美國小型模塊化反應堆應急準備要求的監(jiān)管啟示

關鍵詞：小型模塊化反應堆;應急準備;基于績效的方法;監(jiān)管

中圖分類號：TL75+ 2 文獻標志碼：A

小型模塊化反應堆（SMR，以下簡稱小堆），與傳統(tǒng)大型輕水堆（LWR，以下簡稱大堆）相比，其堆芯放射性存量小、安全性能高、應用靈活多元、更靠近用戶等優(yōu)勢，被視為未來核能應用，實現(xiàn)能源低碳轉型的“新賽道”。與此同時，小堆的快速發(fā)展給核安全監(jiān)管帶來了新挑戰(zhàn)，因其具備簡化場外應急的設計特性，更是備受各方關注。2023 年12 月，美國核管理委員會（NRC）在聯(lián)邦法規(guī)中新增“小型模塊化反應堆、非輕水堆和非電力生產或利用設施的應急準備（ EP ）” 要求（ 10 CFR50. 160）[1] ， 提出了小堆基于績效（ performancebased）的應急準備框架，改變了針對大堆應急準備所采用的“確定論” 監(jiān)管方法。目前，我國小堆應急管理相關的法規(guī)及政策性指導文件主要有2016 年國家核安全局發(fā)布的《小型壓水堆核動力廠安全審評原則（試行）》（以下簡稱審評原則）[2]和2017 年10 月國防科工局以國家核事故應急辦公室名義印發(fā)的《陸上小型壓水堆核應急工作指導意見（試行）》（以下簡稱指導意見）[3] 。小堆具有單堆功率低、堆芯中放射性積存量低、非能動安全設計等固有安全特征，使得大堆所采用的“確定論”式的應急監(jiān)管不再適宜，機械套用會帶來較高的應急成本，且極大地降低其經濟性，從而制約小堆發(fā)展的應用前景。近年來，我國小堆技術研發(fā)成果豐碩，為高質量推進小堆產業(yè)快速發(fā)展，從代價利益分析角度，結合小堆的安全特性和國際發(fā)展實踐，提出不同于大堆的應急監(jiān)管要求和政策框架，十分必要。

需要特別指出的是，我國對小型模塊化核動力廠的定義為單堆堆芯熱功率不大于300 MW，采用模塊化設計，充分利用固有安全特性的水冷反應堆核動力廠。這與國際原子能機構（IAEA）、美國核管理委員會（NRC）等國際機構所指的小型模塊化反應堆，單堆電功率在300 MWe 以下或熱功率1 000 MWt 以下有所差異。。

1美國小堆應急準備要求

近三十年來，小堆和其他先進反應堆的監(jiān)管一直是NRC 和核能行業(yè)討論的熱點話題，NRC 與核能設計和運行等利益相關者合作，開展了基于績效的應急準備框架的研究。最終，NRC 在聯(lián)邦法規(guī)中新增了《小型模塊化反應堆、非輕水堆和非電力生產或利用設施的應急準備》要求（10 CFR50. 160）。同時，NRC 發(fā)布了管理導則《基于績效的小型模塊化反應堆、非輕水反應堆和非電力生產或利用設施的應急準備》（ RG 1. 242—2023，Revision 0）[4] 。對小堆的應急準備，提出了一種基于績效、技術包容、風險指引和以后果為導向的方法。許可證申請者和持有者（以下簡稱申請者）可以選擇制定基于績效的應急準備計劃，以替代10CFR 50 中已有的應急準備計劃要求。但最終規(guī)則的范圍不適用于大堆（熱功率超過1000MWt的反應堆）、燃料循環(huán)設施或目前正在運行的非動力堆。

1. 110 CFR 50.160主要內容

10 CFR 50.160為小堆和其他新技術（ONT）提供了一種可替代的應急準備要求，這是一種考慮特定設施風險特征的監(jiān)管框架，所要求的應急準備能力與其放射性風險相匹配。

新的應急準備要求具備以下特點[5] ：

（1） 合理保證小堆或ONT 持證者能夠并且將會實施充分的防護措施;

（2） 提升監(jiān)管的穩(wěn)定性、可預測性和清晰度;

（3） 減少對應急準備要求申請豁免的需求;

（4） 接受設計特點中蘊含的設計改進和技術進步;

