【摘 要】“实际消除大量放射性物质释放”的概念已经被核工业界广泛接受，本文对“实际消除”和“大量放射性物质释放”两个关键概念进行研究，研究发现“实际消除大量放射性物质释放”概念是核电厂技术安全目标的沿续与补充，建议“实际消除”的概率安全目标考虑工业实现的可行性与发生大量放射性物质释放的频率（LRF）相结合，设计上考虑合理可行的预防缓解措施，做到合理可行降低放射性物质释放的可能性，提高核电厂的安全性。
【关键词】实际消除；大量放射性物质释放；概念理解
“实际消除大量放射性物质释放”的概念首次由法国与德国的核安全当局的技术支持单位IPSN和GRS在1997年联合起草的《IPSN-GRS Proposals for the development of technical guideline for future PWRs》[1]提出，其主张“实际消除早期大规模放射性释放”。国际原子能机构（IAEA）随后也接受此概念，在1999年出版的INSAG-12[2]中提出：“对未来核电厂的另一个目标是能够导致早期大规模放射性释放的事故序列被实际地消除，而使用现实假设和最佳估算评价，导致安全壳晚期失效的严重事故只需要在区域和时间上有限的保护措施”，在2004年出版的安全导则文件NS-G-1.10[3]中对“实际消除”给出了具体定义：“如果某些工况物理上不可能发生，或以高置信度认为某些工况极不可能出现，则可以认为这些工况发的可能性已被实际消除”。
2011年福岛事故后，核工业界对于大量放射性物质释放的关注提升到了一个新的高度，各国先后出版核电厂安全要求或规范等均涉及“设计上实际消除大量放射性物质释放”的概念。2012年IAEA修订了SSR1/2[4]，提出“核电厂的设计采用安全原则，必须采取实际措施来缓解对人类和环境造成的后果或辐射事故。必须实际消除可能导致高辐射剂量或高放射性物质释放量的事件序列，对于发生频率高的事件序列不得存在潜在的放射后果或只能存在轻微的放射后果。”2013年西欧核能监管机构（WENRA）发布的《Safety of new NPP designs》[5]和2013年加拿大核安全委员会（CNSC）发布REGDOC-2.5.2[6]进一步提出需要对“实际消除”给出一个量化的判断依据，但判断“实际消除”不能只根据截断概率，对发生概率很小的事故序列，依然需要进一步考虑降低风险需增加的设计功能、运行措施或事故管理规程。
福岛事故后，我国核安全监管当局在2012年发布了《核安全和放射性污染防治 十二五规划及2020年远景目标》[7]，文中提出将“十三五”及以后新建核电机组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作为2020年的远景目标之一。
“实际消除大量放射性物质释放”的概念已经被核工业界广泛认同，各国的核安全监管当局对新建核电厂都对此提出了期望或要求，因此有必要对此概念进行深入的理解与认识。本文主要从“实际消除”，“大量放射性物质释放”两个关键概念出发给出理解，为此概念在新建压水堆核电厂上的合理应用提供参考。
1 “实际消除”的理解
1.1 “实际消除”概念理解
“实际消除”的对象与定义在国际上已经形成普遍的共识[4-6]，其对象为“可能导致高辐射剂量或高放射性物质释放量的事件序列”；定义为“如果某些工况物理上不可能发生，或以高置信度认为某些工况极不可能出现，则可以认为这些工况发生的可能性已被实际消除”。
从“实际消除”的定义可以发现它是从概率角度诠释的一个概念，对于“物理上不可能”可以认为是不发生的概率为100%，“高置信度的极不可能”即发生概率极低，而此概率值是极度可信的。因此“实际消除”不能完全等同于“绝对不发生”，而应该是发生的概率极低。“实际消除”对于发生概率极低的工况要求高置信度，因此由于外部灾害的不确定性太大，从概率论角度针对外部灾害是否满足“实际消除”评估方法应该与内部事件有所区分。
