锚定小型堆发展新阶段 系统筑牢高水平核安全根基——《关于小型核动力反应堆核安全监管的技术意见》解读
扫码分享
一、出台背景：回应小型核动力堆多样化发展需求
近年来，全球小型核动力堆研发热度升温，据国际原子能机构统计，目前全球已有80余种小型堆设计与概念方案。我国也已形成小型压水堆、高温气冷堆、熔盐堆等多技术路线并进的发展格局。
小型核动力堆作为一种核设施，其安全设计应满足现行核安全法规的要求，一些基本原则和通用安全要求应得到满足。但是当前以大型水冷压水堆为基础构建的安全标准体系，在一些具体的安全概念和要求方面，对小型核动力堆的适用性逐渐面临挑战。为此，国家核安全局总结前期国内核安全监管实践经验，跟踪国际监管方法进展，在《高温气冷堆核电站示范工程安全审评原则》《小型压水堆核动力厂安全审评原则(试行)》等文件的基础上，系统制定了本技术意见。
二、适用范围：覆盖主要小型核动力堆，分类明确功率边界
该技术意见的适用范围包括陆上固定式小型核动力堆，以及为开发小型核动力堆建造的原型堆和先导堆，研究堆和靠岸系泊的小型浮动核动力堆等也可参照执行。
技术意见明确了小型核动力堆安全设计的基本要求，设计应保证在不依赖场外干预措施的情况下实现对公众的充分保护。同时对小型核动力堆的热功率范围作出界定：采用轻水冷却反应堆技术的小型核动力堆，其热功率不超过300兆瓦，采用具有固有安全特性的非轻水冷却反应堆技术的小型核动力堆，其热功率不超过1000兆瓦。
三、条款解读：明确关键问题监管技术立场，多措并举推动安全发展
技术意见从核安全监管的角度，对小型核动力堆设计方面需重点解决的问题提出技术见解，包括基本安全目标、纵深防御概念的应用、事故源项、“实际消除”概念的应用、状态划分等。同时技术意见明确了为保证设计目标推荐采取的措施，包括尽早制定安全设计准则，鼓励风险指引、基于性能的执照基准建立方法的应用，并强调安全审评工作早期介入等十项措施。部分条款解读如下。
(一)纵深防御概念的应用
纵深防御的主要目的是补偿不确定性，这些不确定性包括基本设计和运行机理的不确定性，构筑物、系统和设备(SSCs)建造、制造质量的不确定性，操纵人员知识技能的不确定性，事故场景演变及后果的不确定性等。
为了应对这些不确定性，核设施在设计之初，就需应用纵深防御概念合理制定措施来防止发生故障、事故或减轻发生事故后的影响，确保对安全的全部保障不能依赖于核设施的设计、建造、维护或操作的任何单一要素或者其中的任何单一物项。纵深防御概念的应用具体由多层防御来实现，多层防御总体分为防止事故发生和限制事故后果两大类别。
在小型核动力堆上，仍然需要应用纵深防御概念，但如前所述，《核动力厂设计安全规定》的安全概念和安全要求主要来自于大型核电厂，特别是大型轻水堆核电厂的安全实践，其防御层次和实体屏障划分可能不完全适用于小型核动力堆。针对小型核动力堆的技术特点和安全特性，必须全面理解纵深防御概念，合理配置防止裂变产物释放的多道屏障，合理划分纵深防御层次，构建事故预防和事故管理的安全策略，以保证达到为其所设定的安全目标。例如对高温气冷堆，实体屏障应把保证具有充分安全裕度的包覆颗粒燃料元件的包容能力作为重点;而针对熔盐堆，可把具有良好放射性物质包容能力的熔盐视为一道“功能性”屏障。
总体而言，小型核动力堆应通过应用纵深防御，实现“在不依赖场外干预措施的情况下，对公众的保护水平与大型核电厂采取场外干预措施所能达到的公众保护水平相当或更高”。
(二)实际消除概念在小型核动力堆的应用
《核动力厂设计安全规定》要求“可能导致早期放射性释放或者大量放射性释放的事件序列被实际消除”，《核动力厂设计安全规定》对“大量放射性释放”的解释是：“需要厂外防护行动，但是这些行动受到时间长度和使用区域的限制，从而不足以保护人员和环境而导致的放射性释放”。
对于小型核动力堆，为了技术上实现简化场外应急准备以“贴近用户”，大量放射性释放被定义为导致非居住区边界外公众个人在事故的整个持续时间内可能受到的有效剂量超过50毫希沃特的放射性释放。
