徐广铎，余文生，王金秋，曹建主
（1.中核能源科技有限公司，北京 100193；
2.清华大学核能与新能源技术研究院，北京 100084）
低温核供热堆技术的研究始于80 年代初，1989 年清华大学成功建成5 MW 低温核供热试验堆并完成连续三年供暖实验运行，同时完成了各项实验，取得大量的研究成果，通过了国家核安全局组织的为期一年半的全面安全评审，并获得国家科技进步一等奖，是国际上公认的先进反应堆技术[1]。
在5 MW 核供热试验堆建成和连续安全运行的基础上，清华大学经过技术攻关和相关的工程验证，保持了试验堆的设计理念和安全特性的同时，先后研发出了 NHR200-Ⅰ型和NHR200-Ⅱ型两种堆型，考虑实际应用场景需靠近热用户，核供热堆在设计中采用了固有安全、非能动安全等提高安全性的设计理念，通过“一体化布置、全功率自然循环、非能动的余热排出系统、非能动的注硼系统”等先进技术，排除了堆芯放射性物质的大规模泄漏的可能性，基于核供热堆的安全特性，对应急预案进行适当简化，对于提升核供热堆经济性具有重要意义，本文针对可信的超设计基准事故，对 NHR200-Ⅱ型核供热堆事故后果进行了测算，并与国标及“小型压水堆核动力厂安全审评原则”等进行了对比，进而提出应急计划区的划分和应急预案简化的建议。
1.1 低温核供热堆的安全原则
NHR200-Ⅱ型核供热堆技术是在保持NHR200-Ⅰ型的安全特性和技术特性的基础上，通过适当提高反应堆内设计运行压力和温度，将三回路出口饱和蒸汽的参数提高到1.6 MPa、201 ℃（见表1），除可应用于集中供热和热法海水淡化领域外，还可广泛应用于工业蒸汽、热膜混合法海水淡化、集中制冷以及热电联供等领域。NHR200-Ⅱ型核供热堆技术作为我国非电领域的能源结构调整的重要技术途径，是低碳、清洁的替代能源，采用 2 ×200 MW 的NHR200-Ⅱ型核供热堆供热，与同等规模燃煤锅炉相比，每年可以少排放 1 万 t烟尘、1.2 万t 二氧化硫、3 200 t 氮氧化物、77万t 二氧化碳和10 万t 灰渣等有害气体或固体[2]，因此核能供热具有极大的环境效益，也有助于“碳达峰碳中和”目标的早日实现。
表1 NHR200-Ⅰ型与NHR200-Ⅱ型核供热堆主要技术参数对比Table 1 Comparison of main technical parameters between NHR200-Ⅰ and NHR200-Ⅱ nuclear heating reactors
供热堆的应用场景通常在靠近人口稠密的区域，其安全性要求应高于常规核电厂，因此NHR200-Ⅱ核供热堆设计上遵循如下安全原则：不仅在核供热堆正常运行和发生设计基准事故时，甚至在超设计基准事故和纯粹假想的严重事故工况下，均应保护站区工作人员的健康、安全，免受放射性的过量辐射；
保证不让超过限值的放射性物质释放到环境里去；
厂区边界外无撤离、隐蔽等应急行动要求。为此，核供热站应满足如下基本安全要求：
（1）在任何工况下为安全停堆和维持停堆状态提供必要和可靠的手段；
（2）为排出堆芯余热提供必要和可靠的手段；
（3）提供必要的手段确保放射性物质向热网和环境的释放不超过规定的限值；
（4）确保不会发生堆芯熔化事故，在任何工况下，不需要依赖撤离、隐蔽等应急行动。
1.2 低温核供热堆安全特点
为满足设计安全目标，NHR200-Ⅱ型核供热堆具有以下的安全特点。
（1）一体化设计
NHR200-Ⅱ型核供热堆采用一体化布置方式，整个一回路系统都在反应堆压力容器内，系统压力靠压力容器上部自稳压气空间内的饱和蒸汽及所充入的氮气构成的混和气体压力维持，在压力容器上没有任何外延的粗管道，因此极大地降低了发生反应堆冷却剂流失事故的可能性和事故后果的严重性。
（2）自然循环冷却方式
NHR200-Ⅱ型核供热堆一回路系统采用全功率自然循环冷却，没有转动部件，不需要外部动力源来维持堆芯载热剂的流动；
