王梦溪，周 迪，刘新建

（中国核电工程有限公司，北京 100840）

核电厂概率安全目标发展概述

王梦溪*，周 迪，刘新建

（中国核电工程有限公司，北京 100840）

定量的概率安全目标作为衡量技术安全目标是否被满足的重要指标，反映了各种假想事故情况下核电厂的可接受水平。目前，我国用于核电厂的风险衡量指标主要是堆芯损坏频率和大量释放频率，还没有针对三级概率安全分析的风险可接受性准则。本文梳理了国内外核电厂概率安全目标的发展动态，推荐了我国核电厂风险可接受水平的建议值，可为我国审管部门制定风险指引型管理导则提供参考，也可为全范围三级概率安全分析的开展提供评价依据。

概率安全目标；堆芯损坏频率；大量释放频率；风险可接受水平；三级概率安全分析

概率安全分析 （Probabilistic Safety Analysis，简称PSA）是以概率论为基础的风险量化评价方法。与传统的确定论安全分析方法相比，概率安全分析方法可较现实地反映核电厂的实际状况，其分析对象不仅仅局限于设计基准工况，而是尽可能地考虑更广泛的事故谱，并对这些事件的进程进行全面分析，在此基础上对风险进行量化［1］。

目前国际上把概率安全分析分成3级：

一级概率安全分析——确定堆芯损坏频率（Core Damage Frequency，简称CDF）的核电厂故障分析。

二级概率安全分析——结合一级概率安全分析，确定安全壳向环境的放射性释放频率和释放量的安全壳响应分析。

三级概率安全分析——结合二级概率安全分析，估计公众风险的厂外后果。

在我国，在总的核安全目标框架下，技术安全目标提出，对于在设计该核动力厂时考虑过的所有可能事故，包括概率很低的事故，要以高可信度保证任何放射性后果尽可能小且低于规定限值，并保证有严重放射性后果的事故发生的概率极低［2］。

定量的概率安全目标作为衡量技术安全目标是否被满足的重要指标，反映了在各种假想事故情况下核电厂的可接受水平。如何在确定论和概率论方法之间寻找恰当的平衡点，这涉及到最根本的问题 “多安全才足够安全”（how safe is safe enough），以及如何论证这个可接受水平的适应性，即有必要研究核电厂概率安全目标的确定及其适应性。

目前，我国用于核电厂的风险衡量指标主要是堆芯损坏频率和大量释放频率，还没有针对三级PSA的风险可接受性准则。本文通过梳理各国概率安全目标的定义及应用，推荐了我国核电厂风险可接受水平的建议值，可为我国审管部门制定风险指引型管理导则提供参考，也可为全范围三级概率安全分析的开展提供评价依据。

1　国际上概率安全目标研究现状

经合组织核能原子能委员会风险管理工作组（WorkingGrouponRiskAssessment，简 称WGRISK）于2002年7月发表了报告书 《核能机构成员国概率安全分析技术的应用》［3］，2005年又对报告书进行了升版。该报告书可为概率安全分析专家进行风险管理和决策提供参考。自2006年起，风险管理工作组调研了概率安全分析安全准则，并在调研的基础上，对概率安全目标的定义、应用及解读给出了通用建议。

2006年，Nordic组织 （包括瑞典、芬兰等）开展了 “安全目标的验证”项目，旨在对核电厂的概率安全目标进行解读，包括与安全目标相关的重要定义、在各成员国核电厂的应用以及各级概率安全分析评价准则等［4］。国际上其他组织，如国际原子能机构 （IAEA）、西欧核能监管协会（WENRA）等也对安全目标的解读进行了详细研究。

调研表明，各国审管部门制定的概率安全目标不尽相同。有的国家用可替代准则或导出安全目标代替高级别的定性目标和定量目标，这些可替代准则能保证高级别目标的满足 （如美国）；有的国家对在役核电厂和新建核电厂分别确立了准则，通常新建核电厂的安全目标比在役核电厂低一个量级；有的国家没有对新建核电厂设定概率安全目标，但通常要求其风险水平与在役核电厂相当或者更低。

对于定量概率安全目标的框架，大多数国家设定了风险限值并作为 “安全目标”，低于该风险限值则不需要采取防护行动。在英国，风险管理框架定义了3个层次：不可接受的高级别风险、可广泛接受的极低级别风险和中间级别风险。中间级别风险即须继续降低风险以满足 “最低合理可行”（As Low As Reasonable Practical，ALARP）原则；并针对各层次风险分别定义了两个定量指标：基本安全水平 （Basic Safety Level，简称 BSL）和基本安全目标 （Basic Safety Objective，简称BSO），高于基本安全水平认为风险不可接受，而低于基本安全目标认为风险可以接受。

