“實際消除大量放射性物質釋放”的概念理解

邱志方　李峰　任春明　沈海波　譚怡

【摘 要】“實際消除大量放射性物質釋放”的概念已經被核工業界廣泛接受，本文對“實際消除”和“大量放射性物質釋放”兩個關鍵概念進行研究，研究發現“實際消除大量放射性物質釋放”概念是核電廠技術安全目標的沿續與補充，建議“實際消除”的概率安全目標考慮工業實現的可行性與發生大量放射性物質釋放的頻率（LRF）相結合，設計上考慮合理可行的預防緩解措施，做到合理可行降低放射性物質釋放的可能性，提高核電廠的安全性。

【關鍵詞】實際消除；大量放射性物質釋放；概念理解

“實際消除大量放射性物質釋放”的概念首次由法國與德國的核安全當局的技術支持單位IPSN和GRS在1997年聯合起草的《IPSN-GRS Proposals for the development of technical guideline for future PWRs》[1]提出，其主張“實際消除早期大規模放射性釋放”。國際原子能機構（IAEA）隨后也接受此概念，在1999年出版的INSAG-12[2]中提出：“對未來核電廠的另一個目標是能夠導致早期大規模放射性釋放的事故序列被實際地消除，而使用現實假設和最佳估算評價，導致安全殼晚期失效的嚴重事故只需要在區域和時間上有限的保護措施”，在2004年出版的安全導則文件NS-G-1.10[3]中對“實際消除”給出了具體定義：“如果某些工況物理上不可能發生，或以高置信度認為某些工況極不可能出現，則可以認為這些工況發的可能性已被實際消除”。

2011年福島事故后，核工業界對于大量放射性物質釋放的關注提升到了一個新的高度，各國先后出版核電廠安全要求或規范等均涉及“設計上實際消除大量放射性物質釋放”的概念。2012年IAEA修訂了SSR1/2[4]，提出“核電廠的設計采用安全原則，必須采取實際措施來緩解對人類和環境造成的后果或輻射事故。必須實際消除可能導致高輻射劑量或高放射性物質釋放量的事件序列，對于發生頻率高的事件序列不得存在潛在的放射后果或只能存在輕微的放射后果。”2013年西歐核能監管機構（WENRA）發布的《Safety of new NPP designs》[5]和2013年加拿大核安全委員會（CNSC）發布REGDOC-2.5.2[6]進一步提出需要對“實際消除”給出一個量化的判斷依據，但判斷“實際消除”不能只根據截斷概率，對發生概率很小的事故序列，依然需要進一步考慮降低風險需增加的設計功能、運行措施或事故管理規程。

福島事故后，我國核安全監管當局在2012年發布了《核安全和放射性污染防治 十二五規劃及2020年遠景目標》[7]，文中提出將“十三五”及以后新建核電機組力爭實現從設計上實際消除大量放射性物質釋放的可能性作為2020年的遠景目標之一。

“實際消除大量放射性物質釋放”的概念已經被核工業界廣泛認同，各國的核安全監管當局對新建核電廠都對此提出了期望或要求，因此有必要對此概念進行深入的理解與認識。本文主要從“實際消除”，“大量放射性物質釋放”兩個關鍵概念出發給出理解，為此概念在新建壓水堆核電廠上的合理應用提供參考。

1 “實際消除”的理解

1.1 “實際消除”概念理解

“實際消除”的對象與定義在國際上已經形成普遍的共識[4-6]，其對象為“可能導致高輻射劑量或高放射性物質釋放量的事件序列”；定義為“如果某些工況物理上不可能發生，或以高置信度認為某些工況極不可能出現，則可以認為這些工況發生的可能性已被實際消除”。

從“實際消除”的定義可以發現它是從概率角度詮釋的一個概念，對于“物理上不可能”可以認為是不發生的概率為100%，“高置信度的極不可能”即發生概率極低，而此概率值是極度可信的。因此“實際消除”不能完全等同于“絕對不發生”，而應該是發生的概率極低。“實際消除”對于發生概率極低的工況要求高置信度，因此由于外部災害的不確定性太大，從概率論角度針對外部災害是否滿足“實際消除”評估方法應該與內部事件有所區分。

當“實際消除”理解為發生的概率極低以后，可以發現“設計上實際消除大量放射性釋放”不再是一個新的概念，而是與早期的導則或法規中對于核電廠的技術安全目標的闡述是一致的。IAEA在1999年發布的INSAG-12[2]和我國2004發布的HAF102[8]《核動力設計安全規定》中對于核電廠技術安全目標為“采取一切合理可行的措施防止核動力廠事故，并在一旦發生事故時減輕其后果；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定限值；并保證有嚴重放射性后果的事故發生的概率極低。”另外在HAF102的2.1.5節中還對核動力廠的安全設計原則進行了闡述“核動力廠的安全設計適用以下原則：能導致高輻射劑量或大量放射性釋放的核動力廠狀態的發生概率極低；具有大的發生概率的核動力廠狀態只有較小或者沒有潛在的放射性后果。”