同时，反应堆余热排出系统也是采用自然循环冷却方式，即在余热排出链上，除了阀门外，没有任何其他的能动部件，因此极大地提高了堆芯冷却的安全可靠性，即使在发生全厂停电事故情况下，只要有小容量的可靠电源用以操作阀门，堆芯余热就能畅通无阻地排向热阱。
（3）多重回路设计
NHR200-Ⅱ型核供热堆设置中间回路，将具有放射性的一回路与蒸汽供应回路隔离开。中间回路的工作压力高于反应堆一回路系统，因此，在一般情况下，即使一回路的界面（主换热器）有泄漏，也只是中间回路的水流入堆内。这样就可确保蒸汽供应回路辐射安全。
（4）良好的失水响应特性
NHR200-Ⅱ型核供热堆采用一体化布置方式，压力容器上没有大的引出管，因此完全排除了发生大破口失水事故的可能性。同时，所有直接与冷却剂压力边界相连的小口径工艺管道都考虑了防止冷却剂流失的特殊措施。总之，对NHR200-Ⅱ型核供热堆来说，在任何可信的事故情况下，都不可能发生堆芯失去冷却的现象。
综上所述，NHR200-Ⅱ型核供热堆采用一体化布置，从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环，同时具备自然循环的余热排出系统，因此，NHR200-Ⅱ型核供热堆具备固有安全性，不会发生堆芯放射性物质的大规模泄漏。
2.1 我国对于核设施应急的基本法规要求
在国家标准《核电厂应急计划与准备准则 第1 部分：应急计划区的划分》（GB/T 17680.1）[3]中对应急计划区的划分进行了规定，通过计算事故通过烟羽照射途径使公众可能受到的预期剂量和采取特定防护行动后的可防止的剂量，并估计可能被污染的食品和饮用水的污染水平，在与《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871）[4]所规定的相应的通用优化干预水平或行动水平进行比较，确定应急计划区的范围大小，使在所确定的应急计划区的范围之外，事故可能导致的公众剂量和食品与饮用水的污染水平分别低于相应的通用优化干预水平和行动水平。根据《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871），各项干预水平和行动水平如下：
（1）隐蔽的通用优化干预水平是：在2 天以内可防止的剂量为10 mSv。决策部门可以建议在较短期间内的较低的干预水平下实施隐蔽，或者为便于执行下一步的防护对策（如撤离），也可以将隐蔽的干预水平适当降低。
（2）临时撤离的通用优化干预水平是：在不长于一周的期间内可防止的剂量为50 mSv。当能够迅速和容易地完成撤离时（例如对于小的人群），决策部门可以建议在较短期间内的较低的干预水平下开始撤离。在进行撤离有困难的情况下（例如大的人群或交通工具不足），采用更高的干预水平则可能是合适的。
（3）碘防护的通用优化干预水平是100 mGy（指甲状腺的可防止的待积吸收剂量）。
（4）食品通用行动水平如表2 所示，实际应用时，应将对不同核素组分别给出的水平值单独应用于相应核素组中各种核素的活度的总和。
表2 食品通用行动水平Table 2 Food general action level
该标准还明确反应堆烟羽应急计划区在以反应堆为中心、半径7～l0 km 范围内确定；
烟羽应急计划区内区的区域范围，一般应考虑反应堆热功率的大小，在以反应堆为中心、半径3～5 km 的范围内确定。在《国家核应急预案》（2006 年版本）还规定“食入应急计划区系以核电厂为中心、半径为 30～50 km 划定的区域”，而在2013 年新版《国家核应急预案》中没有对应急计划区范围做具体要求。
2.2 我国针对小型堆新出台的管理规定
考虑到小型堆的特点，原有针对大型压水堆应急先关法规标准并不能完全适用，因此国家相关管理机构也正在不断完善管理体系。
