一體化小型核供熱堆簡化場外應急預案的研究

徐廣鐸，余文生，王金秋，曹建主

（1.中核能源科技有限公司，北京 100193；2.清華大學核能與新能源技術研究院，北京 100084）

低溫核供熱堆技術的研究始于80 年代初，1989 年清華大學成功建成5 MW 低溫核供熱試驗堆并完成連續(xù)三年供暖實驗運行，同時完成了各項實驗，取得大量的研究成果，通過了國家核安全局組織的為期一年半的全面安全評審，并獲得國家科技進步一等獎，是國際上公認的先進反應堆技術[1]。

在5 MW 核供熱試驗堆建成和連續(xù)安全運行的基礎上，清華大學經過技術攻關和相關的工程驗證，保持了試驗堆的設計理念和安全特性的同時，先后研發(fā)出了 NHR200-Ⅰ型和NHR200-Ⅱ型兩種堆型，考慮實際應用場景需靠近熱用戶，核供熱堆在設計中采用了固有安全、非能動安全等提高安全性的設計理念，通過“一體化布置、全功率自然循環(huán)、非能動的余熱排出系統(tǒng)、非能動的注硼系統(tǒng)”等先進技術，排除了堆芯放射性物質的大規(guī)模泄漏的可能性，基于核供熱堆的安全特性，對應急預案進行適當簡化，對于提升核供熱堆經濟性具有重要意義，本文針對可信的超設計基準事故，對 NHR200-Ⅱ型核供熱堆事故后果進行了測算，并與國標及“小型壓水堆核動力廠安全審評原則”等進行了對比，進而提出應急計劃區(qū)的劃分和應急預案簡化的建議。

1 低溫核供熱堆安全特性

1.1 低溫核供熱堆的安全原則

NHR200-Ⅱ型核供熱堆技術是在保持NHR200-Ⅰ型的安全特性和技術特性的基礎上，通過適當提高反應堆內設計運行壓力和溫度，將三回路出口飽和蒸汽的參數(shù)提高到1.6 MPa、201 ℃（見表1），除可應用于集中供熱和熱法海水淡化領域外，還可廣泛應用于工業(yè)蒸汽、熱膜混合法海水淡化、集中制冷以及熱電聯(lián)供等領域。NHR200-Ⅱ型核供熱堆技術作為我國非電領域的能源結構調整的重要技術途徑，是低碳、清潔的替代能源，采用 2 ×200 MW 的NHR200-Ⅱ型核供熱堆供熱，與同等規(guī)模燃煤鍋爐相比，每年可以少排放 1 萬 t煙塵、1.2 萬t 二氧化硫、3 200 t 氮氧化物、77萬t 二氧化碳和10 萬t 灰渣等有害氣體或固體[2]，因此核能供熱具有極大的環(huán)境效益，也有助于“碳達峰碳中和”目標的早日實現(xiàn)。

表1 NHR200-Ⅰ型與NHR200-Ⅱ型核供熱堆主要技術參數(shù)對比Table 1 Comparison of main technical parameters between NHR200-Ⅰ and NHR200-Ⅱ nuclear heating reactors

供熱堆的應用場景通常在靠近人口稠密的區(qū)域，其安全性要求應高于常規(guī)核電廠，因此NHR200-Ⅱ核供熱堆設計上遵循如下安全原則：不僅在核供熱堆正常運行和發(fā)生設計基準事故時，甚至在超設計基準事故和純粹假想的嚴重事故工況下，均應保護站區(qū)工作人員的健康、安全，免受放射性的過量輻射；保證不讓超過限值的放射性物質釋放到環(huán)境里去；廠區(qū)邊界外無撤離、隱蔽等應急行動要求。為此，核供熱站應滿足如下基本安全要求：

