组DBC-2 的放射性评价限制目标选择方法和评价计算的关键假设原则提出建议，以国内某三代核电厂为计算模型，对DBC-2包络工况开展放射性评估计算，从计算结果佐证了所提出验收准则的合理性。需要说明的是，不同堆型关于DBC-2 假设保守性颇具争议，本文所提保守性假设、包络工况选取应结合核电机组工艺系统设计方案、执行功能设备可靠性综合考虑。