华龙一号设计扩展工况(DEC)选取原则和确定方法

第39卷第2期核科学与工程Vol.39 No.2 2019年4月Nuclear Science and Engineering Apr.2019
华龙一号设计扩展工况（DEC）
选取原则和确定方法
胡凌生，卢 放，陶 俊，万砺珂，汪景新，陈 石，赵鑫樾，谢小龙
（华龙国际核电技术有限公司，北京100037）
摘要：本文研究国内外大量法规标准和安全审查要求，结合以往工程经验和示范工程经验，提出了华龙一号（HPR1000）设计扩展工况（DEC）选取原则和确定方法。

研究结果表明，HPR1000可通过PSA方法筛选出一套初步的设计扩展工况清单，在此基础上，参照法规标准所列的设计扩展工况清单及以往同类工程项目确定的设计扩展工况清单，再结合确定论分析方法进行工程判断，进行合并和补充可得到最终的设计扩展工况清单。

该方法满足《核动力厂设计安全规定》（HAF102—2016）的最新要求。

本研究结果可以为后续HPR1000或其他同类核电厂提供参考。

关键词：压水堆；设计扩展工况；概率论；确定论
中图分类号：TL413+ 文章标志码：A 文章编号：0258-0918（2019）02-0303-06
Design Extension Conditions of HPR1000 Selective
Principle and Determination Methodology
HU Lingsheng，LU Fang，TAO Jun，WAN Like，WANG Jingxin，
CHEN Shi，ZHAO Xinyue，XIE Xiaolong
（Hualong International Nuclear Power Technology Ltd.，Beijing 100037，China）
Abstract: A large number of domestic and overseas requirements about design extension condition (DEC), including codes and standards, safety review and experience feedbacks from nuclear power construction and demonstration projects are investigated. The results of the study show that the HPR1000’s DEC lists can be firstly obtained by probabilistic way, and then be revised by codes and standards, experience feedbacks and deterministic analysis. The methodology meets the latest domestic and overseas requirements, such as HAF102 and SSR-2/1. Existing study results will provide theoretical reference for determining DEC lists of HPR1000 or similar project to be built.
Key words: PWR；Design extension condition；Probabilistic；Deterministic
______________________
收稿日期：2018-05-23
作者简介：胡凌生（1972—），男，湖北人，高级工程师，硕士，现主要从事总体技术工作
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核电厂的基本安全目标是在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人与环境免受放射性危害。

核动力厂纵深防御从3个层次发展到5个层次，主要是所针对的假想事故不同。

早期的纵深防御只设防到设计基准事故，后来发展为纵深防御设防到超设计基准事故。

当前随着核安全最新研究、福岛核事故经验教训以及工程建设经验反馈，我国《核动力厂设计安全规定》（HAF 102）也于2016年进行了升版，采用设计扩展工况（DEC ）代替了超设计基准事故，并提出了更加深入的要求，包括实际可消除大量放射性释放的要求。

DEC 概念最先出现在欧洲。

台山核电厂一期工程已经采用DEC 的概念。

国际原子能机构（IAEA ）已接受DEC 概念并应用于核安全标准。

这说明DEC 概念已经在国内外广为接受。

本文的主要目的是制订设计扩展工况的验收准则、选取原则和确定方法，为后续设计扩
展工况清单的确定以及预防和缓解措施的制订奠定基础。

1 设计扩展工况定义
HPR1000采用如下设计扩展工况（DEC ）的定义：
不在设计基准事故考虑范围的事故工况，在设计过程中应该按最佳估算方法加以考虑，并且该事故工况的放射性物质释放在可接受限值以内。

设计扩展工况包括没有造成堆芯明显损伤的工况和堆芯熔化（严重事故）工况[1]。

设计扩展工况在核动力厂状态中所处的范围如图1所示。

根据上述定义，将设计扩展工况进一步划分为以下两类：
（1） DEC-A 没有造成堆芯明显损伤的设计扩展工况；
（2） DEC-B 严重事故序列。

图1 核动力厂状态
Fig.1 Conditions of nuclear power plant
2 验收准则
2.1 发生频率
2.1.1 没有造成堆芯明显损伤的设计扩展工况（DEC-A ）
国内外法规标准并没有直接规定DEC-A 的发生频率。

根据HAF 102-2004/2016分别给出的“设计中考虑的核动力厂状态”图进行对比分析，DEC-A 的发生频率有高低限值。

设计基准工况（DBC ）和DEC-A 都是没有造成堆芯恶化的核动力厂状态，具有发生和发展的继承关系，可以判断核动力厂状态DBC-1～4至DEC-A 处于连续的发生频率谱，因此可以确定DEC-A 发生频率小于DBC-4的最低发生频率为宜，即10−6/堆·年。

