王夢溪，周 迪，劉新建

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

核電廠概率安全目標發(fā)展概述

王夢溪*，周 迪，劉新建

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

定量的概率安全目標作為衡量技術安全目標是否被滿足的重要指標，反映了各種假想事故情況下核電廠的可接受水平。目前，我國用于核電廠的風險衡量指標主要是堆芯損壞頻率和大量釋放頻率，還沒有針對三級概率安全分析的風險可接受性準則。本文梳理了國內(nèi)外核電廠概率安全目標的發(fā)展動態(tài)，推薦了我國核電廠風險可接受水平的建議值，可為我國審管部門制定風險指引型管理導則提供參考，也可為全范圍三級概率安全分析的開展提供評價依據(jù)。

概率安全目標；堆芯損壞頻率；大量釋放頻率；風險可接受水平；三級概率安全分析

概率安全分析 （Probabilistic Safety Analysis，簡稱PSA）是以概率論為基礎的風險量化評價方法。與傳統(tǒng)的確定論安全分析方法相比，概率安全分析方法可較現(xiàn)實地反映核電廠的實際狀況，其分析對象不僅僅局限于設計基準工況，而是盡可能地考慮更廣泛的事故譜，并對這些事件的進程進行全面分析，在此基礎上對風險進行量化［1］。

目前國際上把概率安全分析分成3級：

一級概率安全分析——確定堆芯損壞頻率（Core Damage Frequency，簡稱CDF）的核電廠故障分析。

二級概率安全分析——結(jié)合一級概率安全分析，確定安全殼向環(huán)境的放射性釋放頻率和釋放量的安全殼響應分析。

三級概率安全分析——結(jié)合二級概率安全分析，估計公眾風險的廠外后果。

在我國，在總的核安全目標框架下，技術安全目標提出，對于在設計該核動力廠時考慮過的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保證任何放射性后果盡可能小且低于規(guī)定限值，并保證有嚴重放射性后果的事故發(fā)生的概率極低［2］。

定量的概率安全目標作為衡量技術安全目標是否被滿足的重要指標，反映了在各種假想事故情況下核電廠的可接受水平。如何在確定論和概率論方法之間尋找恰當?shù)钠胶恻c，這涉及到最根本的問題 “多安全才足夠安全”（how safe is safe enough），以及如何論證這個可接受水平的適應性，即有必要研究核電廠概率安全目標的確定及其適應性。

目前，我國用于核電廠的風險衡量指標主要是堆芯損壞頻率和大量釋放頻率，還沒有針對三級PSA的風險可接受性準則。本文通過梳理各國概率安全目標的定義及應用，推薦了我國核電廠風險可接受水平的建議值，可為我國審管部門制定風險指引型管理導則提供參考，也可為全范圍三級概率安全分析的開展提供評價依據(jù)。

1　國際上概率安全目標研究現(xiàn)狀

經(jīng)合組織核能原子能委員會風險管理工作組（WorkingGrouponRiskAssessment，簡 稱WGRISK）于2002年7月發(fā)表了報告書 《核能機構成員國概率安全分析技術的應用》［3］，2005年又對報告書進行了升版。該報告書可為概率安全分析專家進行風險管理和決策提供參考。自2006年起，風險管理工作組調(diào)研了概率安全分析安全準則，并在調(diào)研的基礎上，對概率安全目標的定義、應用及解讀給出了通用建議。

2006年，Nordic組織 （包括瑞典、芬蘭等）開展了 “安全目標的驗證”項目，旨在對核電廠的概率安全目標進行解讀，包括與安全目標相關的重要定義、在各成員國核電廠的應用以及各級概率安全分析評價準則等［4］。國際上其他組織，如國際原子能機構 （IAEA）、西歐核能監(jiān)管協(xié)會（WENRA）等也對安全目標的解讀進行了詳細研究。

