核电站严重事故后果概率安全评价方法研究

王晗丁，朱姚瑶，杨英豪，杨志超

（苏州热工研究院有限公司，广东深圳 518000）

核电站严重事故后果概率安全评价方法研究

王晗丁，朱姚瑶，杨英豪，杨志超

（苏州热工研究院有限公司，广东深圳 518000）

核电站严重事故后果概率安全评价（PSA）是采用概率论的方法对核电站放射性后果进行分析，并定量给出放射性物质对核电站周围公众的健康效应影响。以国内某压水堆核电站为参考厂址，建立合适的场外后果分析模型。采用分层抽样方法对参考厂址1a的气象数据进行抽样，源项和释放特征等数据取自二级PSA的研究结果。利用事故后果评价程序对核电站严重事故后果进行计算，并用概率论方法对结果进行评估。通过计算将各事故和事故谱的场外个人剂量表示为CCDF曲线和总频率－剂量曲线，再用概率论方法得到不同距离处个人剂量超过指定剂量的条件概率；也可用此方法对确定烟羽应急计划区的安全准则中所描述的“大多数严重事故序列”进行量化。

核电站；严重事故；后果；概率安全评价

目前全世界在运的核电站有400多座，其运行经验表明，核电站是安全的，但也不能完全排除发生堆芯熔化事故的可能性。例如，2011年的福岛核电站就是由于地震和海啸而导致的严重事故，并释放大量的放射性核素131I、137Cs等，对周围环境造成放射性污染［1］。尽管此类事故发生的概率极小，但一旦发生这类事故就有可能使大量放射性物质释放到环境中，造成辐射危害。因此，研究这类事故可能造成的后果对核电站的设计和管理是十分必要的。日本福岛事故后，严重事故的后果评价研究也得到越来越多的关注。

核电站严重事故后果评价方法分为确定论分析和概率论分析［2］，而后果概率安全评价（PSA）就是用概率论的方法研究这个问题。严重事故后果PSA作为核电站PSA的第三级也是核电安全分析的重要组成部分，它正日益成为商用核电站的设计、评价和管理的一种重要工具。本文重点研究后果PSA方法的重要技术要素，并建立相应模型，通过计算得出核电站发生严重事故后的概率安全结果。

1 评估方法

1．1 后果概率评价方法

核事故后果评价方法一般分为确定论和概率论评价方法。美国NUREG－0396报告中对设计基准事故使用了确定论的评价方法，而对严重事故使用了概率论的评价方法［2］。

在概率论的研究方法中，要考虑整个事故谱的影响，气象条件则选取1组代表性序列进行计算。NUREG－0396中对严重事故的概率论评价方法［3］为：对于释放类i，通过计算距离x处的剂量余补累积频率分布（CCDF）曲线求得超过指定剂量的气象条件概率pi（x）。如果释放类i的发生概率为fi，则在距离x处，考虑完整事故谱情况下超过指定剂量的条件概率为：

1．2 评估模型

1）厂址网格划分

在后果分析程序（MACCS2）中，对所分析的参考厂址周围进行网格划分［4］。将反应堆周围的区域划分为极坐标网格，反应堆坐落于（r＝0，θ＝0），以反应堆为中心按每22．5°为一个方位将评估区周向分成16个扇区。径向分区和周向扇形区边界线相交，形成空间单元，计算结果也按此网格系统进行输出。图1为采用的网格系统示意图，图中N表示正北方位。评估事故后果时需要厂址特征相关数据。厂址周围80km作为本次分析评估区，周向为16个方位，径向划分为12个环。人口数据采用厂址半径80km内各子区人口分布。

图1 厂址周围网格划分模型示意图Fig．1 Mesh model schematic around site

2）事故源项

后果分析的起始点是由相应二级PSA产生的放射性源项和频率。放射性源项是确定事故场外后果的关键参数，是二级PSA分析的终态，同时也是场外后果概率评价的输入，包括放射性裂变产物的释放量、释放时间、持续时间、释放高度等。放射性源项包括许多不同的放射性核素，其物理和化学形态不同，在环境中迁移行为方式以及对社会风险的影响也不相同。本次分析的严重事故源项采用参考厂址的二级PSA分析结果。表1列出了所分析的17组释放类。

表1 释放类描述Table 1 Release species

释放类主要用于表征具有相似放射性后果的事故序列的放射性释放频率。对每个释放类均作源项分析，源项主要给出每个释放类的释放量及释放开始时间、释放持续时间等参量，并为描述释放情况提供了必要的参数。

3）高斯烟羽模型

高斯烟羽模型是高斯模型的1个变形，用来模拟气体的连续泄漏扩散。模型假设污染物的浓度在空间分布是高斯分布；在水平方向，大气扩散系数呈各向同性；扩散系数与大气湍流结构、离地高度、地面粗糙度、泄漏持续时间、抽样时间间隔、风速以及离开泄漏源的距离有关。按传统高斯公式，当烟羽不受地面和逆温层限制时，高斯烟羽模型可表达为：

