核電站嚴重事故后果概率安全評價方法研究

王晗丁，朱姚瑤，楊英豪，楊志超

（蘇州熱工研究院有限公司，廣東深圳 518000）

核電站嚴重事故后果概率安全評價方法研究

王晗丁，朱姚瑤，楊英豪，楊志超

（蘇州熱工研究院有限公司，廣東深圳 518000）

核電站嚴重事故后果概率安全評價（PSA）是采用概率論的方法對核電站放射性后果進行分析，并定量給出放射性物質(zhì)對核電站周圍公眾的健康效應影響。以國內(nèi)某壓水堆核電站為參考廠址，建立合適的場外后果分析模型。采用分層抽樣方法對參考廠址1a的氣象數(shù)據(jù)進行抽樣，源項和釋放特征等數(shù)據(jù)取自二級PSA的研究結(jié)果。利用事故后果評價程序?qū)穗娬緡乐厥鹿屎蠊M行計算，并用概率論方法對結(jié)果進行評估。通過計算將各事故和事故譜的場外個人劑量表示為CCDF曲線和總頻率－劑量曲線，再用概率論方法得到不同距離處個人劑量超過指定劑量的條件概率；也可用此方法對確定煙羽應急計劃區(qū)的安全準則中所描述的“大多數(shù)嚴重事故序列”進行量化。

核電站；嚴重事故；后果；概率安全評價

目前全世界在運的核電站有400多座，其運行經(jīng)驗表明，核電站是安全的，但也不能完全排除發(fā)生堆芯熔化事故的可能性。例如，2011年的福島核電站就是由于地震和海嘯而導致的嚴重事故，并釋放大量的放射性核素131I、137Cs等，對周圍環(huán)境造成放射性污染［1］。盡管此類事故發(fā)生的概率極小，但一旦發(fā)生這類事故就有可能使大量放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境中，造成輻射危害。因此，研究這類事故可能造成的后果對核電站的設(shè)計和管理是十分必要的。日本福島事故后，嚴重事故的后果評價研究也得到越來越多的關(guān)注。

核電站嚴重事故后果評價方法分為確定論分析和概率論分析［2］，而后果概率安全評價（PSA）就是用概率論的方法研究這個問題。嚴重事故后果PSA作為核電站PSA的第三級也是核電安全分析的重要組成部分，它正日益成為商用核電站的設(shè)計、評價和管理的一種重要工具。本文重點研究后果PSA方法的重要技術(shù)要素，并建立相應模型，通過計算得出核電站發(fā)生嚴重事故后的概率安全結(jié)果。

1 評估方法

1．1 后果概率評價方法

核事故后果評價方法一般分為確定論和概率論評價方法。美國NUREG－0396報告中對設(shè)計基準事故使用了確定論的評價方法，而對嚴重事故使用了概率論的評價方法［2］。

在概率論的研究方法中，要考慮整個事故譜的影響，氣象條件則選取1組代表性序列進行計算。NUREG－0396中對嚴重事故的概率論評價方法［3］為：對于釋放類i，通過計算距離x處的劑量余補累積頻率分布（CCDF）曲線求得超過指定劑量的氣象條件概率pi（x）。如果釋放類i的發(fā)生概率為fi，則在距離x處，考慮完整事故譜情況下超過指定劑量的條件概率為：

1．2 評估模型

1）廠址網(wǎng)格劃分

在后果分析程序（MACCS2）中，對所分析的參考廠址周圍進行網(wǎng)格劃分［4］。將反應堆周圍的區(qū)域劃分為極坐標網(wǎng)格，反應堆坐落于（r＝0，θ＝0），以反應堆為中心按每22．5°為一個方位將評估區(qū)周向分成16個扇區(qū)。徑向分區(qū)和周向扇形區(qū)邊界線相交，形成空間單元，計算結(jié)果也按此網(wǎng)格系統(tǒng)進行輸出。圖1為采用的網(wǎng)格系統(tǒng)示意圖，圖中N表示正北方位。評估事故后果時需要廠址特征相關(guān)數(shù)據(jù)。廠址周圍80km作為本次分析評估區(qū)，周向為16個方位，徑向劃分為12個環(huán)。人口數(shù)據(jù)采用廠址半徑80km內(nèi)各子區(qū)人口分布。