調(diào)研表明，各國審管部門制定的概率安全目標不盡相同。有的國家用可替代準則或?qū)С霭踩繕舜娓呒墑e的定性目標和定量目標，這些可替代準則能保證高級別目標的滿足 （如美國）；有的國家對在役核電廠和新建核電廠分別確立了準則，通常新建核電廠的安全目標比在役核電廠低一個量級；有的國家沒有對新建核電廠設定概率安全目標，但通常要求其風險水平與在役核電廠相當或者更低。

對于定量概率安全目標的框架，大多數(shù)國家設定了風險限值并作為 “安全目標”，低于該風險限值則不需要采取防護行動。在英國，風險管理框架定義了3個層次：不可接受的高級別風險、可廣泛接受的極低級別風險和中間級別風險。中間級別風險即須繼續(xù)降低風險以滿足 “最低合理可行”（As Low As Reasonable Practical，ALARP）原則；并針對各層次風險分別定義了兩個定量指標：基本安全水平 （Basic Safety Level，簡稱 BSL）和基本安全目標 （Basic Safety Objective，簡稱BSO），高于基本安全水平認為風險不可接受，而低于基本安全目標認為風險可以接受。

2　概率安全目標的定義

從技術層面講，目前國際上 （定量）概率安全目標的定義包含以下幾方面：

①堆芯損壞頻率準則；

②釋放頻率準則：大量放射性釋放頻率（Large Release Frequency，簡稱LRF），早期大量放射性釋放頻率 （Large Early Release Frequency，簡稱LERF），安全殼條件失效概率等；

③風險可接受性準則：早期個人死亡風險；晚期癌癥集體死亡風險；頻率后果曲線 （針對不同的劑量后果設定不同的放射性釋放頻率限值）。

2.1堆芯損壞頻率準則

作為衡量一級PSA的重要指標，國際上，對不同的反應堆堆型，其堆芯損壞頻率定義不同。例如，加拿大CANDU堆型的堆芯損壞指不止一個燃料通道喪失結(jié)構完整性；美國輕水堆應急堆芯冷卻系統(tǒng)的可接受性準則為局部燃料溫度超過1 204℃ （10 CFR 50.46第1b節(jié)）；其他國家對堆芯損壞的定義更為寬泛，如長期堆芯裸露、長期喪失冷卻等。

目前國際上堆芯損壞頻率目標 （限值）范圍一般在10-5～10-4/堆·年，詳見表1［3］和圖1［4］。有的國家或組織對新建核電廠和在役核電廠分別確立了堆芯損壞頻率準則。通常新建核電廠的堆芯損壞頻率目標比在役核電廠低一個量級，如國際原子能機構、韓國、斯洛伐克、加拿大核安全委員會 （CNSC）；有的國家或組織沒有針對新建核電廠制定堆芯損壞頻率準則，但通常要求其風險水平與在役核電廠相當或比其更低，如美國；少數(shù)國家或組織采用堆芯損壞頻率限值，如芬蘭、法國、瑞士對新建核電廠的堆芯損壞頻率限值為10-5/堆·年，加拿大安大略電力集團 （OPG）對在役核電廠的堆芯損壞頻率限值為10-4/年。

表1　堆芯損壞頻率準則匯總Table1 Summary of numerical criteria defined for core damage frequency

圖1　國際上堆芯損壞頻率準則Fig.1 Numerical criteria defined for core damage frequency

我國核安全導則HAD 102/17《核動力廠安全評價與驗證》［5］明確規(guī)定，堆芯損壞頻率的目標是：對已有的核動力廠10-4/堆·年；對新的核動力廠10-5/堆·年。《核安全與放射性污染防治 “十二五”規(guī)劃及2020年遠景目標》［6］再一次強調(diào)了新建核電廠發(fā)生嚴重堆芯損壞事件的概率需低于10-5/堆·年。由此可見，我國對新建核電廠和在役核電廠堆芯損壞頻率的目標與其他國家或組織的堆芯損壞頻率準則相當，甚至更為嚴格。