2　概率安全目标的定义

从技术层面讲，目前国际上 （定量）概率安全目标的定义包含以下几方面：

①堆芯损坏频率准则；

②释放频率准则：大量放射性释放频率（Large Release Frequency，简称LRF），早期大量放射性释放频率 （Large Early Release Frequency，简称LERF），安全壳条件失效概率等；

③风险可接受性准则：早期个人死亡风险；晚期癌症集体死亡风险；频率后果曲线 （针对不同的剂量后果设定不同的放射性释放频率限值）。

2.1堆芯损坏频率准则

作为衡量一级PSA的重要指标，国际上，对不同的反应堆堆型，其堆芯损坏频率定义不同。例如，加拿大CANDU堆型的堆芯损坏指不止一个燃料通道丧失结构完整性；美国轻水堆应急堆芯冷却系统的可接受性准则为局部燃料温度超过1 204℃ （10 CFR 50.46第1b节）；其他国家对堆芯损坏的定义更为宽泛，如长期堆芯裸露、长期丧失冷却等。

目前国际上堆芯损坏频率目标 （限值）范围一般在10-5～10-4/堆·年，详见表1［3］和图1［4］。有的国家或组织对新建核电厂和在役核电厂分别确立了堆芯损坏频率准则。通常新建核电厂的堆芯损坏频率目标比在役核电厂低一个量级，如国际原子能机构、韩国、斯洛伐克、加拿大核安全委员会 （CNSC）；有的国家或组织没有针对新建核电厂制定堆芯损坏频率准则，但通常要求其风险水平与在役核电厂相当或比其更低，如美国；少数国家或组织采用堆芯损坏频率限值，如芬兰、法国、瑞士对新建核电厂的堆芯损坏频率限值为10-5/堆·年，加拿大安大略电力集团 （OPG）对在役核电厂的堆芯损坏频率限值为10-4/年。

表1　堆芯损坏频率准则汇总Table1 Summary of numerical criteria defined for core damage frequency

图1　国际上堆芯损坏频率准则Fig.1 Numerical criteria defined for core damage frequency

我国核安全导则HAD 102/17《核动力厂安全评价与验证》［5］明确规定，堆芯损坏频率的目标是：对已有的核动力厂10-4/堆·年；对新的核动力厂10-5/堆·年。《核安全与放射性污染防治 “十二五”规划及2020年远景目标》［6］再一次强调了新建核电厂发生严重堆芯损坏事件的概率需低于10-5/堆·年。由此可见，我国对新建核电厂和在役核电厂堆芯损坏频率的目标与其他国家或组织的堆芯损坏频率准则相当，甚至更为严格。

2.2释放频率准则

与堆芯损坏频率准则相比，释放频率准则的频率范围更宽。作为衡量二级概率安全分析的重要指标，目前国际上对 “不可接受的放射性释放”定义不同。“不可接受的放射性释放”包含很多重要参数，如源项的释放时间、释放量、核素组成、释放点高度等。

国际原子能机构在SSR-2/1［7］中强调，“必须实际消除可能导致高辐射剂量或高放射性释放量的电厂系列事件，发生频率高的电厂系列事件不得存在潜在的放射性后果或只能存在轻微的放射性后果。”为避免对SSR-2/1中若干概念的不同解读，国际原子能机构随后发表的技术文件［8］明确了 “实际消除”［9］的定义，“如果某些工况在物理上不可能发生，或者采取严格分析和确定性方法后认为高置信度不可能发生，则认为这些工况被实际消除”。该技术文件指出，对于在纵深防御中采取了最新技术方案的设计，对内部始发事件，预计可能实现大量或早期放射性释放频率低于10-6/堆·年。

国际上对放射性释放量化指标的定义有以下几种方式：特定核素的活度 （如100 TBq137Cs）、堆芯特定核素的份额 （如1 800 MWt沸水堆137Cs堆芯积存量的1%）、不可接受的放射性后果、安全壳失效 （如安全壳条件失效概率不大于0.1）。

表2［3］和图2［4］总结了国际上采用的 “大量释放”量化指标值，虽然不同国家对 “大量释放”的定义不同，但大量释放频率目标 （限值）的范围均在10-7～10-5/堆·年。相比堆芯损坏频率目标 （限值），大量释放频率目标 （限值）的频率范围更宽。同样地，国际原子能机构、美国、韩国、斯洛伐克、加拿大CNSC对新建核电厂的大量释放频率目标比在役核电厂低一个量级；有的国家或组织仅制定了在役核电厂的大量释放频率目标，如芬兰、日本、捷克 （10-5/堆·年），欧洲核电用户组织 （European utility requirement，简称EUR）、瑞典 （10-6/堆·年），俄罗斯（10-7/堆·年）；少数国家或组织采用大量释放频率限值，如加拿大OPG对在役核电厂的限值为10-5/堆·年，芬兰辐射与核能安全局 （STUK）对新建核电厂的限值为5×10-7/堆·年。