对于DEC-A 发生频率的低限，目前法规标准没有给出定量化要求。

考察当前HPR1000示范工程实践，可以采用发生频率大于10−8/堆·年的事故序列作为DEC-A 。

因此，HPR1000的DEC-A 的发生频率可初步确定为10−6/堆·年和10−8/堆·年之间。

需要说明的是，某些法规标准将部分特殊的多重序列归入了设计扩展工况，其发生频率实际上大于10−6/堆·年。

同时，DEC-A 的本质主要是始发事件叠加缓解指施失效，其发生频率确有可能大于10−6/堆·年，因此，综合考虑此因素，HPR1000的DEC-A 的发生频率大于10−8/堆·年。

2.1.2 严重事故序列（DEC-B ）
按一级PSA 结果，HPR1000的DEC-B 的发生频率，是在总堆芯损坏频率（CDF ）中所占比例＞1%的支配性序列的发生频率，或占总CDF 95%的序列的发生频率。

2.2 放射性
2.2.1 没有造成堆芯明显损伤的设计扩展工况
（DEC-A ）
根据EUR [2]要求和示范工程实践进行综合判
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断，HPR1000的DEC-A 的放射性后果验收准则采用《核动力厂环境辐射防护规定》（GB 6249—2011）提出的极限事故（DBC-4）放射性验收准则，则DEC-A 的放射性验收准则如下：
在发生一次极限事故时，非居住区边界上公众在事故后 2 h 内以及规划限制区外边界上公众在整个事故持续时间内可能受到的有效剂量应控制在0.1 Sv 以下，甲状腺当量剂量应控制在1 Sv 以下。

2.2.2 严重事故序列（DEC-B ）
DEC-B 的放射性验收准则在国内没有标准规定。

根据国外三代压水堆如EPR 的设计要求以及HPR1000示范工程实践，HPR1000采用EUR （D 版）[2]
的有限影响设计准则（CLI ）作为DEC-B 的厂外放射性释放目标值判定准则，在从安全壳向外释放期间，遵循以下4个准则： （1） 准则1——距反应堆大于800 m 之外无需紧急防护行动；
（2） 准则2——距反应堆大于3 km 之外无需延缓行动；
（3） 准则3——距反应堆大于800 m 之外无需长期行动；
（4） 准则4——有限的经济影响。

紧急防护行动：在发生大量释放事故的7天应急阶段，根据其预计剂量实施的公众撤离行动。

延缓行动：在发生大量释放事故的30天内，根据地面照射和气溶胶再悬浮造成的预计剂量，在事故释放阶段结束后实施的临时迁避行动。

长期行动：发生事故50年内的公众永久再定居的行动，考虑了由地面照射和气溶胶再悬浮造成的预计剂量，不考虑摄入照射造成的剂量。

准则1至3可按照下述规则来确定。

核电厂向大气的放射性释放源项分成9个参考同位素组。

这些放射性释放源项经加权组合后与准则进行比较，如公式（1）所示：
99
11ig ig ie ie i i R C R C ==+∑∑ ＜准则 （1）
式中：R ig 和R ie 是9个参考同位素在发生大量释放期间从安全壳系统的放射性释放量（TBq ），包括地面释放和高空释放；C ig 和C ie
是下表1至表4中给出的剂量转换系数（无量纲），与单位释放量的环境影响有关。