当“实际消除”理解为发生的概率极低以后，可以发现“设计上实际消除大量放射性释放”不再是一个新的概念，而是与早期的导则或法规中对于核电厂的技术安全目标的阐述是一致的。IAEA在1999年发布的INSAG-12[2]和我国2004发布的HAF102[8]《核动力设计安全规定》中对于核电厂技术安全目标为“采取一切合理可行的措施防止核动力厂事故，并在一旦发生事故时减轻其后果；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。”另外在HAF102的2.1.5节中还对核动力厂的安全设计原则进行了阐述“核动力厂的安全设计适用以下原则：能导致高辐射剂量或大量放射性释放的核动力厂状态的发生概率极低；具有大的发生概率的核动力厂状态只有较小或者没有潜在的放射性后果。”
“实际消除”是对“技术安全目标”的沿续，“实际消除”应该理解为安全目标。“实际消除”作为安全目标应该具备明确指标判断依据，因其内涵为概率论的概念，可以考虑给出一个量化的评估概率。“实际消除”的对象为核电厂的事件序列，因此其量化的评估概率也是针对单个事件序列，是单个“点”的评估，与大量放射性释放的概率（LRF）有所区别，“LRF”表征的是核电厂发生大量放射性释放事件的概率积分值，是一个总体的概率安全目标。“实际消除”的安全目标应该是与LRF安全目标处于相同地位，其体现个体与整体目标的有机结合，因此对于“实际消除”的量化目标建议与LRF值处于同一量级。另外，从合理可行尽量高的提高核电厂的安全性角度，不能仅凭评估概率而进行截断考虑，需进一步考虑降低风险需要增加的设计功能、运行措施或事故管理规程，做到合理可行降低放射性物质释放的可能性。
1.2 “实际消除”量化理解
从“实际消除”的定义可以发现它是从概率角度诠释的一个概念，对于“物理上不可能”可以认为是不发生的概率为100%，“高置信度的极不可能”即发生概率极低，而此概率值是极度可信的，因此如何去量化“概率极低”也是“实际消除”一直存在争议的关键点。对于概率安全目标的确定本文认为需要从概率安全目标的合理依据和实践的可行性两个方面进行综合考虑，从而制定一个合理可行的概率安全目标。
1.2.1 概率安全目标的依据
美国核电的概率安全目标的制定是根据两个“千分之一”的安全目标。两个“千分之一”为：核电厂附近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因其他事故造成“即时死亡风险之和”的千分之一；核电厂附近公众群体因核电厂运行可能导致癌症死亡风险，不应该超过所有其他起因致癌症的死亡风险的千分之一。其它国家的概率安全目标值也多是参考和借鉴美国的安全目标的结论。
1.2.2 实践可行性
在提高概率安全目标时应该考虑工程实践中的可行性，如果目标值太高，工程实践中实现的代价非常大，则会降低核电的经济性，不利于核电的发展；如果目标值较低，如果当前电厂设计就已经满足，则达不到对新建电厂进一步提高安全要求的目标。因此，新建核电厂的概率安全目标应该是在当前目标基础上，考虑了工程实践中合理可行的措施后能够达到的目标。
美国EPRI在1999年发布的URD[9]和NRC在2012年发布的 SRP
19.0[10]中对于大量放射性物质释放的频率（LRF）安全目标为小于10-6/堆年；2012年欧洲发布的EUR[11]对于大量放射性物质释放的频率安全目标为低于10-6/堆年，若考虑“陡边效应”大量放射性释放的概率安全目标小于10-7/堆年；加拿大CNSC核安全监管当局2014年发布的REGDOC-2.5.2[6]中明确导致大量释放的频率小于10-6/堆年。