我国核安全导则HAD 102/17《核动力厂安全评价与验证》［5］除了对堆芯损坏频率作了明确规定，对于放射性物质大量释放频率也作了相应规定：对已有的核动力厂10-5/堆·年；对新的核动力厂10-6/堆·年。同样地，《核安全与放射性污染防治 “十二五”规划及2020年远景目标》［6］再一次强调，新建核电厂发生大量放射性物质释放事件的概率低于10-6/堆·年，对 “十三五”及以后新建核电机组提出了力争实现从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性。对于安全壳系统设计，提出 “安全壳条件失效概率应不大于0.1”。由此可见，我国对新建核电厂和在役核电厂大量放射性物质释放频率的目标与国际上大部分国家或组织水平相当［2，9］。

国家风险指标频率（/年）备注

表2 （早期）大量释放频率准则汇总Table 2 Summary of numerical criteria defined for large（early）release frequency

图2　国际上大量释放频率准则Fig.2 Numerical criteria defined for large release frequency

2.3风险可接受性准则

美国、韩国、加拿大和日本针对二级概率安全分析和三级概率安全分析均制定了相应准则，部分国家或组织 （如国际原子能机构、欧洲核电用户组织、芬兰、瑞典、俄罗斯、斯洛伐克）仅制定了二级概率安全分析准则，部分国家或组织（如英国、荷兰）仅制定了三级概率安全分析准则。［4］

作为衡量三级概率安全分析的重要指标，健康风险分为急性死亡风险和晚期癌症死亡风险，包括个人风险和社会风险两个层面。三级概率安全分析健康风险可接受水平可通过与其他行业的风险进行比较来确定。Nordic组织在“安全目标的验证”项目中指出，社会上一般事故的个人死亡风险约为10-4/年，若放射性释放可接受的风险水平比其他行业小两个量级，则放射性释放的个人死亡风险可接受水平为10-6/年［4］。

表3［3］汇总了一些国家对公众的个人死亡风险定量指标。下面详细介绍美国和英国的风险可接受性准则，并对我国核电厂风险可接受水平提出建议。

2.3.1美国的风险可接受性准则

美国三哩岛事故后，1986年美国核管会（NRC）提出了两个 “千分之一”作为定量度量风险的准则。

表3　公众个人死亡风险定量指标Table 3 Numerical criteria defined for individual risk

（1）核电厂附近平均个人因反应堆事故造成即时死亡的风险不应超过美国公众成员通常因其他事故造成 “即时死亡风险之和”的0.1%。在安全目标政策声明 （51 FR 30028）［10］中，“附近”定义为距核电厂厂址边界1英里 （1.6 km）的范围。“即时死亡风险之和”定义为核电厂附近的居民平均个人因正常的日常活动而受到的即时死亡风险，这些风险之和是诸如驾驶、日常活动和职业活动等所导致死亡的风险之和。

（2）核电厂附近公众群体因核电厂运行可能导致的癌症死亡风险不应超过所有其他原因导致的癌症死亡风险的0.1%。 “附近”定义为距核电厂10英里 （16 km）的范围。

由美国疾病控制预防中心的统计数据整理得到美国公众因正常的日常活动而受到的即时死亡风险。为满足两个 “千分之一”准则，美国核电厂严重事故所致公众早期个人死亡风险和晚期癌症集体死亡风险应分别小于 4×10-7/年和2×10-6/年。值得注意的是，该风险阈值针对全事故谱情形。

作为两个 “千分之一”的补充，2007年美国核管会在NUREG-1860报告［11］中将单一事故类的频率后果曲线作为风险可接受性准则，为各工况设置了剂量限值和频率限值，用于判定核电厂的设计是否可以接受。

在NUREG-1860中，依据相关法规标准规定的剂量限值，并结合工程经验判断不同剂量限值相应的事故释放频率，给出了频率～剂量后果曲线 （F-C曲线）。表4给出了不同的剂量范围对应的释放频率限值。该F-C曲线与国际辐射防护委员会 （ICRP）第64号报告的要求相一致，剂量后果与对应的释放频率成反比，即释放频率高的事故对应的剂量后果必须足够小，而剂量后果很大的事故对应的释放频率应该足够低。该曲线下方区域为风险可接受区域，而曲线上方区域为不可接受区域。