式中：χ（x，y，z）为下风向位置（x，y，z）处时间积分空气浓度，Bq·s／m3；Q为源强，Bq；u为平均风速，m／s；σy和σz分别为烟羽横向和垂直方向的标准偏差，m；（x＝0，y＝0，z＝h）为源项位置；h为释放高度，m。

在应用高斯烟羽模型时还需对大气扩散参数等进行修正［5］，根据参考厂址地理条件处于丘陵地形，地面粗糙度较大，因此取较大地面粗糙度（z0＝1m）的大气弥散参数。部分参数选取列于表2。对于其他与厂址有关的参数，如混合层高度、屏蔽因子等通过敏感性分析选取较为保守的值。

表2 部分参数选取Table 2 Some parameters

烟羽输送和扩散采用直线扩散式，假定所有烟羽沿同一方向输运，再对每一气象序列沿16个方向轮转计算。该方式将所有的烟羽段集中到某一方向上，这样会将本来可能分散在不同人群的剂量集中到某一方向的人群中，因此计算的场外后果更为保守。将参考厂址1a的气象数据作为抽样数据，采用分层抽样方法对气象序列抽样［6］。并对全年气象数据进行平均，得到平均气象条件为D类稳定度，平均风速为2．4m／s，降雨量为0．226mm／h，混合层高度为800m，并作为边界气象条件。

4）剂量响应模型

事故下放射性物质向大气释放后，在大气中扩散、沉积，人体会由于放射性烟羽的外照射或地面沉积的外照射等累积辐射剂量。剂量响应模型就是将放射性物质浓度转化为对人体的累积辐射剂量的计算模型。图2为剂量评价与健康效应评价示意图。考虑的照射途径包括：烟羽浸没外照射、地面沉积外照射、吸入内照射、再悬浮吸入内照射、皮肤沉积照射［7］。事故早期的放射性照射只考虑前3种。3种途径的预期剂量可按下式进行计算。

图2 剂量评价与健康效应评价示意图Fig．2 Evaluation schematic of dose evaluation and health effects

烟羽浸没外照射：

地面沉积外照射：

吸入内照射：

式中：DCk为烟羽段通过网格时对器官k造成的烟羽照射剂量，Sv；ACCi为烟羽中心线处i核素的时间积分空气浓度，Bq·s／m3；DFC∞ik为i核素对k器官的半无限烟羽剂量转换因子，Sv·m3／（Bq·s）；C为有限烟羽修正因子；F为烟羽经过时的照射时间份额，F＝te／t0，te为人受照射时间（s），t0为烟羽段通过的持续时间（s）；SFC为烟羽照射屏蔽因子；GDRk为t0时刻对k器官的地面照射剂量率，Sv／s；DIk为烟羽经过时对k器官造成的吸入剂量，Sv；ACi为烟羽中心线下方i核素的时间积分空气浓度，Bq·s／m3；DFIik为i核素对k器官急性或终身剂量的吸入剂量转换因子，Sv／Bq；BR为呼吸率，m3／s；J为网格离中心线修正因子；SFI为吸入防护因子。

2 计算结果及分析

1）条件概率

假设事故后核电站周围群众一直保持正常活动的状态，未采取任何防护措施。根据上述模型及输入条件，计算核电站场外80km范围内，各释放类有效剂量超过10、50mSv，甲状腺剂量超过100mSv的累积概率。将该累计概率按照每个释放类发生频率进行加权求和可得到有效剂量超过10、50、100mSv的条件概率（图3～5）。

由图3可知，事故谱在10km处2d有效剂量超过10mSv的条件概率约为29%。

图3 2d有效剂量超过10mSv的条件概率Fig．3 Conditional probability of 2deffective dose exceeding 10mSv

图4 7d有效剂量超过50mSv的条件概率Fig．4 Conditional probability of 7deffective dose exceeding 50mSv

图5 7d有效剂量超过100mSv的条件概率Fig．5 Conditional probability of 7deffective dose exceeding 100mSv

由图4可知，事故谱在5km处7d有效剂量超过50mSv的条件概率约为26%，并随距离的增大迅速减小。由图5可知，事故谱在5km处7d有效剂量超过100mSv的条件概率约为19%，在10km处7d有效剂量超过100mSv的条件概率约为13%。

GB／T 17680．1．1—2008给出的确定烟羽应急计划区的安全准则中第2条规定［8］：在烟羽应急计划区之外，对于各种设计基准事故和大多数严重事故序列，相应于特定防护行动的可防止的剂量一般应不大于GB 18871—2002规定的相应通用干预水平［9］。由于标准中第2条安全准则对于所考虑严重事故序列仅模糊的表达为“大多数”，这在实际应用中不便于操作，因此采用以上概率论的方法可对其进行量化。

由上述分析可知，可采用概率论的方法计算严重事故序列超过某一剂量值的条件概率，并参考NUREG－0396中的方法进行处理，选择70%作为“大多数”的量化。即对于所有严重事故序列在应急计划区外所造成的预期剂量，超过通用干预水平的年发生概率小于核电机组严重事故发生总概率的30%。