“實際消除”是對“技術安全目標”的沿續，“實際消除”應該理解為安全目標。“實際消除”作為安全目標應該具備明確指標判斷依據，因其內涵為概率論的概念，可以考慮給出一個量化的評估概率。“實際消除”的對象為核電廠的事件序列，因此其量化的評估概率也是針對單個事件序列，是單個“點”的評估，與大量放射性釋放的概率（LRF）有所區別，“LRF”表征的是核電廠發生大量放射性釋放事件的概率積分值，是一個總體的概率安全目標。“實際消除”的安全目標應該是與LRF安全目標處于相同地位，其體現個體與整體目標的有機結合，因此對于“實際消除”的量化目標建議與LRF值處于同一量級。另外，從合理可行盡量高的提高核電廠的安全性角度，不能僅憑評估概率而進行截斷考慮，需進一步考慮降低風險需要增加的設計功能、運行措施或事故管理規程，做到合理可行降低放射性物質釋放的可能性。

1.2 “實際消除”量化理解

從“實際消除”的定義可以發現它是從概率角度詮釋的一個概念，對于“物理上不可能”可以認為是不發生的概率為100%，“高置信度的極不可能”即發生概率極低，而此概率值是極度可信的，因此如何去量化“概率極低”也是“實際消除”一直存在爭議的關鍵點。對于概率安全目標的確定本文認為需要從概率安全目標的合理依據和實踐的可行性兩個方面進行綜合考慮，從而制定一個合理可行的概率安全目標。

1.2.1 概率安全目標的依據

美國核電的概率安全目標的制定是根據兩個“千分之一”的安全目標。兩個“千分之一”為：核電廠附近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因其他事故造成“即時死亡風險之和”的千分之一；核電廠附近公眾群體因核電廠運行可能導致癌癥死亡風險，不應該超過所有其他起因致癌癥的死亡風險的千分之一。其它國家的概率安全目標值也多是參考和借鑒美國的安全目標的結論。

1.2.2 實踐可行性

在提高概率安全目標時應該考慮工程實踐中的可行性，如果目標值太高，工程實踐中實現的代價非常大，則會降低核電的經濟性，不利于核電的發展；如果目標值較低，如果當前電廠設計就已經滿足，則達不到對新建電廠進一步提高安全要求的目標。因此，新建核電廠的概率安全目標應該是在當前目標基礎上，考慮了工程實踐中合理可行的措施后能夠達到的目標。

美國EPRI在1999年發布的URD[9]和NRC在2012年發布的 SRP

19.0[10]中對于大量放射性物質釋放的頻率（LRF）安全目標為小于10-6/堆年；2012年歐洲發布的EUR[11]對于大量放射性物質釋放的頻率安全目標為低于10-6/堆年，若考慮“陡邊效應”大量放射性釋放的概率安全目標小于10-7/堆年；加拿大CNSC核安全監管當局2014年發布的REGDOC-2.5.2[6]中明確導致大量釋放的頻率小于10-6/堆年。

從“實際消除”的概念和定量化兩個角度進行研究，可以發現“實際消除”的設計安全目標，是對核電廠技術安全目標的沿續與補充。“實際消除”的概率安全目標值的確定需根據合理依據與實踐的可行性，將其與LRF的概率安全目標相結合。在設計上考慮預防緩解措施，合理可行盡量高的提高核電廠的安全性，降低放射性物質釋放的可能性，從而實現“實際消除”。

2 “大量放射性物質釋放”的理解

從“實際消除”的理解可知“實際消除大量放射性物質釋放”其實是技術安全目標的沿續，其安全目標與LRF的安全目標是處于相同地位，因此對于“實際消除大量放射性物質釋放”中的“大量放射性物質釋放”應該與LRF中的理解是一致的。

IAEA在SSG-4[12]對于“大量放射性物質”推薦了四種判斷方式：放射性核素的絕對量值、堆芯裝量的某個份額、廠外人員受輻照的特定劑量、導致“不可接受的后果”的放射性釋放。

——大量放射性核素釋放的某個絕對值（以Bq的形式表示）

根據放射性核素釋放進行大量的定義主要有兩個類型，一類是以EUR為代表的“有限影響準則”（Criteria for Limited Impact，CLI）的形式，另一類是以IAEA為代表的核事件分級與放射性釋放量對應表的形式。

2.1 EUR

針對設計擴展工況（DECs）提出的釋放量限制要求以“有限影響準則”（Criteria for Limited Impact，CLI）的形式給出，用以評價電廠在DECs中的設計可接受性，也作為二級PSA（Probability Safety Analysis）的成功準則。

這些CLI可以保證如下設計目標的實現：（1）反應堆800m外無需緊急防護行動（如撤離）；（2）反應堆3km外無需采取遷延的防護行動（如避遷）；（3）反應堆800m外無需采取長期的防護行動（如再安置）和（4）電廠外僅有有限的經濟影響。這些目標的實現將十分有利于進一步提高核電廠與社會經濟及環境的相容性，表1給出了典型性核素131I和137Cs的釋放量限值。