圖1 廠址周圍網(wǎng)格劃分模型示意圖Fig．1 Mesh model schematic around site

2）事故源項

后果分析的起始點是由相應二級PSA產(chǎn)生的放射性源項和頻率。放射性源項是確定事故場外后果的關(guān)鍵參數(shù)，是二級PSA分析的終態(tài)，同時也是場外后果概率評價的輸入，包括放射性裂變產(chǎn)物的釋放量、釋放時間、持續(xù)時間、釋放高度等。放射性源項包括許多不同的放射性核素，其物理和化學形態(tài)不同，在環(huán)境中遷移行為方式以及對社會風險的影響也不相同。本次分析的嚴重事故源項采用參考廠址的二級PSA分析結(jié)果。表1列出了所分析的17組釋放類。

表1 釋放類描述Table 1 Release species

釋放類主要用于表征具有相似放射性后果的事故序列的放射性釋放頻率。對每個釋放類均作源項分析，源項主要給出每個釋放類的釋放量及釋放開始時間、釋放持續(xù)時間等參量，并為描述釋放情況提供了必要的參數(shù)。

3）高斯煙羽模型

高斯煙羽模型是高斯模型的1個變形，用來模擬氣體的連續(xù)泄漏擴散。模型假設(shè)污染物的濃度在空間分布是高斯分布；在水平方向，大氣擴散系數(shù)呈各向同性；擴散系數(shù)與大氣湍流結(jié)構(gòu)、離地高度、地面粗糙度、泄漏持續(xù)時間、抽樣時間間隔、風速以及離開泄漏源的距離有關(guān)。按傳統(tǒng)高斯公式，當煙羽不受地面和逆溫層限制時，高斯煙羽模型可表達為：

式中：χ（x，y，z）為下風向位置（x，y，z）處時間積分空氣濃度，Bq·s／m3；Q為源強，Bq；u為平均風速，m／s；σy和σz分別為煙羽橫向和垂直方向的標準偏差，m；（x＝0，y＝0，z＝h）為源項位置；h為釋放高度，m。

在應用高斯煙羽模型時還需對大氣擴散參數(shù)等進行修正［5］，根據(jù)參考廠址地理條件處于丘陵地形，地面粗糙度較大，因此取較大地面粗糙度（z0＝1m）的大氣彌散參數(shù)。部分參數(shù)選取列于表2。對于其他與廠址有關(guān)的參數(shù)，如混合層高度、屏蔽因子等通過敏感性分析選取較為保守的值。

表2 部分參數(shù)選取Table 2 Some parameters

煙羽輸送和擴散采用直線擴散式，假定所有煙羽沿同一方向輸運，再對每一氣象序列沿16個方向輪轉(zhuǎn)計算。該方式將所有的煙羽段集中到某一方向上，這樣會將本來可能分散在不同人群的劑量集中到某一方向的人群中，因此計算的場外后果更為保守。將參考廠址1a的氣象數(shù)據(jù)作為抽樣數(shù)據(jù)，采用分層抽樣方法對氣象序列抽樣［6］。并對全年氣象數(shù)據(jù)進行平均，得到平均氣象條件為D類穩(wěn)定度，平均風速為2．4m／s，降雨量為0．226mm／h，混合層高度為800m，并作為邊界氣象條件。

4）劑量響應模型

事故下放射性物質(zhì)向大氣釋放后，在大氣中擴散、沉積，人體會由于放射性煙羽的外照射或地面沉積的外照射等累積輻射劑量。劑量響應模型就是將放射性物質(zhì)濃度轉(zhuǎn)化為對人體的累積輻射劑量的計算模型。圖2為劑量評價與健康效應評價示意圖。考慮的照射途徑包括：煙羽浸沒外照射、地面沉積外照射、吸入內(nèi)照射、再懸浮吸入內(nèi)照射、皮膚沉積照射［7］。事故早期的放射性照射只考慮前3種。3種途徑的預期劑量可按下式進行計算。

圖2 劑量評價與健康效應評價示意圖Fig．2 Evaluation schematic of dose evaluation and health effects

煙羽浸沒外照射：

地面沉積外照射：

吸入內(nèi)照射：

式中：DCk為煙羽段通過網(wǎng)格時對器官k造成的煙羽照射劑量，Sv；ACCi為煙羽中心線處i核素的時間積分空氣濃度，Bq·s／m3；DFC∞ik為i核素對k器官的半無限煙羽劑量轉(zhuǎn)換因子，Sv·m3／（Bq·s）；C為有限煙羽修正因子；F為煙羽經(jīng)過時的照射時間份額，F(xiàn)＝te／t0，te為人受照射時間（s），t0為煙羽段通過的持續(xù)時間（s）；SFC為煙羽照射屏蔽因子；GDRk為t0時刻對k器官的地面照射劑量率，Sv／s；DIk為煙羽經(jīng)過時對k器官造成的吸入劑量，Sv；ACi為煙羽中心線下方i核素的時間積分空氣濃度，Bq·s／m3；DFIik為i核素對k器官急性或終身劑量的吸入劑量轉(zhuǎn)換因子，Sv／Bq；BR為呼吸率，m3／s；J為網(wǎng)格離中心線修正因子；SFI為吸入防護因子。

