摘要：文章首先陳述了核電站的安全性與安全分析的任務(wù)；其次，論文闡述了核電站2種分析方法，即確定論與概率風險分析法，后者是前者的發(fā)展，而兩者的結(jié)合與優(yōu)化構(gòu)成了核電安全分析的完整體系;最后文章探討了核電站的定量評價標準，包括個人、社會和經(jīng)濟的評價目標。

　　關(guān)鍵詞：確定性概率風險評價核電站安全評價標準

　　50年代初，建造了世界上第1個試驗性核電站，至今已有8000多堆－年的運行經(jīng)驗，有著良好的安全記錄。但是，也曾發(fā)生2起嚴重堆芯熔損事故，即1979年美國三里島事故與1986年蘇聯(lián)切爾諾貝利事故。核電站安全問題仍是核電發(fā)展最重要的研究課題，本文只就核電站安全分析方法與評價標準作一點初探。

　　1.核電站的安全性與安全分析任務(wù)

　　核安全的最終目標是建立并保持對輻射危害的有效防御，保護廠區(qū)人員、公眾和環(huán)境。核電站的安全性，即為對工作人員和周圍居民的健康與安全有切實可靠的保證。其中，包括正常運行，保證廠區(qū)人員與公眾放射性照射低于規(guī)定限值;在事故情況下(內(nèi)因與外因引起)，確保堆芯安全，減輕事故引起的輻照。

　　核電站安全分析的任務(wù)是研究不同工況下(一般分為IV類)核電站的安全性。即首先，分析核電站正常運行時，放射性廢物排放和堆芯放出的射線強度降到允許值以下，核電站的安全性完全可與常規(guī)電站相比較。其次，預(yù)計核電站可能發(fā)生事故的種類和大小，評定其是否滿足有關(guān)規(guī)范和標準，對核電站安全性進行定量評價。再次，估評核電站事故發(fā)生后各道安全屏障破壞的可能性，并據(jù)此來設(shè)計高度可靠的安全保護系統(tǒng)。最后，評價核電站的事故釋放情況下所引起的后果。估價大氣擴散和地面沉降最大可能劑量，計算采取措施后劑量預(yù)測值，評價受照射居民后果。

　　按上述分析，編制可以精確預(yù)計反應(yīng)堆事故后果的計算機程序和安全分析程序。

　　為了確保核電站安全，規(guī)定在安全分析報告中對工況II、III、IV的事故進行詳細分析計算，給出定量的結(jié)果，并評定其是否滿足目前的規(guī)范和標準。

　　評價核電站安全的方法有確定論方法和概率風險評價法2種。2種方法結(jié)合、互輔可得到縱觀全局、勻稱合理的工作體系，有助于達到較高的安全目標。

　　2.確定論是核電站安全分析方法的基礎(chǔ)

　　核電站的安全評價與分析一直是建立在確定論基礎(chǔ)上的。確定論的安全設(shè)計與分析原理是縱深設(shè)防，提供多層次保護。其安全性表現(xiàn)為系統(tǒng)和部件的可靠性，多重性，多樣性、獨立性、單一故障原則。

　　縱深防御這一原理，貫穿于核電站的全部活動，包括選址、設(shè)計、制造、建造、運行、退役、管理、人因等有關(guān)方面，以保證這些活動置于重疊措施防御之下。即使有一種防御失效，亦將得到補償或糾正。確定論的設(shè)計安全形成一套完整的法規(guī)、標準、實施方法與審評方式。表1為輕水堆事件、設(shè)防、設(shè)計基礎(chǔ)與評價分析依據(jù)。

　　確定論評價方法是假定事故已經(jīng)發(fā)生，按要求采取合理的或保守的假設(shè)，分析計算整個核電站系統(tǒng)的響應(yīng)，直至得出該事故的放射性后果。

　　這種事故后果預(yù)審分析，其做法是規(guī)定典型假想核事故，對其引起事態(tài)演變過程進行分析，來檢驗各項安全措施的有效性，重點是考慮設(shè)計基準事故(DBA)。1975年的美國核管理委員會頒布了《輕水堆核電站安全分析報告標準格式和內(nèi)容》，規(guī)定需分析47種典型始發(fā)事故。核電站設(shè)計部門應(yīng)針對這47種事故，對所設(shè)計的核電站進行計算分析，并證明所設(shè)計的核電站能滿足有關(guān)的安全標準。

　　在標準審核步驟(SRP)中規(guī)定要分析的有失水事故、主蒸汽破裂事故、蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故、一次小管道破裂事故等設(shè)計基準事故，考查它們所造成的嚴重后果是否能得到有效控制。在考慮失水事故時，在壓水堆是以主管道雙端斷裂作為基準事故(DBA)分析的。所有的安全系統(tǒng)都以預(yù)防、應(yīng)付這一事故作為基礎(chǔ)，進行設(shè)計與安全分析，并認為比DBA嚴重程度較低的事故都能得到緩解。因此，DBA也稱作最可信事故。

　　確定論方法簡單易于掌握，廣泛應(yīng)用于核電站設(shè)計、制定安全法規(guī)和安全審批的安全分析評價中，對核電安全起了良好作用，使用一直延續(xù)至今。