2.2釋放頻率準則

與堆芯損壞頻率準則相比，釋放頻率準則的頻率范圍更寬。作為衡量二級概率安全分析的重要指標，目前國際上對 “不可接受的放射性釋放”定義不同?！安豢山邮艿姆派湫葬尫拧卑芏嘀匾獏?shù)，如源項的釋放時間、釋放量、核素組成、釋放點高度等。

國際原子能機構在SSR-2/1［7］中強調(diào)，“必須實際消除可能導致高輻射劑量或高放射性釋放量的電廠系列事件，發(fā)生頻率高的電廠系列事件不得存在潛在的放射性后果或只能存在輕微的放射性后果?！睘楸苊鈱SR-2/1中若干概念的不同解讀，國際原子能機構隨后發(fā)表的技術文件［8］明確了 “實際消除”［9］的定義，“如果某些工況在物理上不可能發(fā)生，或者采取嚴格分析和確定性方法后認為高置信度不可能發(fā)生，則認為這些工況被實際消除”。該技術文件指出，對于在縱深防御中采取了最新技術方案的設計，對內(nèi)部始發(fā)事件，預計可能實現(xiàn)大量或早期放射性釋放頻率低于10-6/堆·年。

國際上對放射性釋放量化指標的定義有以下幾種方式：特定核素的活度 （如100 TBq137Cs）、堆芯特定核素的份額 （如1 800 MWt沸水堆137Cs堆芯積存量的1%）、不可接受的放射性后果、安全殼失效 （如安全殼條件失效概率不大于0.1）。

表2［3］和圖2［4］總結(jié)了國際上采用的 “大量釋放”量化指標值，雖然不同國家對 “大量釋放”的定義不同，但大量釋放頻率目標 （限值）的范圍均在10-7～10-5/堆·年。相比堆芯損壞頻率目標 （限值），大量釋放頻率目標 （限值）的頻率范圍更寬。同樣地，國際原子能機構、美國、韓國、斯洛伐克、加拿大CNSC對新建核電廠的大量釋放頻率目標比在役核電廠低一個量級；有的國家或組織僅制定了在役核電廠的大量釋放頻率目標，如芬蘭、日本、捷克 （10-5/堆·年），歐洲核電用戶組織 （European utility requirement，簡稱EUR）、瑞典 （10-6/堆·年），俄羅斯（10-7/堆·年）；少數(shù)國家或組織采用大量釋放頻率限值，如加拿大OPG對在役核電廠的限值為10-5/堆·年，芬蘭輻射與核能安全局 （STUK）對新建核電廠的限值為5×10-7/堆·年。

我國核安全導則HAD 102/17《核動力廠安全評價與驗證》［5］除了對堆芯損壞頻率作了明確規(guī)定，對于放射性物質(zhì)大量釋放頻率也作了相應規(guī)定：對已有的核動力廠10-5/堆·年；對新的核動力廠10-6/堆·年。同樣地，《核安全與放射性污染防治 “十二五”規(guī)劃及2020年遠景目標》［6］再一次強調(diào)，新建核電廠發(fā)生大量放射性物質(zhì)釋放事件的概率低于10-6/堆·年，對 “十三五”及以后新建核電機組提出了力爭實現(xiàn)從設計上實際消除大量放射性物質(zhì)釋放的可能性。對于安全殼系統(tǒng)設計，提出 “安全殼條件失效概率應不大于0.1”。由此可見，我國對新建核電廠和在役核電廠大量放射性物質(zhì)釋放頻率的目標與國際上大部分國家或組織水平相當［2，9］。

國家風險指標頻率（/年）備注

表2 （早期）大量釋放頻率準則匯總Table 2 Summary of numerical criteria defined for large（early）release frequency