2016 年，国家核安全局发布了《小型压水堆核动力厂安全审评原则（试行）》，文件提出了小型压水堆核动力厂总的核安全目标是：在小型压水堆核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。该安全目标旨在使小型压水堆在设计上能够达到一个目标：“尽管管理当局仍然可以要求设置外部干预措施，然而在技术上对外部干预措施的需求可以是有限的，甚至是可免除的”（国际原子能机构在No.SSR-2/1“SAFETY OF NUCLEAR POWER PLANTS：DESIGN”[5]中的表述），为在技术上取消场外应急提供了基础。
2017 年10 月17 日，国家核事故应急办公室组织编制了《陆上小型压水堆核应急工作指导意见（试行）》，该文件提出了小型压水堆核应急应遵循的工作原则，对于小型压水堆的应急计划区的划定，文件指出小型堆应急计划区的划定应遵循《核电厂应急计划与准备准则第1 部分：应急计划区的划分》（GB/T 17680.1—2008）规定的总体原则和一般方法，结合小型堆的技术特点、事故分析、综合因素等情况合理确定范围。综合考虑，小型堆应急计划区的范围推荐值不大于3 km，具体范围由营运单位经系统论证和科学测算后提出建议，按规定程序确定。对于小型堆核应急准备内容，考虑小型堆技术特点，可根据项目具体情况、技术方案、厂址特征等实际情况，在严格的安全审评和技术评估基础上进行适当优化。
上述两份文件是后续小型压水堆设计和应急工作开展的重要依据和参考，对小型堆应急简化已经给出了一定铺垫，NHR200-Ⅱ型核供热堆在设计上遵循了《审评原则》提出的安全目标和设计理念。
国际上对小型核反应堆应急计划区的设置尚未有统一定论，但基于小型核反应堆更好的安全性适当减小甚至取消场外应急以提升小型核反应堆的经济性和适用场景是各国研究和实践的共同方向。
2013 年，西欧核管会（WENRA）发布了新核电站安全目标[6]，报告提出假想堆芯熔化事故中放射性物质的可能释放将使距反应堆3 km（接近IAEA 建议预防行动区范围下限）之外不需采取应急撤离，5 km（接近IAEA 建议的紧急防护行动计划区的范围下限）之外不需采取隐蔽和服用碘片。
2011 年，美国核管会发布文件介绍了核管会对小堆应急预案的研究成果[7]，文件认为小型堆的应急预案应考虑小堆源项较小、安全性高等特点，可设立一种半径可变的应急计划区，并制定匹配的场区外应急准备要求，应急计划区的设立基于场区外剂量，使用环保署的保护行动准则（PAG）值作为主要依据，当场区边界事故工况下剂量小于10 mSv 时，可不在场外建立应急计划区。
俄罗斯可以允许根据核电站具体情况设置应急计划区半径，如KLT-40S 浮动核电站，场外应急计划区半径设置为1 000 m[8]。此外，国内外很多先进小型堆设计者根据小堆技术情况给出了应急计划区半径的方案[9]（见表3），这些方案中小型堆的应急计划区显著小于大型压水堆电站。
表3 部分先进小型堆场外应急计划区半径的估算Table 3 Estimation of the radius of the off-site EPZ for some advanced small nuclear reactors
4.1 事故选取
按照《小型压水堆核动力厂安全审评原则（试行）》中关于事故源项保守性和包络性的要求，选取超设计基准事故——反应堆压力容器外控制棒引水管（反应堆压力容器外与一回路相连的最大直径管道）双端断裂叠加两道隔离阀失效计算事故源项，计算采用KORIGEN 程序，具体源项计算假定如下：
（1）事故前堆芯达到0.1%的燃料元件破损限值，并已长时间连续满功率运行到平衡循环末。
（2）事故的热工水力学分析结果表明，此事故累积排放到安全壳的水量约为50 t（主回路总水量为144 t）；
作为保守的计算，在分析此事故的环境影响时，保守地选取排放到安全壳的水量为60 t。
（3）事故发生后压力容器上部气空间中原有的全部放射性核素（主要是惰性气体核素）以及60 t 主冷却剂水中的放射性核素进入安全壳。考虑到主回路的状态变化，在放射性释放的计算中考虑了碘的尖峰效应，主回路水中原有的碘的浓度增加100 倍。