（5） 信任革新系統(tǒng)和非能動系統(tǒng)的安全性增強;

（6） 信任與假想事故相關的潛在優(yōu)勢，包括事故工況下瞬態(tài)變化相對較慢以及裂變產物釋放量相對較少、釋放較緩慢等。

其主要內容包括：

（1）采用一種新的、替代的、基于績效的應急準備框架。申請者通過實施績效目標計劃以及進行應急和事故工況的演習和演練，驗證能進行有效響應，來滿足基于績效的應急準備框架。

（2）要求進行危險分析。對任一相鄰或附近設施，如工業(yè)、軍事和運輸設施，進行危險分析，并將可能對應急計劃的實施產生不利影響的任何可信危險納入申請者的應急準備計劃。

（3）確定煙羽應急計劃區(qū)范圍時采用一種距離可變的（scalable）方法。

（4）要求在應急計劃中描述食入響應計劃，包括采取措施防止受污染的食物和水進入食入途徑的場外能力和資源。

1. 2與大堆的應急準備要求的差異

NRC認為之前的應急要求偏重于大堆，而針對小堆應急準備的10 CFR 50.160采用了一種基于績效的監(jiān)管框架，為申請者提供了滿足要求所需的信息或方法方面的靈活性。

10 CFR 50. 160改變了美國之前針對大堆應急準備所采用的“確定論”的監(jiān)管方法，與大堆相比，其差異體現(xiàn)在以下幾個方面：

（1）基于績效的方法更注重實際的能力，具有更多的靈活性

NRC針對大堆的應急準備監(jiān)管框架采用“確定論”的方法，強調對應急計劃和設施的控制要求，廠址特定的應急計劃必須按照16 個方面的計劃指標來制定和保持[6] 。

基于績效的方法將應急準備的充分性建立在對應急響應功能的確認以及申請者能成功執(zhí)行這些功能的基礎上。采用基于績效的監(jiān)管方法（管理、檢查和執(zhí)行），可以簡化應急準備的要求，將檢查的重點放在關鍵響應功能上，而不是放在計劃的保持和合規(guī)性上。因此，基于績效的應急準備監(jiān)管方法可以實現(xiàn)更高水平的準備，為小堆在應急狀態(tài)下能夠采取防護措施提供了合理的保證，增強了NRC 對申請者實際應急能力的監(jiān)管。

NRC 預計現(xiàn)有和未來的小堆的設計將更先進、更多樣化，設計上的進步可以加強這些設施的應急準備。另一方面，應急準備本身也在通過技術革新不斷改進， 比如美國聯(lián)邦應急管理署（FEMA）的綜合公共警報和預警系統(tǒng)等。正是因為應急準備技術和小堆設計技術的進步，才使得基于績效的方法可以允許更大的管理方面的靈活性。

申請者通過實施績效目標計劃以及進行演習和演練，以驗證他們滿足基于績效的應急準備框架?？冃繕艘蛟O計而異，申請者可以靈活地確定績效指標，說明打算如何實施以保持其應急計劃的有效性。

（2）應急計劃區(qū)的確定

美國聯(lián)邦法規(guī)CFR 50.47（c）[6] 和CFR 50.33（g）[7] 給出了對核電廠應急計劃區(qū)（EPZ）的要求，通常核反應堆煙羽EPZ 約為10 英里（16 km）半徑區(qū)域，食入EPZ 約為50 英里（80 km） 半徑區(qū)域。對于氣冷反應堆和熱功率低于250 MWt 的反應堆，EPZ 大小可根據(jù)具體情況確定（case-by-case）。如針對圣弗里恩堡（ Fort St. Vrain） 高溫氣冷堆（（842 MWt）、大巖點（Big Rock Point）沸水堆（240MWt）、拉克羅斯（La Crosse）沸水堆（（165 MWt），美國NRC 曾批準其煙羽EPZ 半徑減少到5 英里（8 km）[8] 。

10 CFR 50.160中應急計劃區(qū)的確定是與大堆差異較大的地方，充分體現(xiàn)出“確定論”和“基于績效的方法”技術路線的差異，主要體現(xiàn)在以下幾方面：

（a）聯(lián)邦法規(guī)對大堆規(guī)定了煙羽應急計劃區(qū)約16 km 半徑，食入應急計劃區(qū)約80 km 半徑。小堆在應急計劃區(qū)的確定方面，雖然延續(xù)了以結果為導向的方法來建立應急準備要求，但采用基于績效的方法，不同的小堆可根據(jù)事故源項、裂變產物釋放和相關劑量特性等因素確定一個距離可變的煙羽應急計劃區(qū)范圍。