（1）在任何工況下為安全停堆和維持停堆狀態(tài)提供必要和可靠的手段；

（2）為排出堆芯余熱提供必要和可靠的手段；

（3）提供必要的手段確保放射性物質向熱網和環(huán)境的釋放不超過規(guī)定的限值；

（4）確保不會發(fā)生堆芯熔化事故，在任何工況下，不需要依賴撤離、隱蔽等應急行動。

1.2 低溫核供熱堆安全特點

為滿足設計安全目標，NHR200-Ⅱ型核供熱堆具有以下的安全特點。

（1）一體化設計

NHR200-Ⅱ型核供熱堆采用一體化布置方式，整個一回路系統(tǒng)都在反應堆壓力容器內，系統(tǒng)壓力靠壓力容器上部自穩(wěn)壓氣空間內的飽和蒸汽及所充入的氮氣構成的混和氣體壓力維持，在壓力容器上沒有任何外延的粗管道，因此極大地降低了發(fā)生反應堆冷卻劑流失事故的可能性和事故后果的嚴重性。

（2）自然循環(huán)冷卻方式

NHR200-Ⅱ型核供熱堆一回路系統(tǒng)采用全功率自然循環(huán)冷卻，沒有轉動部件，不需要外部動力源來維持堆芯載熱劑的流動；同時，反應堆余熱排出系統(tǒng)也是采用自然循環(huán)冷卻方式，即在余熱排出鏈上，除了閥門外，沒有任何其他的能動部件，因此極大地提高了堆芯冷卻的安全可靠性，即使在發(fā)生全廠停電事故情況下，只要有小容量的可靠電源用以操作閥門，堆芯余熱就能暢通無阻地排向熱阱。

（3）多重回路設計

NHR200-Ⅱ型核供熱堆設置中間回路，將具有放射性的一回路與蒸汽供應回路隔離開。中間回路的工作壓力高于反應堆一回路系統(tǒng)，因此，在一般情況下，即使一回路的界面（主換熱器）有泄漏，也只是中間回路的水流入堆內。這樣就可確保蒸汽供應回路輻射安全。

（4）良好的失水響應特性

NHR200-Ⅱ型核供熱堆采用一體化布置方式，壓力容器上沒有大的引出管，因此完全排除了發(fā)生大破口失水事故的可能性。同時，所有直接與冷卻劑壓力邊界相連的小口徑工藝管道都考慮了防止冷卻劑流失的特殊措施?？傊?，對NHR200-Ⅱ型核供熱堆來說，在任何可信的事故情況下，都不可能發(fā)生堆芯失去冷卻的現(xiàn)象。

綜上所述，NHR200-Ⅱ型核供熱堆采用一體化布置，從根本上排除了大破口失水事故的可能性，一回路采用全功率自然循環(huán)，同時具備自然循環(huán)的余熱排出系統(tǒng)，因此，NHR200-Ⅱ型核供熱堆具備固有安全性，不會發(fā)生堆芯放射性物質的大規(guī)模泄漏。

2 我國先進小型堆應急簡化的法規(guī)基礎

2.1 我國對于核設施應急的基本法規(guī)要求

在國家標準《核電廠應急計劃與準備準則 第1 部分：應急計劃區(qū)的劃分》（GB/T 17680.1）[3]中對應急計劃區(qū)的劃分進行了規(guī)定，通過計算事故通過煙羽照射途徑使公眾可能受到的預期劑量和采取特定防護行動后的可防止的劑量，并估計可能被污染的食品和飲用水的污染水平，在與《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》（GB 18871）[4]所規(guī)定的相應的通用優(yōu)化干預水平或行動水平進行比較，確定應急計劃區(qū)的范圍大小，使在所確定的應急計劃區(qū)的范圍之外，事故可能導致的公眾劑量和食品與飲用水的污染水平分別低于相應的通用優(yōu)化干預水平和行動水平。根據(jù)《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》（GB 18871），各項干預水平和行動水平如下：

（1）隱蔽的通用優(yōu)化干預水平是：在2 天以內可防止的劑量為10 mSv。決策部門可以建議在較短期間內的較低的干預水平下實施隱蔽，或者為便于執(zhí)行下一步的防護對策（如撤離），也可以將隱蔽的干預水平適當降低。