　　這一方法不足之處在于：事故分為“可信”與“不可信”不能反映真實情況。以致人們過分集中注意和研究極不易發(fā)生雙端斷裂大破口事故，而忽視了一些更可能發(fā)生的如小破口和運行瞬變事故。1979年美國三里島(TMI)核電事故，操作未能識別是小破口，錯誤地關(guān)閉高壓注人，釀成商用核電史上一次嚴重堆芯損壞事故。另一方面，單一“可信”事故后果不能反映核電站可能的事故危害，也無法與大電站及其他社會風險比較。相反，有時會引起人們的錯覺，引起對放射性恐懼，而妨礙公眾接受核電站。

 

　　3.概率風險分析法是確定論法的發(fā)展

　　概率風險分析((PRA)是把整個系統(tǒng)的失效概率通過結(jié)構(gòu)的邏輯性推理與它的各個層次的子系統(tǒng)、部件及外界條件等失效概率聯(lián)系起來，從而找出各種事故發(fā)生的概率。

　　1975年美國發(fā)表了WASH－1400《堆風險分析一評估美國商用核電站事故風險》報告。為了估算堆芯熔化事故的概率與風險，首次采用事件樹－故障樹的概率分析方法。方法用初因事件發(fā)生頻率及估算得出的安全系統(tǒng)失效率導(dǎo)出由它引起的熔芯事故鏈概率。并估算出放射性進人環(huán)境后對公眾的風險。WASH－1400結(jié)論之一是核電站風險主要來自超設(shè)計基準事故（即初因事件疊加安全系統(tǒng)失效或人因失誤等多重失效事故)。所用概率風險分析方法((PRA)可以定量估計設(shè)想事故鏈的風險，并識別設(shè)計或運行規(guī)程的薄弱環(huán)節(jié)。

　　顯然，PRA認為一切事故屬于隨機事件，不存在“可信”與“不可信”的截然界限，只有發(fā)生概率的大小之別。核電風險R就是核電站事故發(fā)生的概率P與事故后果C乘積的期望值。

 

　　Rn表示核電站存在n個能導(dǎo)致向環(huán)境釋放性物質(zhì)的潛在事故，即核電站總風險。

　　這樣，PRA法就可把核電站引起的社會風險與自然災(zāi)害或人為因素引起的社會風險進行比較，也能與火電、水電的社會危害比較，因此PRA法易于被廣大居民接受，它是確定論方法的發(fā)展。

　　概率風險評價的步驟如圖1所示。

　　第一，根據(jù)核電站運行經(jīng)驗，結(jié)合推理、歸組等方法，確定能導(dǎo)致核電站向環(huán)境釋放放射性物質(zhì)的一切潛在事故，作為風險分析的初因事件.

　　堆芯熔化事故是核電研究的關(guān)鍵。引起燃料組件過熱的主要因素有兩方面：冷卻劑喪失與運行瞬變事故。引起失水的初因事件是主冷管大破裂(破口等效直徑大于16厘米)、中破裂(破口1.6－16厘米)、小破裂(破口小于1.6厘米)，壓力容器破裂，蒸汽發(fā)生器傳熱管道破裂。

 

　　運行瞬變可以由操作失效、設(shè)備誤動作或故障引起。

　　第二，以事件樹為工具選擇初因的頂事件逐級展看，找出能向環(huán)境釋放放射性物質(zhì)的一系列事件序列并用故障樹分析方法算出各事件序列中所涉及系統(tǒng)或設(shè)備的故障概率，進而算出各事件序列中所涉及系統(tǒng)或設(shè)備的故障概率，進而算出各事件序列發(fā)生的頻率。

　　圖2為壓水堆發(fā)生失水事故的事件樹。初因事件系回路系統(tǒng)主管道破裂，失水事故進一步擴展可能涉及系統(tǒng)或設(shè)備方面。假定每個系統(tǒng)或設(shè)備有正常和故障兩狀態(tài)，事件樹的上枝代表系統(tǒng)或設(shè)備功能正常，下枝則為功能失效。

 

　　第三，算出事故時堆芯內(nèi)放射性物質(zhì)達到平衡值時的貯存量及其在一回路系統(tǒng)和安全殼內(nèi)的沉積和遷移，進而確定釋放到環(huán)境中放射性物質(zhì)的數(shù)量。

　　第四，算出各種氣象條件下核電站周圍的放射性物質(zhì)的濃度分布。

　　第五，確定核電站事故時對周圍居民健康影響程度以及造成的經(jīng)濟損失。

　　WASH－1400是第1次應(yīng)用PRA評價核電站，接著西德等國家也發(fā)表安全性評價報告，這些報告都闡明核電站的風險比其他能源工業(yè)和社會風險小得多的結(jié)論。

　　第一，核能職業(yè)風險和公眾風險比其他能源低。煤循環(huán)的即發(fā)職業(yè)風險比輕水堆高8～10倍;核能在即發(fā)公眾風險比其他能源風險低10～100倍。遲發(fā)風險與天然氣能源相同，比煤和石油至少低10倍。