准则1由事故后前24 h 放射性释放的一组C ig 和C ie 来确定（见表1），其验收准则可用公式（2）表示：
99
-211510TBq ig ig ie ie i i R C R C ==+×∑∑ ＜（）
（2） 表1 距反应堆大于800 m 之外无需紧急
防护行动的CLI 准则
Table 1 Criteria for limited impact for no emergency
action beyond 800 m from the reactor
同位素组
地面释放系数C ig
高空释放系数C ie
133
Xe 6.4×10−8 1.1×10−8 131I
5.0×10−5 3.1×10−6 137
Cs 1.2×10−4 5.4×10−8 131m Te
1.6×10−4 7.6×10−8 90
Sr 2.7×10−4 1.2×10−5 103
Ru 1.8×10−4 8.1×10−6 140La
8.1×10−4 3.7×10−5 141Ce 1.2×10−3 5.6×10−5 140
Ba
6.2×10−6
3.1×10−7
准则2由事故发生后前4天放射性释放的一组C ig 和C ie 来确定（见表2），其验收准则可用公式（3）表示：
99
211310ig ig ie ie i i R C R C −==+×∑∑ ＜ （3）
表2 距反应堆大于3 km 之外无需
延缓行动的CLI 准则
Table 2 Criteria for limited impact for no delayed
action beyond 3 km from the reactor
同位素组
地面释放系数C ig
高空释放系数C ie
133
Xe 0 0 131I
1.2×10−6 3.5×10−7 137
Cs 5.6×10−6 8.9×10−7 131m Te
3.8×10−6 7.0×10−7 90
Sr 9.9×10−7 3.2×10−7 103
Ru 1.8×10−6 2.2×10−7 140La
2.9×10−6 4.8×10−7 141Ce 4.5×10−6 8.1×10−7 140
Ba
1.5×10−6
3.5×10−7
准则3由发生严重事故时造成总释放的一
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组C ig 和C ie 来确定（见表3），其验收准则可用以公式（4）表示：
99
111110ig ig ie ie i i R C R C −==+×∑∑ ＜ （4）
表3 距反应堆大于800 m 之外 无需长期行动的CLI 准则
Table 3 Criteria for limited impact for no long-term
actions beyond 800 m from the reactor
同位素组
地面释放系数C ig
高空释放系数C ie
133
Xe 0 0 131I
1.2×10−5 7.8×10−7 137
Cs 6.5×10−5 3.4×10−5 131m Te
2.6×10−5 1.3×10−6 90
Sr 1.4×10−5 7.2×10−7 103
Ru 2.3×10−5 1.2×10−7 140La
7.9×10−5 4.1×10−6 141Ce 7.6×10−5 4.0×10−6 140
Ba
1.1×10−5
5.9×10−7
准则4仅考虑3个独立的参考同位素，整个释放时间内每个参考同位素的地面释放和高空释放之和应小于特定值（见表4），其验收准则为：
99
111110ig ig ie ie i i R C R C −==+×∑∑ ＜ （5）
表4 经济影响的CLI 准则 Table 4 Criteria for limited impa ct
for economic impact
同位素组
目标值/TBq 131I
7.8×10−7 137Cs
3.4×10−5 90
Sr
7.2×10−7
2.3 安全准则
对于DEC-A ，由于堆芯没有明显损坏，其安全准则与DBC 的安全准则类似，而DEC-B 由于堆芯已经损坏，主要考虑的是厂外防护行动，因此并不存在与DBC 类似的安全准则。

HPR1000的DEC-A 安全准则可采用极限事故（DBC-4）的解耦准则，即DEC-A 采用如下安全准则：
（1） 非LOCA 工况：
A ） 发生偏离核态沸腾（DN
B ）的燃料棒份额应低于10%； B ） 热点处的燃料熔化的体积必须不超过总体积的10%，即在功率峰值的堆芯位置，最热燃料棒的横截面积中只允许低于10%的面积达到熔化温度；
C ）对于没有发生燃料包壳氧化的快速瞬态，燃料包壳峰值温度必须低于1 482 ℃。

（2） LOCA 工况：
A ）燃料包壳峰值温度不得超过1 204 ℃；
B ）燃料包壳任何一点的最大氧化程度不得超过总包壳厚度的17%；
C ）最大氢气产生量必须小于所有包壳与水或蒸汽发生化学反应时所产生氢气总量的1%；
D ）计算的堆芯几何结构的变化应能保持堆芯的冷却；
E ）应能确保堆芯长期冷却，即计算的堆芯温度应该维持在可接受的低值下，并且只要燃料仍在堆芯内就能够排出衰变热。

（3） 乏燃料水池
乏燃料水池确保乏燃料处于淹没状态。

（4） 安全壳
A ） 安全壳压力必须低于安全壳设计峰值压力；
B ） 安全壳系统应设计成能够满足泄漏限值。

3 设计扩展工况筛选原则和确定
方法
3.1 设计扩展工况筛选原则
HAF 102要求“必须在工程判断、确定论和概率论评价的基础上得出一套设计扩展工况，目的是增强核动力厂应对比设计基准事故更严重的或包含多重故障的事故的承受能力，避免不可接受的放射性后果，以进一步改进核动力厂的安全性。

”
HAD102/17要求“确定严重事故序列的最严格的方法是应用一级概率安全分析的结果。

但是，也可以通过了解严重事故序列所包括的物理现象、设计中存在的裕度和保留在设计基准事故中的系统多重度来确定代表性的或包络的序列。

”
综上所述，HPR1000的设计扩展工况筛选原则如下：
首先通过PSA 方法确定一套设计扩展工况清单，参照法规标准所列的设计扩展工况清单
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以及以往同类工程项目确定的设计扩展工况清单，再结合确定论分析方法进行工程判断，进一步筛选得到最终的设计扩展工况清单。

3.2 确定设计扩展工况的方法 3.2.1 DEC-A 的确定
DEC-A 的确定方法可以首先通过PSA 筛
选、归并得到可作为DEC-A 的序列，接着通过对比法规标准要求、借鉴工程经验得到DEC-A 工况清单。