表1 EUR中的有限地域和時間上的防護行動對應的CLI

2.2 IAEA

IAEA根據國際事故等級[13]，對各等級的事故后放射性物質釋放進行了限制，其選擇等效于核素131I劑量當量作為評估的核素，因為131I是核電廠釋放的主要放射性核素之一，易于表征放射性物質釋放水平，按照放射學輻射劑量效果，可以將釋放到環境中所有核素的放射性活度的數量等效至131I。當釋放的放射性當量水平超過1014Bq劑量的事故被定為五級及以上事故，五級事故基本特征為放射性物質有限釋放而四級事故基本特征為放射性物質少量釋放，沒有明顯廠外風險，一般不需要場外保護性行動，如表2所示。表3給出了一些已經發生的典型事故及其放射性后果。

*三哩島核事故放射性物質釋放較少，按照堆芯損傷狀態定義為五級，其余事故按照放射性物質水平劃分等級。

——堆芯裝量的某個份額

NUREG/CR-6595[14]中分析認為，揮發性/半揮發性裂變產物（碘、銫、碲）的釋放份額超過2.5-3%，或者碘的釋放份額超過10%都可以認為是大量釋放。

——廠外暴露人員所受的某個特定的劑量

NRC和EPRI在核電廠安全目標中對“大量放射性物質釋放”給出了一種定義，即廠址邊界處全身劑量大于0.25Sv。

——導致不可接受后果的某個釋放

導致不可接受后果的某個釋放更多是一種工程的定性判斷，在二級PSA的LRF分析中認為導致安全殼失效的事故即可認為此事故后果將導致大量放射性物質釋放，核電廠的放射性最終的包容邊界喪失可視為“大量放射性物質釋放”的定性判斷。對“大量放射性物質釋放”定性判斷，便于工程設計上對可能導致大量放射性物質釋放的事件序列進行判斷和考慮相應的緩解措施。

“大量放射性物質釋放”的判斷建議采用定量與定性相結合的方式，定性的方式便于工程判斷，定量判斷可以對定性判斷進行補充，彌補遺漏。

表2 事故等級與放射性準則

表3 典型核事故放射性物質水平及事故等級表

3 結論與建議

本文通過對“實際消除大量放射性物質釋放”進行了研究，形成初步的結論與建議：

（1）“設計上實際消除大量放射性物質釋放”不是一個新的概念，而是核電廠技術安全目標沿續與補充，此概念在核電廠的設計中應該作為一個設計安全目標。

（2）外部災害的不確定性太大，從概率論角度針對外部災害是否滿足“實際消除”評估方法應該與內部事件有所區分。

（3）“實際消除大量放射性物質釋放”為一個概率安全目標，其對象為發生大量放射性物質釋放的事件序列或狀態，與LRF的概率安全目標是個體與總體的關系，建議其概率安全的量化目標與LRF處于同一個量級。

（4）核電廠的“大量放射性物質釋放”的概率安全目標應該考慮單個事故序列發生的概率和核電廠的LRF值，進一步提高核電廠的安全性。

（5）“大量放射性物質釋放”建議從定性和定量兩個角度考慮，但是具體的量化值有待進一步研究。

（6）設計上考慮“實際消除大量放射性物質釋放”不能僅憑評估概率而進行截斷考慮，而是合理可行的考慮預防緩解措施，提高核電廠的安全性，降低放射性物質釋放的可能性，從而實現“實際消除”。

【參考文獻】

[1]IPSN-GRS，Proposals for the development of technical guideline for future PWRs [R].1997.

[2]IAEA， Basic safety principles for nuclear power plants[R].INSAG-12， Vienna， 1999.

[3]IAEA， Design of reactor containment systems for nuclear power plants[R].NS-G-1.10， Vienna， 2004.

[4]IAEA， Safety of Nuclear Power Plants： Design[R].SSR-2/1， Vienna， 2012.

[5]WENRA， Safety of new NPP designs[R].2013.

[6]CNSC， Design of Reactor Facilities： Nuclear Power Plants[R].REGDOC-2.5.2， Canada， 2014.

[7]核安全局，核安全和放射性污染防治 十二五規劃及2020年遠景目標[R].中國，2012.

[8]核安全局，核動力設計安全規定[R].中國，2004.

[9]EPRI，Advanced light water reactor utility requirements document[R].USA，1999.

[10]NRC， probabilistic risk assessment and severe accident evaluation for new reactors[R].REV.7， USA， 2012.

[11]European utility requirements for LWR nuclear power plants[R].2012.

[12]IAEA，Development and application of level 2 probabilistic safety assessment for nuclear power plants[R].SSG-4，Vienna， 2010.

[13]IAEA， The international nuclear and radiological event scale users manual[R].Vienna， 2008.

[14]NRC，An approach for estimating the frequencies of various containment failure modes and bypass events[R].Rev.1， NUREG/CR-6595，USA，2003.

[責任編輯：王楠]