圖2　國際上大量釋放頻率準則Fig.2 Numerical criteria defined for large release frequency

2.3風險可接受性準則

美國、韓國、加拿大和日本針對二級概率安全分析和三級概率安全分析均制定了相應準則，部分國家或組織 （如國際原子能機構、歐洲核電用戶組織、芬蘭、瑞典、俄羅斯、斯洛伐克）僅制定了二級概率安全分析準則，部分國家或組織（如英國、荷蘭）僅制定了三級概率安全分析準則。［4］

作為衡量三級概率安全分析的重要指標，健康風險分為急性死亡風險和晚期癌癥死亡風險，包括個人風險和社會風險兩個層面。三級概率安全分析健康風險可接受水平可通過與其他行業(yè)的風險進行比較來確定。Nordic組織在“安全目標的驗證”項目中指出，社會上一般事故的個人死亡風險約為10-4/年，若放射性釋放可接受的風險水平比其他行業(yè)小兩個量級，則放射性釋放的個人死亡風險可接受水平為10-6/年［4］。

表3［3］匯總了一些國家對公眾的個人死亡風險定量指標。下面詳細介紹美國和英國的風險可接受性準則，并對我國核電廠風險可接受水平提出建議。

2.3.1美國的風險可接受性準則

美國三哩島事故后，1986年美國核管會（NRC）提出了兩個 “千分之一”作為定量度量風險的準則。

表3　公眾個人死亡風險定量指標Table 3 Numerical criteria defined for individual risk

（1）核電廠附近平均個人因反應堆事故造成即時死亡的風險不應超過美國公眾成員通常因其他事故造成 “即時死亡風險之和”的0.1%。在安全目標政策聲明 （51 FR 30028）［10］中，“附近”定義為距核電廠廠址邊界1英里 （1.6 km）的范圍。“即時死亡風險之和”定義為核電廠附近的居民平均個人因正常的日?；顒佣艿降募磿r死亡風險，這些風險之和是諸如駕駛、日?；顒雍吐殬I(yè)活動等所導致死亡的風險之和。

（2）核電廠附近公眾群體因核電廠運行可能導致的癌癥死亡風險不應超過所有其他原因?qū)е碌陌┌Y死亡風險的0.1%。 “附近”定義為距核電廠10英里 （16 km）的范圍。

由美國疾病控制預防中心的統(tǒng)計數(shù)據(jù)整理得到美國公眾因正常的日常活動而受到的即時死亡風險。為滿足兩個 “千分之一”準則，美國核電廠嚴重事故所致公眾早期個人死亡風險和晚期癌癥集體死亡風險應分別小于 4×10-7/年和2×10-6/年。值得注意的是，該風險閾值針對全事故譜情形。

作為兩個 “千分之一”的補充，2007年美國核管會在NUREG-1860報告［11］中將單一事故類的頻率后果曲線作為風險可接受性準則，為各工況設置了劑量限值和頻率限值，用于判定核電廠的設計是否可以接受。

在NUREG-1860中，依據(jù)相關法規(guī)標準規(guī)定的劑量限值，并結(jié)合工程經(jīng)驗判斷不同劑量限值相應的事故釋放頻率，給出了頻率～劑量后果曲線 （F-C曲線）。表4給出了不同的劑量范圍對應的釋放頻率限值。該F-C曲線與國際輻射防護委員會 （ICRP）第64號報告的要求相一致，劑量后果與對應的釋放頻率成反比，即釋放頻率高的事故對應的劑量后果必須足夠小，而劑量后果很大的事故對應的釋放頻率應該足夠低。該曲線下方區(qū)域為風險可接受區(qū)域，而曲線上方區(qū)域為不可接受區(qū)域。