（4）主冷却剂水进入安全壳后，碘的气/水分配因子（分配因子定义为：当液态和气态处于平衡状态时，气相中的核素量与气液两相中核素总量之比）为10-2。
（5）安全壳向外泄漏过程中不考虑空气中的碘在安全壳壁面和设备表面的吸附和沉积。
（6）安全壳的体积泄漏率设计值（峰值压力下）为10%/d，并假设整个事故持续期间安全壳泄漏率维持该泄漏率。
（7）不考虑排放过程中的过滤。
4.2 计算参数选取
选择某厂址2015 年10 月—2016 年9 月一整年的逐时气象观测数据，按照美国核管会管理导则RG1.145 的模式，采用PAVAN 程序计算大气弥散因子。
剂量计算采用MACCS 程序，考虑放射性烟云γ辐射引起的外照射，地面放射性沉积γ辐射引起的外照射（待积时间7 天），吸入空气中的放射性核素引起的内照射。
剂量转换因子，主要取自《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871—2002）、国际辐射防护委员会（ICRP）71 号出版物和国际原子能机构（IAEA）19 号安全报告（2001）。
干沉积速率取自联邦德国辐射防护委员会第十七卷出版物（SSK No.17）。气溶胶，干沉积速率取1.5 × 10-3m/s；
分子碘，干沉积速率取1.0 × 10-2m/s；
有机碘，干沉积速率取1 ×10-4m/s。
呼吸率取自美国核管会管理导则RG1.195，其中0～8 h 时间段取3.5 × 10-4m3/s；
8～24 h时间段取1.8 × 10-4m3/s；
24～720 h（30 天）时间段取2.3 × 10-4m3/s。
4.3 事故辐射后果
按照上述源项假设条件下得到的放射性源项，计算了该假想事故发生期间，某供热堆参考厂址下风向上个人剂量随距离的关系并与《审评原则》剂量限值的对比。
根据《审评原则》要求，对于小型压水堆核动力厂的稀有事故和极限事故，其个人剂量限值分别确定为：在每发生一次稀有事故时，场址边界上公众个人（成人）在整个事故持续时间内（一般可取30 天）可能受到的有效剂量应控制在5 mSv 以下，甲状腺当量剂量应控制在50 mSv 以下；
在每发生一次极限事故时，场址边界上公众个人（成人）在整个事故持续时间内可能受到的有效剂量应控制在10 mSv 以下，甲状腺当量剂量应控制在100 mSv 以下。对于核供热堆超设计基准事故的重要事件序列，场址边界上个人（成人）在整个事故持续时间内可能受到的有效剂量应小于10 mSv。该要求比国标GB 18871 和《核动力厂环境辐射防护规定》（GB 6249—2011）[10]均更严格，体现了小型堆更高安全性的要求。计算结果和对比如图1 所示。
图1 超设计基准事故下剂量计算结果与《审评原则》限值的比较Fig.1 Comparison of the dose consequences of a conservative BDBA and the limited dose in “Review Principles”
从图1 的计算结果可以看出，在发生保守选取的超设计基准事故—反应堆压力容器外控制棒引水管断裂并迭加隔离阀失效的极端情况下，距反应堆堆芯100 m 处的个人剂量仍然小于《审评原则》为设计基准事故规定的个人剂量限值，也远低于GB 18871 中推荐的紧急防护行动的通用优化干预水平。对于一般厂址来说，场区边界距离堆芯距离通常在200 m 以上，因此从技术上可以将烟羽应急计划区的范围限制在场区边界，也就是说在技术上可以不考虑场外应急，为取消或简化场外应急的要求提供了技术基础。
对于NHR200-Ⅱ型核供热堆，场内应急仍然是必要的，应当按照国标GB/T 17680.4[11]中的要求结合具体厂址条件制定应急预案和执行程序，建立场内应急的应急组织机构，配备相应的应急设施（包括控制室、辅助控制点或备用控制点、运行支持中心、技术支持中心、应急指挥中心、公众信息中心、监测评价系统、应急通信系统等），制定应急计划和执行程序，并做好应急响应能力的保持工作。