表4 NUREG-1860频率-后果曲线Table 4 Frequency-Consequence curve of NUREG-1860

2.3.2英国的风险可接受性准则

英国健康和安全委员会 （HSE）出版物 《核电站的风险容忍度》［12］和 《减少风险，保护公众》［13］统计了其他行业的风险数据，提出核设施风险评价的要求，并在2006年最新版 《安全评价原则》［14］中明确了9个数值目标，分别给出了核电厂各种工况下的剂量目标和频率目标，并针对个人风险和社会风险分别给出了定性目标和定量目标。其中，目标7提出了厂内所有核设施的事故对厂外人员造成的个人死亡风险阈值，基本安全水平为1×10-4/年，基本安全目标为1×10-6/年；目标8给出了单个核设施所有事故的频率～剂量后果曲线 （见表5）。

表5　英国的频率-后果曲线Table 5 Frequency-Consequence curve of UK

2.3.3对我国核电厂风险可接受水平的建议

由以上分析可见，我们并不是追求核电厂的零风险，而是将核电厂严重事故风险控制在一个按照社会总风险水平确定的合理可行尽量低 （As Low As Reasonably Achievable，简称ALARA）的水平。

目前我国还没有针对三级概率安全分析的概率安全目标。参考美国和英国的风险可接受性准则，对我国核电厂风险可接受水平，笔者给出了建议值，以供审管部门今后制定我国核电厂的风险可接受性准则参考。

风险水平建议值的提出亦考虑以下情况：①目前世界上在役核电机组约有400多座，加上中国及其他国家拟建机组，保守估计，核电机组不久将达1 000多座；②考虑公众能够客观理性地讨论核事故影响的时限为100年，即1代人；③选择判断工程上常用的工程措施是否有效的准则为95%可信度，即保守假设公众能够接受1 000座核电机组在100年内不发生一次大量放射性释放的可信度为95%。

由此可估计公众可接受的一次大量放射性释放频率，进而估计公众可接受的早期个人死亡风险。

从量级的估计上看，公众可接受的一次大量放射性释放频率为：

该释放频率比我国新建核电厂的大量释放频率准则 （10-6/堆·年）更严格。若选用上述5×10-7/堆·年作为公众可接受的一次大量释放的频率限值，假定事故后个人受到的剂量为0.3 Sv，由ICRP60给出的 “标称致死概率系数”（0.05/Sv）［15，16］可以得到核电厂一次大量放射性释放所致公众早期个人死亡风险为：

（5×10-7）（5×10-2）（≈0.3）

≈7.5×10-9≈1.0×10-8

综上，笔者推荐我国核电厂采用10-8/年作为公众可接受的风险水平。

3　结论

本文主要结论如下。

（1）作为衡量一级概率安全分析的重要指标，目前国际上堆芯损坏频率目标 （限值）范围一般在10-5～10-4/堆·年，我国对新建核电厂和在役核电厂堆芯损坏频率的目标与国际上其他国家或组织的堆芯损坏频率准则相当，甚至更严格；

（2）与堆芯损坏频率准则相比，释放频率准则的频率范围更宽。作为衡量二级概率安全分析的重要指标，目前国际上大量释放频率目标 （限值）的范围均在10-7～10-5/堆·年，我国对新建核电厂和在役核电厂大量放射性物质释放频率的目标与国际上大部分国家或组织水平相当；

（3）美国核管会提出的两个 “千分之一”准则要求核电厂严重事故所致公众早期个人死亡风险应小于4×10-7/年；英国健康和安全委员会提出的 《安全评价原则》要求厂外人员的个人死亡风险基本安全目标为1×10-6/年。笔者给出的初步推荐值 （1×10-8/年）与美国、英国的风险可接受水平相当甚至更严格，可作为堆芯损坏频率准则和释放频率准则的补充，从三级概率安全分析早期个人死亡风险的角度评估事故后放射性后果的可接受性。

目前我国用于核电厂的风险衡量指标主要是堆芯损坏频率和大量释放频率，还没有针对三级概率安全分析的风险可接受性准则。本文梳理了国内外核电厂概率安全目标的发展动态，初步推荐采用10-8/年作为对我国核电厂风险可接受水平的建议，可为我国审管部门制定风险指引型管理导则提供参考，也可为全范围三级概率安全分析的开展提供评价依据。

［1］岳会国，李冰，袁之伦，等.核事故应急准备与响应手册［M］.中国环境科学出版社，2012.

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［17］中华人民共和国国务院新闻办公室.中国的核应急 ［R］.北京：中华人民共和国国务院新闻办公室，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

中核集团院士基金科研项目-压水堆核电厂严重事故与应对措施的分析评价及验收准则研究课题，项目编号 FKY1519ZHB001

王梦溪 （1990—），女，山西晋城人，助理工程师，现主要从事核与辐射应急相关工作

王梦溪，E-mail：sxjcwmx1990@163.com