表4 NUREG-1860頻率-后果曲線Table 4 Frequency-Consequence curve of NUREG-1860

2.3.2英國的風險可接受性準則

英國健康和安全委員會 （HSE）出版物 《核電站的風險容忍度》［12］和 《減少風險，保護公眾》［13］統(tǒng)計了其他行業(yè)的風險數(shù)據(jù)，提出核設施風險評價的要求，并在2006年最新版 《安全評價原則》［14］中明確了9個數(shù)值目標，分別給出了核電廠各種工況下的劑量目標和頻率目標，并針對個人風險和社會風險分別給出了定性目標和定量目標。其中，目標7提出了廠內(nèi)所有核設施的事故對廠外人員造成的個人死亡風險閾值，基本安全水平為1×10-4/年，基本安全目標為1×10-6/年；目標8給出了單個核設施所有事故的頻率～劑量后果曲線 （見表5）。

表5　英國的頻率-后果曲線Table 5 Frequency-Consequence curve of UK

2.3.3對我國核電廠風險可接受水平的建議

由以上分析可見，我們并不是追求核電廠的零風險，而是將核電廠嚴重事故風險控制在一個按照社會總風險水平確定的合理可行盡量低 （As Low As Reasonably Achievable，簡稱ALARA）的水平。

目前我國還沒有針對三級概率安全分析的概率安全目標。參考美國和英國的風險可接受性準則，對我國核電廠風險可接受水平，筆者給出了建議值，以供審管部門今后制定我國核電廠的風險可接受性準則參考。

風險水平建議值的提出亦考慮以下情況：①目前世界上在役核電機組約有400多座，加上中國及其他國家擬建機組，保守估計，核電機組不久將達1 000多座；②考慮公眾能夠客觀理性地討論核事故影響的時限為100年，即1代人；③選擇判斷工程上常用的工程措施是否有效的準則為95%可信度，即保守假設公眾能夠接受1 000座核電機組在100年內(nèi)不發(fā)生一次大量放射性釋放的可信度為95%。

由此可估計公眾可接受的一次大量放射性釋放頻率，進而估計公眾可接受的早期個人死亡風險。

從量級的估計上看，公眾可接受的一次大量放射性釋放頻率為：

該釋放頻率比我國新建核電廠的大量釋放頻率準則 （10-6/堆·年）更嚴格。若選用上述5×10-7/堆·年作為公眾可接受的一次大量釋放的頻率限值，假定事故后個人受到的劑量為0.3 Sv，由ICRP60給出的 “標稱致死概率系數(shù)”（0.05/Sv）［15，16］可以得到核電廠一次大量放射性釋放所致公眾早期個人死亡風險為：

（5×10-7）（5×10-2）（≈0.3）

≈7.5×10-9≈1.0×10-8

綜上，筆者推薦我國核電廠采用10-8/年作為公眾可接受的風險水平。

3　結(jié)論

本文主要結(jié)論如下。

（1）作為衡量一級概率安全分析的重要指標，目前國際上堆芯損壞頻率目標 （限值）范圍一般在10-5～10-4/堆·年，我國對新建核電廠和在役核電廠堆芯損壞頻率的目標與國際上其他國家或組織的堆芯損壞頻率準則相當，甚至更嚴格；

（2）與堆芯損壞頻率準則相比，釋放頻率準則的頻率范圍更寬。作為衡量二級概率安全分析的重要指標，目前國際上大量釋放頻率目標 （限值）的范圍均在10-7～10-5/堆·年，我國對新建核電廠和在役核電廠大量放射性物質(zhì)釋放頻率的目標與國際上大部分國家或組織水平相當；

（3）美國核管會提出的兩個 “千分之一”準則要求核電廠嚴重事故所致公眾早期個人死亡風險應小于4×10-7/年；英國健康和安全委員會提出的 《安全評價原則》要求廠外人員的個人死亡風險基本安全目標為1×10-6/年。筆者給出的初步推薦值 （1×10-8/年）與美國、英國的風險可接受水平相當甚至更嚴格，可作為堆芯損壞頻率準則和釋放頻率準則的補充，從三級概率安全分析早期個人死亡風險的角度評估事故后放射性后果的可接受性。

目前我國用于核電廠的風險衡量指標主要是堆芯損壞頻率和大量釋放頻率，還沒有針對三級概率安全分析的風險可接受性準則。本文梳理了國內(nèi)外核電廠概率安全目標的發(fā)展動態(tài)，初步推薦采用10-8/年作為對我國核電廠風險可接受水平的建議，可為我國審管部門制定風險指引型管理導則提供參考，也可為全范圍三級概率安全分析的開展提供評價依據(jù)。

［1］岳會國，李冰，袁之倫，等.核事故應急準備與響應手冊［M］.中國環(huán)境科學出版社，2012.