2 計算結(jié)果及分析

1）條件概率

假設(shè)事故后核電站周圍群眾一直保持正常活動的狀態(tài)，未采取任何防護措施。根據(jù)上述模型及輸入條件，計算核電站場外80km范圍內(nèi)，各釋放類有效劑量超過10、50mSv，甲狀腺劑量超過100mSv的累積概率。將該累計概率按照每個釋放類發(fā)生頻率進行加權(quán)求和可得到有效劑量超過10、50、100mSv的條件概率（圖3～5）。

由圖3可知，事故譜在10km處2d有效劑量超過10mSv的條件概率約為29%。

圖3 2d有效劑量超過10mSv的條件概率Fig．3 Conditional probability of 2deffective dose exceeding 10mSv

圖4 7d有效劑量超過50mSv的條件概率Fig．4 Conditional probability of 7deffective dose exceeding 50mSv

圖5 7d有效劑量超過100mSv的條件概率Fig．5 Conditional probability of 7deffective dose exceeding 100mSv

由圖4可知，事故譜在5km處7d有效劑量超過50mSv的條件概率約為26%，并隨距離的增大迅速減小。由圖5可知，事故譜在5km處7d有效劑量超過100mSv的條件概率約為19%，在10km處7d有效劑量超過100mSv的條件概率約為13%。

GB／T 17680．1．1—2008給出的確定煙羽應急計劃區(qū)的安全準則中第2條規(guī)定［8］：在煙羽應急計劃區(qū)之外，對于各種設(shè)計基準事故和大多數(shù)嚴重事故序列，相應于特定防護行動的可防止的劑量一般應不大于GB 18871—2002規(guī)定的相應通用干預水平［9］。由于標準中第2條安全準則對于所考慮嚴重事故序列僅模糊的表達為“大多數(shù)”，這在實際應用中不便于操作，因此采用以上概率論的方法可對其進行量化。

由上述分析可知，可采用概率論的方法計算嚴重事故序列超過某一劑量值的條件概率，并參考NUREG－0396中的方法進行處理，選擇70%作為“大多數(shù)”的量化。即對于所有嚴重事故序列在應急計劃區(qū)外所造成的預期劑量，超過通用干預水平的年發(fā)生概率小于核電機組嚴重事故發(fā)生總概率的30%。

2）廠址邊界劑量風險

劑量評價提供了條件概率分布，這些后果的概率分布是基于造成該源項的事故已經(jīng)發(fā)生的假設(shè)，即后果概率分布是由不同的氣象條件造成劑量水平的變化產(chǎn)生。因此，特定劑量水平的實際概率為該源項的釋放頻率乘以該劑量水平的概率。

圖6為各種釋放類別下廠址邊界處24h全身劑量的CCDF計算結(jié)果，它給出了各釋放類超過某一劑量的概率。此外，還示出了將所有釋放類別求和的總頻率－劑量曲線。由圖6可看出，在不采取應急保護措施情況下，各釋放類堆芯損傷后廠址邊界處個人全身劑量超過0．25Sv的總頻率小于1×10－5／（堆·年）。

圖6 廠址邊界處劑量風險Fig．6 Dose risk at site boundary

3 結(jié)論

在建立參考廠址場外后果分析模型的基礎(chǔ)上，對核電站嚴重事故后果的概率評價方法進行了研究，并對源項釋放模型、大氣擴散模型、劑量響應模型進行了說明。通過計算將各事故和事故譜的場外不同距離處個人劑量及廠址邊界處個人劑量表示為CCDF曲線和總頻率－劑量曲線，并用概率論方法得到了不同距離處個人劑量超過指定劑量的條件概率。另外，對事故譜的概率計算可將確定煙羽應急計劃區(qū)的安全準則中所提的“大多數(shù)嚴重事故序列”量化為70%，可更直觀地體現(xiàn)安全準則中“大多數(shù)”的描述。

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［2］ 姚仁太．核事故后果評價研究進展［J］．輻射防護通訊，2009，29（1）：1－10．

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［8］ 中國核工業(yè)集團公司．GB／T 17680．1—2008核電廠應急計劃與準備準則（應急計劃區(qū)的劃分）［S］．北京：中國標準出版社，2008．

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

WANG Han－ding，ZHU Yao－yao，YANG Ying－h(huán)ao，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?。?987—），男，山西長治人，助理工程師，碩士，從事核電廠概率安全評價研究