　　第二，核電站發(fā)生事故的可能性比許多有類似后果的非核事故小得多，這些非核事件包括人為事件和自然事件。不僅非核事件引起的傷亡是核事件的1萬倍(見圖3)而且經(jīng)濟損失是核事故的100～1000倍。

　　第三，分析表明，核電站主要風險是堆芯燃料熔化事故，而小破口失水事故最易造成燃料熔化，而人為失誤加劇了事故的嚴重性。WASH－1400與西德研究分析，大破口失水引起堆芯熔化事故概率約占堆芯總?cè)刍�概�?.6％－6％，而小破口和瞬態(tài)事故引起的概率卻占74％~81％，說明在核電站安全研究中應(yīng)重視小破口和瞬態(tài)事故的研究。

 

　　4.核電站安全評價標準

　　核安全風險評價標準是從事故后果出發(fā)研究的。事故發(fā)生時會有大量的放射性物質(zhì)釋放，可能會引起人員早期或延遲健康影響，社會恐懼，采取撤離或其他措施。嚴重的后果是急性死亡和延期癌癥死亡。因此，以致死危險度作為個人風險評價標準，以致死人數(shù)和發(fā)生事故頻率F作為社會風險限制是研究方向，這樣其風險評價可以與其他非核的人為風險和自然風險評價相比較。

　　國際輻射防護委員會(ICRP)，依據(jù)日本原子彈爆炸幸存者觀察資料，1990年ICRP60號出版物認為工作人員全部癌癥額定危險度系數(shù)為4×10－2SV-1，居民(包括兒童)的全部癌癥額定危險度系數(shù)5×10－2SV-1，職業(yè)性照射的劑量限值5年內(nèi)平均每年20msv，但任何一年不超過50msv，新60號比1977年26號出版物高2~3倍。按照人們對輻照忍受程度，此程度可分不可接受、可耐受、可接受三等。60號出版物分析指出，對工作人員終身劑量相當干于1.0SV時，各項指標處于可耐受的上限，其平均年有效劑量相當于20msv，這代表經(jīng)常性職業(yè)照射的一個剛可耐受的點。整個防護體系宗旨是把劑量水平控制在可以合理達到的低水平。

 

　　在討論核電站安全定量風險標準時，有2個公認的準則：一是新系統(tǒng)帶來的社會風險應(yīng)低于社會現(xiàn)有風險水平；二是新系統(tǒng)帶來的利益越大，允許帶來的風險也越大。

　　機動車造成風險2×10－1/人•a，人們愿意接受，是因利益大；疾病死亡風險10－2/人•a，自然災(zāi)害風險10－6/人•a是不以人們意志為轉(zhuǎn)移的被迫接受的風險。圖5繪制了利益－風險模型。

 

　　在確定核電站個人風險和社會風險時，應(yīng)考慮上述因素，與一般工業(yè)風險水平大體相當，并略高一些。表2給出了個體風險水平。

　　美國核管會（NRC）1982年提出了核電站定量安全目標方案：

　　①核電站堆芯熔化事故概率在10－4/堆一年以下；

　　②核電站場區(qū)的個人或集團，因事故受到的急性死亡風險，比社會現(xiàn)有急性死亡事故風險低1000倍以上；

　　③核電站周圍區(qū)域(50里以內(nèi))的個人或集團因核事故受到的癌晚發(fā)死亡風險，也應(yīng)比社會現(xiàn)有的癌死亡總風險低1000倍；

 

 

　　④當代價一利益低于1000美元/人•雷姆，就應(yīng)進一步采取安全措施。

　　美國現(xiàn)有急性死亡事故風險水平為6×10－1/人•a，癌癥死亡的風險水平為1.3×10－3死亡/人•a，根據(jù)上述安全定量的目標，核電站事故風險水平，無論是早期急性死亡還是晚期致癌死亡，其風險值取10－7死亡/人•a，是滿足的，這是目標值。

　　各國對核電廠內(nèi)潛在事故都提出了一些評價標準，見表3。

　　Higson認為對核電站特定的風險其限值為10-5人•a;目標值的10-6/人•a。他認為超過限值是不可接受的，低于目標值的風險是微不足道的。用于工程系統(tǒng)和安全功能評價應(yīng)取目標值的10%，即10－7/人•a

　　5.評價結(jié)論

　　5.1個人風險

　　工作人員限值410－5/人•a，安全目標應(yīng)放在自然界輻射本底照射相當風險水平;邊界外規(guī)定范圍內(nèi)公眾限值應(yīng)嚴于工作人員，但不應(yīng)低于自然界輻射本底的風險，因此10-5/人•a水平是合適的，目標值可定為10-6/人•a。這一標準，包括了延遲效應(yīng)，比別的工業(yè)要安全。

　　5.2社會風險

　　Higson提出的推薦標準較為合理(見圖6)，致死人員為100時的可忍受點的風險概率為5X10－6堆一年，其目標值10－7/堆一年；致死人員為1時的限值的為8×10－4/堆一年，目標值約為2×10－5/堆一年。