（b）對煙羽應急計劃區(qū)的確定，RG 1. 242[4]附錄A 提出了一套可接受的方法：按照NRC 技術文件《支持輕水堆核動力廠的州和當?shù)卣椛鋺表憫媱澋闹贫ㄒ罁?jù)》（NUREG-0396）[9] 建立的評估方法，在考慮事故可能性、源項大小、事故序列時間，以及氣象條件等因素后，事故釋放的放射性物質在96 h 內所致公眾的總有效劑量當量預期超過10 mSv 的區(qū)域。這意味著有可能將小堆的應急計劃區(qū)限制在場區(qū)邊界內，可以在距離電廠輸出用戶更近的地方建廠，并且能大大降低電廠業(yè)主的應急計劃成本，而不再局限于大堆通用的EPZ 半徑。

（c）對小堆，NRC 不再要求設置食入應急計劃區(qū)。因為與過去相比，目前擁有了足夠的資源，而且人們對識別和清除食物鏈中輻射污染物的過程和時間有了更好的了解。但NRC 仍提出了食入應急計劃的要求，重點是確定攝入受污染食品和水的主要場內和場外的照射途徑，這樣可以在沒有預先確定食入應急計劃區(qū)的情況下，也能夠迅速采取措施防止受污染食品和水的攝入。

（d）NRC 提出，采取防護措施的能力并不完全取決于所建立的應急計劃區(qū)。應急計劃區(qū)是一種計劃工具，用于確保在事故條件情況下能夠采取預先確定的、及時的防護措施。然而，對小堆來說，即使沒有煙羽應急計劃區(qū)或者煙羽應急計劃區(qū)限制在場區(qū)邊界內，小堆的申請者仍然要維持評估、分級、通知和提出防護措施建議的能力。

（3）與場外應急組織的協(xié)調

NRC對大堆應急的審查分別包括場內、場外應急響應計劃。其評估結論基于兩部分：NRC 對申請者場內應急計劃充分性及應急計劃可合理實施的評估;NRC 對FEMA 的評估結論和FEMA對州和地方應急計劃充分性及可實施性進行審查。而對小堆，根據(jù)應急計劃區(qū)的劃定情況，監(jiān)管要求有所區(qū)別：

（a）對于應急計劃區(qū)延伸到場區(qū)邊界之外的申請者，NRC 的評估結論基于對FEMA 的評估結論和決定的審查，NRC 要與FEMA 進行協(xié)商，繼續(xù)確?；诳冃У囊蟮玫胶侠淼谋ＷC，如通過演習和演練加以驗證。而對于沒有煙羽應急計劃區(qū)或者煙羽應急計劃區(qū)建立在場區(qū)邊界的申請者，將不再需要FEMA 的評估結論和確定。NRC 將根據(jù)這些設施的場內應急計劃做出決定。但無論應急計劃區(qū)是否延伸到場區(qū)邊界之外，都要求申請者的應急計劃中包括與場外應急組織定期協(xié)調的內容。

（ b）對于煙羽應急計劃區(qū)延伸到場區(qū)邊界之外的設施，新法規(guī)給出了申請者在應急計劃中必須描述的關于場外應急計劃行動的內容。同時，申請人應提交全部或部分位于煙羽應急計劃區(qū)內的州、地方和部落政府部門的輻射應急響應計劃。

（c）對于沒有煙羽應急計劃區(qū)或者煙羽應急計劃區(qū)建立在場區(qū)邊界的小堆的申請者，可以免于遵守CFR 50. 47[6] 中關于場外輻射應急響應計劃的要求。比如，不需要場外響應組織參與輻射演習和演練。NRC 認為，雖然不強制要求場外輻射應急計劃行動，但并不影響FEMA 對州和地方應急組織的總體應急管理和援助的權力，也不影響國家和地方政府建立和維持應急管理計劃的責任。根據(jù)NRC 在美國國家響應框架中的定位，NRC 仍準備向FEMA 和州、地方和部落政府提供與小堆安全和安保相關的技術建議，場外應急組織也將繼續(xù)采取行動保護公眾的健康和安全。因此，對此類設施，可合理保證在發(fā)生輻射緊急情況下能夠采取適當?shù)捻憫袆?，而不需要場外輻射應急響應計劃以及FEMA 關于場外計劃充分性和可實施性的評估結論。