［2］湯搏.關于核電廠安全目標的確定問題 ［J］.核安全，2007（2）：8-11.

［3］Nuclear Energy Agency Committee on the Safety of Nuclear Installations WGRISK.Use and development of probabilistic safety assessment［R］.November，2007.

［4］Holmberg J-E，Knochenhauer M.Probabilistic Safety Goals for-Nuclear Power Plants；Phases 2-4/Final Report；SSM ResearchReport 2010：35［R］.2011.

［5］國家核安全局.HAD 102/1核動力廠安全評價與驗證 ［S］.北京：國家核安全局：2006.

［6］環(huán)境保護部 （國家核安全局），國家發(fā)展改革委，財政部，等.核安全與放射性污染防治 “十二五”規(guī)劃及2020年遠景目標 ［R］.北京：環(huán)境保護部 （國家核安全局），國家發(fā)展改革委，財政部，等，2012.

［7］IAEA.Safety of Nuclear Power Plants：Design［S］.vineea：IATA SSR-2/1（Rev.1），2016.

［8］IAEA.Considerations on the Application of the IAEA Safety Requirements for Design of Nuclear Power Plants［S］.Vineea：IAEA DRAFT TECDOC（Rev.9），2015.

［9］湯搏.“實際消除大規(guī)模放射性釋放”概念的探討 ［J］.核安全，2013，12（S1）：15-20.

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［12］HSE.The Tolerability of Risk from Nuclear Power Stations［R］.Liverpool：HSE，1992.

［13］HSE.reducing risks，protecting people，HSE's decision-making process［R］.Liverpool：HSE，2001.

［14］HSE.Numerical targets and legal limits in Safety Assessment Principles for Nuclear Facilities，an explanatory note［R］. Liverpool：HSE，2006.

［15］國際放射防護委員會.國際放射防護委員會1990年建議書［R］.北京：原子能出版社，1993.

［16］譚承軍，商照榮，上官志洪，等.核電廠風險對比分析［J］.核安全，2012，（4）：56-62.

［17］中華人民共和國國務院新聞辦公室.中國的核應急 ［R］.北京：中華人民共和國國務院新聞辦公室，2016.Development of Probabilistic Safety Goals for Nuclear Power Plants（NPPs）

WANG Mengxi*，ZHOU Di，LIU Xinjian
（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）

As an important indicator for technical safety goals，quantitative probabilistic safety goals present acceptable risk level for NPPs in the context of postulated accidents.Core Damage Frequency（CDF）and Large Release Frequency（LRF）are twomainrisk indicatorsof NPPs in China，while there isn't any risk acceptability criterion for Level 3 PSA（Probabilistic Safety Analysis）.In this paper，probabilistic safety goals for NPPs at home and abroad have been summarized and recommended value of acceptable risk level for China’s NPPs has been suggested.Finally，the results can be expected to support in performing risk-informed regulation by China's nuclear safety authority and evaluating full scope of Level 3 PSA results.

probabilistic safety goals；core damage frequency；large release frequency；acceptable risk level；level 3 PSA

TL364+.4

A

1672-5360（2016）03-0008-06

2016-01-27

2016-03-14

中核集團院士基金科研項目-壓水堆核電廠嚴重事故與應對措施的分析評價及驗收準則研究課題，項目編號 FKY1519ZHB001

王夢溪 （1990—），女，山西晉城人，助理工程師，現(xiàn)主要從事核與輻射應急相關工作

王夢溪，E-mail：sxjcwmx1990@163.com