（2）臨時撤離的通用優(yōu)化干預水平是：在不長于一周的期間內可防止的劑量為50 mSv。當能夠迅速和容易地完成撤離時（例如對于小的人群），決策部門可以建議在較短期間內的較低的干預水平下開始撤離。在進行撤離有困難的情況下（例如大的人群或交通工具不足），采用更高的干預水平則可能是合適的。

（3）碘防護的通用優(yōu)化干預水平是100 mGy（指甲狀腺的可防止的待積吸收劑量）。

（4）食品通用行動水平如表2 所示，實際應用時，應將對不同核素組分別給出的水平值單獨應用于相應核素組中各種核素的活度的總和。

表2 食品通用行動水平Table 2 Food general action level

該標準還明確反應堆煙羽應急計劃區(qū)在以反應堆為中心、半徑7～l0 km 范圍內確定；煙羽應急計劃區(qū)內區(qū)的區(qū)域范圍，一般應考慮反應堆熱功率的大小，在以反應堆為中心、半徑3～5 km 的范圍內確定。在《國家核應急預案》（2006 年版本）還規(guī)定“食入應急計劃區(qū)系以核電廠為中心、半徑為 30～50 km 劃定的區(qū)域”，而在2013 年新版《國家核應急預案》中沒有對應急計劃區(qū)范圍做具體要求。

2.2 我國針對小型堆新出臺的管理規(guī)定

考慮到小型堆的特點，原有針對大型壓水堆應急先關法規(guī)標準并不能完全適用，因此國家相關管理機構也正在不斷完善管理體系。

2016 年，國家核安全局發(fā)布了《小型壓水堆核動力廠安全審評原則（試行）》，文件提出了小型壓水堆核動力廠總的核安全目標是：在小型壓水堆核動力廠中建立并保持對放射性危害的有效防御，以保護人員、社會和環(huán)境免受危害。該安全目標旨在使小型壓水堆在設計上能夠達到一個目標：“盡管管理當局仍然可以要求設置外部干預措施，然而在技術上對外部干預措施的需求可以是有限的，甚至是可免除的”（國際原子能機構在No.SSR-2/1“SAFETY OF NUCLEAR POWER PLANTS：DESIGN”[5]中的表述），為在技術上取消場外應急提供了基礎。

2017 年10 月17 日，國家核事故應急辦公室組織編制了《陸上小型壓水堆核應急工作指導意見（試行）》，該文件提出了小型壓水堆核應急應遵循的工作原則，對于小型壓水堆的應急計劃區(qū)的劃定，文件指出小型堆應急計劃區(qū)的劃定應遵循《核電廠應急計劃與準備準則第1 部分：應急計劃區(qū)的劃分》（GB/T 17680.1—2008）規(guī)定的總體原則和一般方法，結合小型堆的技術特點、事故分析、綜合因素等情況合理確定范圍。綜合考慮，小型堆應急計劃區(qū)的范圍推薦值不大于3 km，具體范圍由營運單位經系統(tǒng)論證和科學測算后提出建議，按規(guī)定程序確定。對于小型堆核應急準備內容，考慮小型堆技術特點，可根據(jù)項目具體情況、技術方案、廠址特征等實際情況，在嚴格的安全審評和技術評估基礎上進行適當優(yōu)化。

上述兩份文件是后續(xù)小型壓水堆設計和應急工作開展的重要依據(jù)和參考，對小型堆應急簡化已經給出了一定鋪墊，NHR200-Ⅱ型核供熱堆在設計上遵循了《審評原則》提出的安全目標和設計理念。

3 國外先進小型堆應急預案法規(guī)要求

國際上對小型核反應堆應急計劃區(qū)的設置尚未有統(tǒng)一定論，但基于小型核反應堆更好的安全性適當減小甚至取消場外應急以提升小型核反應堆的經濟性和適用場景是各國研究和實踐的共同方向。