DEC-A 清单确定后，再通过确定论安全分析进行验证、确认和迭代得到最终的DEC-A 清单。

后续，HPR1000还可根据DEC-A 工况清单确定缓解措施并进行PSA 评估（见图2）。

图2 DEC-A 确定方法 Fig.2 Derivation of DEC-A
3.2.1.1 概率论方法确定DEC-A
可以通过DEC-A 的频率验收准则来确定DEC-A 清单。

具体步骤和要求如下： （1） 在现有内部事件一级模型的基础上，在不考虑非安全级系统（包括I&C 信号和机械部件）和人员操作的条件下选取某个区域的筛选值的事故序列；
（2） 筛选值采用DEC-A 的发生频率验收准则，即大于10−8/堆·年；
（3） 按照功能归并序列，即根据CDF 选择主导序列。

3.2.1.2 法规标准要求
法规标准提出的适用要求，HPR1000应该遵守，可以作为概率论方法确定DEC-A 的重要补充。

这类法规标准主要分为3类：
（1） 国内法规标准，如《压水堆核电厂工况分类》（NB/T 20035—2011）；
（2） 国外公认的第三代压水堆法规标准，如EUR/URD ；
（3）
国际相关
标准，
如国际原则能机构
（IAEA ）发布的《IAEA 对核动力厂适用安全要求的考虑》（IAEA-TECDOC-1791）和《EPR 安全和工艺技术规范》（ETC-S E 版）。

； （4） 二代加压水堆标准，如RCC-P [3]。

3.2.1.3 借鉴工程经验
除了参照上述法规标准所列DEC-A 序列外，还可以借鉴同类工程和HPR1000示范工程的DEC-A 清单予以继续完善或补充。

这些DEC-A 清单是：
（1） EPR 的DEC-A 清单；
（2） HPR1000示范工程DEC-A 清单。

3.2.2 DEC-B 的确定
DEC-B 的确定方法可以首先通过筛选在CDF 值中可作为DEC-B 的序列，接着通过对比法规标准要求、借鉴工程经验得到DEC-B 工况清单。

DEC-B 清单确定后，再通过确定论安全分析进行验证、确认和迭代得到最终的DEC-B 清单。

后续，HPR1000还可根据DEC-A 工况清单确定缓解措施并进行PSA 评估（见图3）。

图3 DEC-B 确定方法 Fig.3 Derivation of DEC-B
3.2.2.1概率论方法确定DEC-B
采用DEC-B的频率验收准则进行筛选来确定DEC-B的确定方法，即：
按一级PSA结果，DEC-B序列为在总的堆芯损坏序列中所占比例＞1%的单个支配性序列，或占总CDF值为前95%的序列。

3.2.2.2借鉴工程经验
除了参照上述方法确定DEC-B外，还可以借鉴同类工程或HPR1000示范工程的DEC-B 清单予以继续完善或补充。

根据HPR1000示范工程的做法，DEC-B可根据严重事故进程与现象分析以及工程判断来确定。

具体步骤包括：（1）通过严重事故进程和现象分析，确定在不考虑任何严重事故缓解措施的情况下，可能导致安全壳失效的主要严重事故现象；
（2）针对各严重事故现象和相应的安全壳失效模式，结合严重事故进程与现象分析和工程判断，以及各严重事故缓解措施设计应对工况的要求，选取具有包络性的严重事故序列，同时需要兼顾事故序列的典型性。

通过上述工程判断也可以得到DEC-B清单，可作为概率论方法确定DEC-B的重要参考。

3.2.2.3参照法规标准要求
法规标准提出的适用要求，HPR1000应该遵守，可以作为概率论方法确定DEC-B的重要补充。

这类法规标准主要分为3类：
（1）国内法规标准，如《压水堆核电厂工况分类》（NB/T 20035—2011）；
（2）国外公认的第三代压水堆法规标准，如EUR/URD；
（3）国际相关标准，如国际原则能机构（IAEA）发布的《IAEA对核动力厂适用安全要求的考虑》（IAEA-TECDOC-1791）和《EPR安全和工艺技术规范》（ETC-S E版）。

4结束语
本研究的结论部分已在HPR1000示范工程和EPR机组实施，具有一定的工程经验，对于待建HPR1000具有指导意义。

研究表明，通过PSA筛选阈值初步确定DEC清单，再结合确定论安全分析，利用放射性验收准则和安全准则来进行验证、确认和迭代得到最终DEC清单是可行的。

本文的研究结果满足了HAF102的关于在工程判断、确定论和概率论评价的基础上得出一套设计扩展工况的要求。

参考文献：
［1］核动力厂设计安全规定HAF 102，2016.
［2］EUROPEAN UTILITY REQUIREMENTS FOR LWR NUCLEAR POWER PLANTS，Revision D.
［3］900 MWe压水堆核岛系统设计和建造规则，1991+1995修订.
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