（4）演習和演練演習和演練

用來驗證申請者能夠實施應急計劃，對應急情況和事故工況做出有效的響應。大堆申請者應每兩年進行一次場內應急計劃的演習，每個廠址的場外計劃也要求每兩年演習一次，同時，以八年為一個演習周期，這個周期內申請者應采用不同的演習情景，以驗證應急響應組織成員對特定情景要素進行響應所需的關鍵技能的熟練程度[10] 。小堆也要求使用演習和演練來驗證和維持申請者的應急響應能力。與大堆不同，10CFR 50. 160 沒有規(guī)定演習和演練的頻率或情景。但要求申請者采用的演習頻率應能提供足夠的時間，讓應急響應組織成員有充分的機會驗證其應急響應能力，并在應急計劃中描述演習情景要素。

（5）相鄰或鄰近設施的危險分析

考慮到小堆的用途特征，小堆可能與大堆、其他類型的反應堆、工業(yè)、軍事或運輸設施等相距較近或位于同一廠址。相對于獨立選址的設施，這些設施的存在需要額外的應急準備的考慮。盡管NRC 的規(guī)定不適用于非核設施的許可證發(fā)放、操作或監(jiān)督，但這些設施的危險也必須納入核設施的應急準備計劃，以確保公眾健康和安全。

2對我國小堆應急準備要求的監(jiān)管啟示

2. 1應急可行性分析

研究及實踐表明，目前大堆應急可行性分析中與廠址相關的要素對小堆同樣是適用的。如該地區(qū)的人口密度和分布;現(xiàn)場與人口中心的距離;特殊的地理特征;可能涉及潛在危險活動的工業(yè)設施等。要對這些要素進行分析評價，但詳細程度可能要根據(jù)小堆的技術和環(huán)境條件進行分級。

2. 2應急防護行動

小堆在應急可行性分析中要考慮撤離、隱蔽以及其他如食品禁令和服碘等應急措施的實施，但可根據(jù)小堆的技術特征、安全分析的結果和廠址條件進行分級考慮。

小堆安全水平的提高為實現(xiàn)場外應急的簡化提供了可能，但如何簡化乃至取消場外應急準備要求，應根據(jù)小堆的技術特征和安全分析的結果“一事一議”，不建議簡單的“一刀切”的方式進行處理。

此外，還需要關注到小堆與大堆的應急防護行動實施的差異性，應預先加以識別，并預先做好應急準備。

2. 3應急計劃區(qū)

我國大堆的應急計劃區(qū)是根據(jù)設計基準事故、二級PSA 源項，采用NUREG-0396[9] 的方法進行測算。而最終劃定的應急計劃區(qū)范圍，與美國大堆的“確定論”類似，一般采用國標[11] 的推薦值（煙羽應急計劃區(qū)范圍內區(qū)5 km，外區(qū)10 km，食入應急計劃區(qū)50 km）來劃定，更多體現(xiàn)的是管理要求，而不是完全根據(jù)測算結果來劃定。

針對小堆，審評原則中要求小型堆對于所有設計基準事故和超設計基準事故的重要事件序列，場外個人可能受到的有效劑量和甲狀腺當量劑量分別低于隱蔽（10 mSv） 和碘防護的干預水平，在技術上應為實施場外應急簡化甚至取消場外應急創(chuàng)造條件。指導意見提出“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”。針對上述規(guī)定，目前小堆的測算結果均能滿足場區(qū)邊界劑量結果不超過10 mSv，但仍然采用3 km 的應急計劃區(qū)半徑。這種“一刀切”的處理方式會帶來較高的應急成本，且極大地降低其經濟性，從而制約小堆發(fā)展的應用前景。