《核动力厂设计安全规定》对“实际消除”的解释是：“如果该工况实质上不可能发生或高置信度极不可能发生，则认为该工况被实际消除”。
对于小型核动力堆，应充分利用固有安全特性和可靠的设计措施，确保可能导致大量放射性释放的事件或事件序列被实际消除，为简化场外应急提供条件。
“可靠的设计措施”是一个相对概念，应基于风险对其进行考察。本技术意见推荐的“实际消除”的辅助判断值是：如果该事件或事件序列在95%置信度下发生频率低于10-7/堆·年，则可认为该事件或事件序列被实际消除。
需要注意的是“实际消除”的概念主要针对内部事件所导致的事件或事件序列。而针对超设计基准的外部事件，则需通过安全评价，包括概率安全分析，证明其满足了安全目标，包括概率安全目标，因而具备了恰当的安全裕度。
(三)小型核动力堆的状态划分
《核动力厂设计安全规定》将采用水冷反应堆的陆上固定式核动力厂状态划分为正常运行、预计运行事件、设计基准事故和设计扩展工况。预计运行事件和设计基准事故的划分是依据假设始发事件发生的频率，而设计扩展工况则是在工程判断、确定论和概率论评价的基础上得出的。对设计基准事故，通常采用保守方法进行评价，而设计扩展工况可采用现实模型和最佳估算的方式进行评价。
考虑到现有的安全和工业标准和规范状况，为更好地处理设计和安全评价输入及验收准则问题，本技术意见推荐小型核动力堆的状态划分为正常运行、预计运行事件、稀有事故、极限事故和超设计基准事故。
其中，超设计基准事故是没有在设计基准事故中考虑的，比设计基准事故更严重的或包含多重故障的事故工况。对于小型轻水冷却核动力堆，其超设计基准事故可参照《核动力厂设计安全规定》对设计扩展工况的定义，可包括没有造成堆芯(燃料)明显损伤的工况(DEC-A)和堆芯(燃料)熔化的工况(DEC-B)。在DEC-A工况下，非居住区边界外公众个人在事故的整个持续时间内可能受到的有效剂量应小于10毫希沃特;在DEC-B工况下，非居住区边界外公众个人在事故的整个持续时间内可能受到的有效剂量应小于50毫希沃特。对于采用非轻水冷却的小型核动力堆，如熔盐堆等，因其安全特点与水冷反应堆明显不同，堆芯损伤的概念对有些堆型并不适用，故规定继续延用超设计基准事故的概念。应对超设计基准事故进行分析，选取典型的事故序列进行评价，并保证满足相应剂量目标。
(四)安全设计准则的制定
小型核动力堆在技术特点和安全特性上与大型轻水堆可能存在重大差异，所以需要在深入分析具体小型核动力堆技术特点和安全特性的基础上，尽早制定与安全有关的纲领性设计准则(以下简称安全设计准则)。通过安全设计准则重点阐述反应堆的设计安全目标、总体设计原则以及与反应性控制、余热排出和放射性包容等重要安全功能有关的SSCs的设计准则和检验要求，说明体现堆型技术特点的纵深防御理念的应用策略和分配重点，确立SSCs安全分级与质量分组及标准选取的匹配原则。
安全设计准则应建立适应具体反应堆安全特点的总体原则要求，并用以指导建立具体的安全要求和设计要求。在安全分析报告中，安全设计准则应作为重要依据文件，各具体设计应满足安全设计准则的要求，并对满足情况给出明确说明。
四、未来展望
该技术意见的发布，标志着我国小型核动力堆监管从“一堆一策”的探索式监管，逐步向系统化、标准化监管转变。该技术意见将为我国小型核动力堆的安全有序发展提供重要的政策支撑，进一步提升核安全监管有效性。
小型核动力堆的安全要求在国际上仍然处于探索和发展阶段，所以本技术意见将在后续实践中对其技术合理性进行检验和修订，并为制定更高层次的监管法规文件不断积累经验。
立足新发展格局，国家核安全局将继续深入贯彻落实总体国家安全观和“理性、协调、并进”的核安全观，积极作为，以高水平核安全保障小型核动力堆高质量发展。
免责声明：本网转载自合作媒体、机构或其他网站的信息，登载此文出于传递更多信息之目的，并不意味着赞同其观点或证实其内容的真实性。本网所有信息仅供参考，不做交易和服务的根据。本网内容如有侵权或其它问题请及时告之，本网将及时修改或删除。凡以任何方式登录本网站或直接、间接使用本网站资料者，视为自愿接受本网站声明的约束。