2）厂址边界剂量风险

剂量评价提供了条件概率分布，这些后果的概率分布是基于造成该源项的事故已经发生的假设，即后果概率分布是由不同的气象条件造成剂量水平的变化产生。因此，特定剂量水平的实际概率为该源项的释放频率乘以该剂量水平的概率。

图6为各种释放类别下厂址边界处24h全身剂量的CCDF计算结果，它给出了各释放类超过某一剂量的概率。此外，还示出了将所有释放类别求和的总频率－剂量曲线。由图6可看出，在不采取应急保护措施情况下，各释放类堆芯损伤后厂址边界处个人全身剂量超过0．25Sv的总频率小于1×10－5／（堆·年）。

图6 厂址边界处剂量风险Fig．6 Dose risk at site boundary

3 结论

在建立参考厂址场外后果分析模型的基础上，对核电站严重事故后果的概率评价方法进行了研究，并对源项释放模型、大气扩散模型、剂量响应模型进行了说明。通过计算将各事故和事故谱的场外不同距离处个人剂量及厂址边界处个人剂量表示为CCDF曲线和总频率－剂量曲线，并用概率论方法得到了不同距离处个人剂量超过指定剂量的条件概率。另外，对事故谱的概率计算可将确定烟羽应急计划区的安全准则中所提的“大多数严重事故序列”量化为70%，可更直观地体现安全准则中“大多数”的描述。

［1］ 王海洋，黄树明．日本福岛第一核电站事故源项及后果评价［J］．辐射防护通讯，2011，31（3）：7－11．

WANG Haiyang，HUANG Shuming．Fukushima Daiichi NPS accident source termand consequence assessment［J］．Radiation Protection Bulletin，2011，31（3）：7－11（in Chinese）．

［2］ 姚仁太．核事故后果评价研究进展［J］．辐射防护通讯，2009，29（1）：1－10．

YAO Rentai．Reviewand progresses in studies of nuclear accident consequence assessment［J］．Radiation Protection Bulletin，2009，29（1）：1－10（in Chinese）．

［3］ NRC．Planning basis for the development of state and local government radiological emergency response plans in support of light water nuclear power plant，NUREG－0396［R］．Washington D．C．：NRC，1978．

［4］ 李旭彤，诸志明，张建岗，等．概率事故后果评价方法、程序与进展［J］．辐射防护通讯，1994，14（4）：21－22．

LI Xutong，ZHU Zhiming，ZHANG Jiangang，et al．The probability of an accident consequence assessment methods，procedures and progress［J］．Radiation Protection Bulletin，1994，14（4）：21－22（in Chinese）．

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［6］ 胡二邦，王寒，辛存田．田湾核电厂址事故后果评价中天气取样方案的比较研究［J］．辐射防护，2005，25（3）：129－138．

HU Erbang，WANG Han，XIN Cuntian．Comparative study of weather sampling schemes based on measuring meteorological data of tian wan nuclear power plant［J］．Radiation Protection，2005，25（3）：129－138（in Chinese）．

［7］ NRC．Code manual for MACCS2：User’s guide，volume 1，NUREG／CR－6613［R］．Washington D．C．：NRC，1998．

［8］ 中国核工业集团公司．GB／T 17680．1—2008核电厂应急计划与准备准则（应急计划区的划分）［S］．北京：中国标准出版社，2008．

［9］ 国家标准化管理委员会．GB 18871—2002 电离辐射防护与辐射源安全基本标准［S］．北京：中国标准出版社，2002．

Study on Severe Accident Consequence Probability Safety Assessment Method of Nuclear Power Plant

WANG Han－ding，ZHU Yao－yao，YANG Ying－hao，YANG Zhi－chao
（Suzhou Nuclear Power Research Institute，Shenzhen518000，China）

The probability safety assessment（PSA）method of nuclear power plant（NPP）severe accident consequence is to apply probability theory to analyze radioactive consequences of nuclear power plant and assess quantitatively the public health effects around nuclear power plants．Taking a domestic PWR NPP as a reference site，an appropriate off－site consequence analysis model was established．The stratified sampling method was used for meteorological sampling within a year meteorological data，and the radioactive source term and release characteristics data were from level two PSA．Using nuclear power plant accident consequence assessment code to calculate the off－site severe accident consequences，the results obtained by probability method were assessed．The off－site individual dose of each accident and accident spectrum can be expressed as CCDF curve and total frequency－dose curves by means of calculation，and according to the probability assessment method，the conditional probability of individual doses exceeding the specified dose can be obtained．Also this method can be used to quantify the most severe accident sequences described in the safety standards for determining the plumeemergency planning zone．

nuclear power plant；severe accident；consequence；probability safety assessment

TL364．5

A

：1000－6931（2015）03－0480－05

10．7538／yzk．2015．49．03．0480

2013－12－03；

2014－03－18

王晗丁（1987—），男，山西长治人，助理工程师，硕士，从事核电厂概率安全评价研究