考慮到小堆的多樣性及其應用特征，建議采用“基于績效的方法”來確定，即采用后果導向的方法確定一個距離可變的應急計劃區(qū)范圍，而非直接采用指導意見中3 km 的應急計劃區(qū)或審評原則中場區(qū)邊界劑量結果不允許超過10 mSv。一般地，滿足場區(qū)邊界劑量結果不超過10 mSv 的小堆，場區(qū)邊界可視為其應急計劃區(qū)邊界，而放射性后果超出邊界的建議根據(jù)具體的測算結果來確定小堆應急計劃區(qū)的大小。如果小堆與大堆同一廠址，則該廠址的應急計劃區(qū)應是大堆和小堆各自應急計劃區(qū)的包絡。具體考慮如下：

（1）小堆的場外應急

考慮到小堆屬于新技術，周圍人口密度可能較大，即使經過技術評估，應急計劃區(qū)不會超過場區(qū)邊界，營運單位也必須建立并保持與場外應急組織的有效溝通，營運單位應能估算可能的放射性釋放量，并向場外核應急組織提供相應的實施公眾防護措施的建議，以便一旦出現(xiàn)應急情況能夠及時響應。同時考慮到公眾的可接受性，即使營運單位沒有場外應急狀態(tài)，建議地方政府仍考慮編制與小堆潛在風險相適應的場外應急預案，保證場外應急組織具備有效和充分的應急響應能力，但可適當簡化， 如不再要求應急演習的頻次等。

對于存在場外應急狀態(tài)、應急計劃區(qū)超過場區(qū)邊界的小堆，地方政府應編制專門的場外應急預案，具體可參照大堆的管理要求。

此外，采用基于績效的應急準備，可不再要求設置食入應急計劃區(qū)。但在地方政府的場外應急預案中，應包含食入應急計劃的內容，重點是確定攝入受污染食品和水的主要照射途徑，這樣可以在沒有預先確定計劃區(qū)的情況下，也能夠迅速采取措施防止受污染食品和水的攝入。

（2）源項

小堆在確定研究堆應急計劃區(qū)時，既要考慮設計基準事故，也應考慮超設計基準事故，以使在確定的應急計劃區(qū)所進行的應急準備能應對嚴重程度不同的潛在事故后果。

（3）測算方法

對小堆的測算方法， 可采用大堆常用的NUREG-0396[9] 劑量-距離的方法。此外，由單純的基于后果（劑量） 轉向基于風險（劑量和概率）的風險指引法，通過研究給定距離超過指定劑量的概率（對應于NUREG-0396[9] 中超過指定劑量條件概率與堆芯熔化事故譜發(fā)生概率的乘積） 對應急計劃區(qū)進行劃分，也是一種小堆應急計劃區(qū)測算的技術路線。

（4）多模塊布置

目前對小堆的考慮是以單個模塊失效為前提的，還需關注小堆多模塊和多堆布置對應急計劃所帶來的影響。比如，對小堆應急計劃區(qū)的確定仍是按照單獨一個反應堆（單一模塊） 來測算的，但如果廠址內多個模塊集中布置，其放射性物質積存量也許并不低于大堆，如何統(tǒng)籌考慮應急計劃區(qū)的大小，需要對不同情景做細致分析。目前階段，由于對多模塊的共模失效等問題尚在研究階段，基于現(xiàn)行監(jiān)管實踐，從保守角度考慮，如果同一廠址內多個模塊堆的功率水平之和達到大堆的水平，建議應急計劃區(qū)的確定仍參照大堆執(zhí)行。

3建議

為適應我國小堆技術的發(fā)展需要，建議對我國核應急準備的成功經驗和存在的不足之處進行系統(tǒng)性的研究分析，并在此基礎上借鑒美國10CFR 50. 160，轉變監(jiān)管理念，建立基于績效、技術包容、風險指引型的監(jiān)管要求，提出適合我國國情的小堆應急準備要求：

（1）深入研究基于績效的應急準備要求針對我國小堆和其他新技術設施的適用性，一方面不能簡單套用大堆的相關要求，所要求的應急準備能力要與設施輻射風險相匹配;另一方面要確保設施應急響應能力的充分性和可實施性。

（2）現(xiàn)已試行發(fā)布的《審評原則》和《指導意見》針對小堆采用確定論的技術路線，技術包容性不足，應結合執(zhí)行情況反饋，以及小堆新技術的發(fā)展，適時對文件進行修訂。

（3）建議結合我國小堆和其他新技術設施的事故分析成果，對應急計劃區(qū)測算的技術細節(jié)，如可接受的事故后果譜、超出限值的概率水平等方面開展研究，給出相應的技術接受準則。