2013 年，西歐核管會（WENRA）發(fā)布了新核電站安全目標[6]，報告提出假想堆芯熔化事故中放射性物質的可能釋放將使距反應堆3 km（接近IAEA 建議預防行動區(qū)范圍下限）之外不需采取應急撤離，5 km（接近IAEA 建議的緊急防護行動計劃區(qū)的范圍下限）之外不需采取隱蔽和服用碘片。

2011 年，美國核管會發(fā)布文件介紹了核管會對小堆應急預案的研究成果[7]，文件認為小型堆的應急預案應考慮小堆源項較小、安全性高等特點，可設立一種半徑可變的應急計劃區(qū)，并制定匹配的場區(qū)外應急準備要求，應急計劃區(qū)的設立基于場區(qū)外劑量，使用環(huán)保署的保護行動準則（PAG）值作為主要依據(jù)，當場區(qū)邊界事故工況下劑量小于10 mSv 時，可不在場外建立應急計劃區(qū)。

俄羅斯可以允許根據(jù)核電站具體情況設置應急計劃區(qū)半徑，如KLT-40S 浮動核電站，場外應急計劃區(qū)半徑設置為1 000 m[8]。此外，國內外很多先進小型堆設計者根據(jù)小堆技術情況給出了應急計劃區(qū)半徑的方案[9]（見表3），這些方案中小型堆的應急計劃區(qū)顯著小于大型壓水堆電站。

表3 部分先進小型堆場外應急計劃區(qū)半徑的估算Table 3 Estimation of the radius of the off-site EPZ for some advanced small nuclear reactors

4 核供熱堆的應急計劃區(qū)測算

4.1 事故選取

按照《小型壓水堆核動力廠安全審評原則（試行）》中關于事故源項保守性和包絡性的要求，選取超設計基準事故——反應堆壓力容器外控制棒引水管（反應堆壓力容器外與一回路相連的最大直徑管道）雙端斷裂疊加兩道隔離閥失效計算事故源項，計算采用KORIGEN 程序，具體源項計算假定如下：

（1）事故前堆芯達到0.1%的燃料元件破損限值，并已長時間連續(xù)滿功率運行到平衡循環(huán)末。

（2）事故的熱工水力學分析結果表明，此事故累積排放到安全殼的水量約為50 t（主回路總水量為144 t）；作為保守的計算，在分析此事故的環(huán)境影響時，保守地選取排放到安全殼的水量為60 t。

（3）事故發(fā)生后壓力容器上部氣空間中原有的全部放射性核素（主要是惰性氣體核素）以及60 t 主冷卻劑水中的放射性核素進入安全殼?？紤]到主回路的狀態(tài)變化，在放射性釋放的計算中考慮了碘的尖峰效應，主回路水中原有的碘的濃度增加100 倍。

（4）主冷卻劑水進入安全殼后，碘的氣/水分配因子（分配因子定義為：當液態(tài)和氣態(tài)處于平衡狀態(tài)時，氣相中的核素量與氣液兩相中核素總量之比）為10-2。

（5）安全殼向外泄漏過程中不考慮空氣中的碘在安全殼壁面和設備表面的吸附和沉積。

（6）安全殼的體積泄漏率設計值（峰值壓力下）為10%/d，并假設整個事故持續(xù)期間安全殼泄漏率維持該泄漏率。

（7）不考慮排放過程中的過濾。

4.2 計算參數(shù)選取

選擇某廠址2015 年10 月—2016 年9 月一整年的逐時氣象觀測數(shù)據(jù)，按照美國核管會管理導則RG1.145 的模式，采用PAVAN 程序計算大氣彌散因子。

劑量計算采用MACCS 程序，考慮放射性煙云γ輻射引起的外照射，地面放射性沉積γ輻射引起的外照射（待積時間7 天），吸入空氣中的放射性核素引起的內照射。

劑量轉換因子，主要取自《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》（GB 18871—2002）、國際輻射防護委員會（ICRP）71 號出版物和國際原子能機構（IAEA）19 號安全報告（2001）。