对于场外应急，根据上文计算，从技术上说可以取消场外应急，但目前尚缺少法规支持，根据本文2.2 节中《陆上小型压水堆核应急工作指导意见（试行）》要求，从坚持纵深防御原则和公众接受度等角度考虑，可根据具体厂址周边的人口、环境情况，在不大于3 km 的范围内确定应急计划区，同时可优化应急准备内容，在保留部分场外应急功能的同时，场外应急的需求可以大幅进行简化，在职能上可更多考虑对场内应急的支援功能。
根据GB/T 17680.4 的要求，核电厂场外应急预案应包括的主要内容如表4所示，其中总则、核电厂及其环境概况等通用性内容的要求不变，其他各部分建议进行简化，具体内容如下：
表4 核电厂场外应急预案内容Table 4 Contents of the off-site emergency plan of nuclear power plant
应急计划区：如上文讨论，可根据具体厂址周边的人口、环境情况，在不大于3 km 的范围内确定应急计划区。
应急状态分级：根据核事故性质、严重程度及辐射后果影响范围，我国核设施核事故应急状态分为应急待命、厂房应急、场区应急、场外应急（总体应急），对于NHR200-Ⅱ型核反应堆，如前文计算结果所表明，其事故后果基本可认为不会扩散到场区以外，因此在应急状态分级上可重点考虑前3 项，原则上不需要场外应急，但综合考虑核事故的非技术因素，公众心理影响和接受度以及我国核应急管理实际等情况，可保留场外应急。
应急组织及职责：省（自治区、直辖市）核事故应急委员会、应急办公室、场外应急响应指挥部等从管理职能和公众接受角度应当保留。专家咨询组和有关专业组可保留，但其响应职能可大大减少，除应急监测和事故评价外的交通管制、人员撤离及安置、去污洗消等理论上可以取消，在实际实施中可仅保留最基本的能力。核电厂所在地及相邻地区的市（县）核应急准备和响应组织可取消或归并到相关部门。
应急设施和应急设备：场外应急指挥中心，场外应急指挥中心可与当地其他非核设施的应急指挥中心兼容；
场外应急监测中心应保留；
前沿指挥所、评价中心建议无需单独设立，可以与场外应急指挥中心、监测中心整合公用以减少所需的人力物力成本。
应急防护措施：由于场区外个人剂量不会达到相应干预水平，原则上可以取消，但从公众接受度和保守的角度出发，可保留一些最基本的能力即可，如人员撤离和临时安置点、交通管制能力、洗消与去污点等这些功能通常可以与其他非核设施的应急功能兼容。
应急环境辐射监测与评价：该部分功能建议全部保留，尽管场外剂量很小，但进行监测和评价仍然是非常必要的，且对于应急决策和安抚公众情绪等都具有重要意义。
应急通知、通信和报警：对于场外应急通信的要求可降低，但应保证向公众公布信息的渠道及时畅通。
应急医疗救护：场外应急医疗基本无需求，考虑对场内应急人员的应急医疗需求的支援。
应急能力的保持：场外演习可以简化，比如演习过程中可不组织群众参与，对于在场外应急中已经简化的职能，如交通管制、人员撤离等可不作为演习重点，演习周期可适当延长，同时演习内容应注重对场内应急的配合以及支援上。除辐射监测外，其他的练习频度可减少。
NHR200-Ⅱ型核供热堆为一种先进小型堆，具有更好的安全特性，通过对保守选取的超设计基准事故情况下的剂量计算表明，即便在极端事故情况下，NHR200-Ⅱ核电站场区边界处的剂量值小于国内规定限值，因而从技术上存在取消至少是简化场外应急的可行性。在借鉴国内外在简化先进小型堆的应急准备的管理要求和实践探索上，并考虑公众接受度等影响，对NHR200-Ⅱ型核供热堆场外应急预案的简化提出了具体建议。
猜你喜欢 堆芯反应堆供热 热力站供热调节方式的探究建材发展导向(2022年6期)2022-04-18近期实施的供热国家标准煤气与热力(2022年3期)2022-03-29迷你核电站，更小更强更安全看世界(2020年2期)2020-03-23俄罗斯首座反应堆成功并网发电能源研究与信息(2016年3期)2017-01-12“迷你”型反应堆物理(2009年1期)2009-03-24