干沉積速率取自聯(lián)邦德國輻射防護委員會第十七卷出版物（SSK No.17）。氣溶膠，干沉積速率取1.5 × 10-3m/s；分子碘，干沉積速率取1.0 × 10-2m/s；有機碘，干沉積速率取1 ×10-4m/s。

呼吸率取自美國核管會管理導則RG1.195，其中0～8 h 時間段取3.5 × 10-4m3/s；8～24 h時間段取1.8 × 10-4m3/s；24～720 h（30 天）時間段取2.3 × 10-4m3/s。

4.3 事故輻射后果

按照上述源項假設條件下得到的放射性源項，計算了該假想事故發(fā)生期間，某供熱堆參考廠址下風向上個人劑量隨距離的關系并與《審評原則》劑量限值的對比。

根據(jù)《審評原則》要求，對于小型壓水堆核動力廠的稀有事故和極限事故，其個人劑量限值分別確定為：在每發(fā)生一次稀有事故時，場址邊界上公眾個人（成人）在整個事故持續(xù)時間內（一般可取30 天）可能受到的有效劑量應控制在5 mSv 以下，甲狀腺當量劑量應控制在50 mSv 以下；在每發(fā)生一次極限事故時，場址邊界上公眾個人（成人）在整個事故持續(xù)時間內可能受到的有效劑量應控制在10 mSv 以下，甲狀腺當量劑量應控制在100 mSv 以下。對于核供熱堆超設計基準事故的重要事件序列，場址邊界上個人（成人）在整個事故持續(xù)時間內可能受到的有效劑量應小于10 mSv。該要求比國標GB 18871 和《核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定》（GB 6249—2011）[10]均更嚴格，體現(xiàn)了小型堆更高安全性的要求。計算結果和對比如圖1 所示。

圖1 超設計基準事故下劑量計算結果與《審評原則》限值的比較Fig.1 Comparison of the dose consequences of a conservative BDBA and the limited dose in “Review Principles”

從圖1 的計算結果可以看出，在發(fā)生保守選取的超設計基準事故—反應堆壓力容器外控制棒引水管斷裂并迭加隔離閥失效的極端情況下，距反應堆堆芯100 m 處的個人劑量仍然小于《審評原則》為設計基準事故規(guī)定的個人劑量限值，也遠低于GB 18871 中推薦的緊急防護行動的通用優(yōu)化干預水平。對于一般廠址來說，場區(qū)邊界距離堆芯距離通常在200 m 以上，因此從技術上可以將煙羽應急計劃區(qū)的范圍限制在場區(qū)邊界，也就是說在技術上可以不考慮場外應急，為取消或簡化場外應急的要求提供了技術基礎。

5 核供熱堆場外應急簡化的建議

對于NHR200-Ⅱ型核供熱堆，場內應急仍然是必要的，應當按照國標GB/T 17680.4[11]中的要求結合具體廠址條件制定應急預案和執(zhí)行程序，建立場內應急的應急組織機構，配備相應的應急設施（包括控制室、輔助控制點或備用控制點、運行支持中心、技術支持中心、應急指揮中心、公眾信息中心、監(jiān)測評價系統(tǒng)、應急通信系統(tǒng)等），制定應急計劃和執(zhí)行程序，并做好應急響應能力的保持工作。

對于場外應急，根據(jù)上文計算，從技術上說可以取消場外應急，但目前尚缺少法規(guī)支持，根據(jù)本文2.2 節(jié)中《陸上小型壓水堆核應急工作指導意見（試行）》要求，從堅持縱深防御原則和公眾接受度等角度考慮，可根據(jù)具體廠址周邊的人口、環(huán)境情況，在不大于3 km 的范圍內確定應急計劃區(qū)，同時可優(yōu)化應急準備內容，在保留部分場外應急功能的同時，場外應急的需求可以大幅進行簡化，在職能上可更多考慮對場內應急的支援功能。

根據(jù)GB/T 17680.4 的要求，核電廠場外應急預案應包括的主要內容如表4所示，其中總則、核電廠及其環(huán)境概況等通用性內容的要求不變，其他各部分建議進行簡化，具體內容如下：

表4 核電廠場外應急預案內容Table 4 Contents of the off-site emergency plan of nuclear power plant

應急計劃區(qū)：如上文討論，可根據(jù)具體廠址周邊的人口、環(huán)境情況，在不大于3 km 的范圍內確定應急計劃區(qū)。

應急狀態(tài)分級：根據(jù)核事故性質、嚴重程度及輻射后果影響范圍，我國核設施核事故應急狀態(tài)分為應急待命、廠房應急、場區(qū)應急、場外應急（總體應急），對于NHR200-Ⅱ型核反應堆，如前文計算結果所表明，其事故后果基本可認為不會擴散到場區(qū)以外，因此在應急狀態(tài)分級上可重點考慮前3 項，原則上不需要場外應急，但綜合考慮核事故的非技術因素，公眾心理影響和接受度以及我國核應急管理實際等情況，可保留場外應急。

應急組織及職責：?。ㄗ灾螀^(qū)、直轄市）核事故應急委員會、應急辦公室、場外應急響應指揮部等從管理職能和公眾接受角度應當保留。專家咨詢組和有關專業(yè)組可保留，但其響應職能可大大減少，除應急監(jiān)測和事故評價外的交通管制、人員撤離及安置、去污洗消等理論上可以取消，在實際實施中可僅保留最基本的能力。核電廠所在地及相鄰地區(qū)的市（縣）核應急準備和響應組織可取消或歸并到相關部門。

應急設施和應急設備：場外應急指揮中心，場外應急指揮中心可與當?shù)仄渌呛嗽O施的應急指揮中心兼容；場外應急監(jiān)測中心應保留；前沿指揮所、評價中心建議無需單獨設立，可以與場外應急指揮中心、監(jiān)測中心整合公用以減少所需的人力物力成本。

應急防護措施：由于場區(qū)外個人劑量不會達到相應干預水平，原則上可以取消，但從公眾接受度和保守的角度出發(fā)，可保留一些最基本的能力即可，如人員撤離和臨時安置點、交通管制能力、洗消與去污點等這些功能通?？梢耘c其他非核設施的應急功能兼容。

應急環(huán)境輻射監(jiān)測與評價：該部分功能建議全部保留，盡管場外劑量很小，但進行監(jiān)測和評價仍然是非常必要的，且對于應急決策和安撫公眾情緒等都具有重要意義。

應急通知、通信和報警：對于場外應急通信的要求可降低，但應保證向公眾公布信息的渠道及時暢通。

應急醫(yī)療救護：場外應急醫(yī)療基本無需求，考慮對場內應急人員的應急醫(yī)療需求的支援。

應急能力的保持：場外演習可以簡化，比如演習過程中可不組織群眾參與，對于在場外應急中已經簡化的職能，如交通管制、人員撤離等可不作為演習重點，演習周期可適當延長，同時演習內容應注重對場內應急的配合以及支援上。除輻射監(jiān)測外，其他的練習頻度可減少。

6 結論

NHR200-Ⅱ型核供熱堆為一種先進小型堆，具有更好的安全特性，通過對保守選取的超設計基準事故情況下的劑量計算表明，即便在極端事故情況下，NHR200-Ⅱ核電站場區(qū)邊界處的劑量值小于國內規(guī)定限值，因而從技術上存在取消至少是簡化場外應急的可行性。在借鑒國內外在簡化先進小型堆的應急準備的管理要求和實踐探索上，并考慮公眾接受度等影響，對NHR200-Ⅱ型核供熱堆場外應急預案的簡化提出了具體建議。