从“实际消除”的概念和定量化两个角度进行研究，可以发现“实际消除”的设计安全目标，是对核电厂技术安全目标的沿续与补充。“实际消除”的概率安全目标值的确定需根据合理依据与实践的可行性，将其与LRF的概率安全目标相结合。在设计上考虑预防缓解措施，合理可行尽量高的提高核电厂的安全性，降低放射性物质释放的可能性，从而实现“实际消除”。
2 “大量放射性物质释放”的理解
从“实际消除”的理解可知“实际消除大量放射性物质释放”其实是技术安全目标的沿续，其安全目标与LRF的安全目标是处于相同地位，因此对于“实际消除大量放射性物质释放”中的“大量放射性物质释放”应该与LRF中的理解是一致的。
IAEA在SSG-4[12]对于“大量放射性物质”推荐了四种判断方式：放射性核素的绝对量值、堆芯装量的某个份额、厂外人员受辐照的特定剂量、导致“不可接受的后果”的放射性释放。
——大量放射性核素释放的某个绝对值（以Bq的形式表示）
根据放射性核素释放进行大量的定义主要有两个类型，一类是以EUR为代表的“有限影响准则”（Criteria for Limited Impact，CLI）的形式，另一类是以IAEA为代表的核事件分级与放射性释放量对应表的形式。
2.1 EUR
针对设计扩展工况（DECs）提出的释放量限制要求以“有限影响准则”（Criteria for Limited Impact，CLI）的形式给出，用以评价电厂在DECs中的设计可接受性，也作为二级PSA（Probability Safety Analysis）的成功准则。
这些CLI可以保证如下设计目标的实现：（1）反应堆800m外无需紧急防护行动（如撤离）；（2）反应堆3km外无需采取迁延的防护行动（如避迁）；（3）反应堆800m外无需采取长期的防护行动（如再安置）和（4）电厂外仅有有限的经济影响。这些目标的实现将十分有利于进一步提高核电厂与社会经济及环境的相容性，表1给出了典型性核素131I和137Cs的释放量限值。
表1 EUR中的有限地域和时间上的防护行动对应的CLI
2.2 IAEA
IAEA根据国际事故等级[13]，对各等级的事故后放射性物质释放进行了限制，其选择等效于核素131I剂量当量作为评估的核素，因为131I是核电厂释放的主要放射性核素之一，易于表征放射性物质释放水平，按照放射学辐射剂量效果，可以将释放到环境中所有核素的放射性活度的数量等效至131I。当释放的放射性当量水平超过1014Bq剂量的事故被定为五级及以上事故，五级事故基本特征为放射性物质有限释放而四级事故基本特征为放射性物质少量释放，没有明显厂外风险，一般不需要场外保护性行动，如表2所示。表3给出了一些已经发生的典型事故及其放射性后果。
*三哩岛核事故放射性物质释放较少，按照堆芯损伤状态定义为五级，其余事故按照放射性物质水平划分等级。
——堆芯装量的某个份额
NUREG/CR-6595[14]中分析认为，挥发性/半挥发性裂变产物（碘、铯、碲）的释放份额超过2.5-3%，或者碘的释放份额超过10%都可以认为是大量释放。
——厂外暴露人员所受的某个特定的剂量
NRC和EPRI在核电厂安全目标中对“大量放射性物质释放”给出了一种定义，即厂址边界处全身剂量大于0.25Sv。
——导致不可接受后果的某个释放
导致不可接受后果的某个释放更多是一种工程的定性判断，在二级PSA的LRF分析中认为导致安全壳失效的事故即可认为此事故后果将导致大量放射性物质释放，核电厂的放射性最终的包容边界丧失可视为“大量放射性物质释放”的定性判断。对“大量放射性物质释放”定性判断，便于工程设计上对可能导致大量放射性物质释放的事件序列进行判断和考虑相应的缓解措施。
“大量放射性物质释放”的判断建议采用定量与定性相结合的方式，定性的方式便于工程判断，定量判断可以对定性判断进行补充，弥补遗漏。
表2 事故等级与放射性准则
表3 典型核事故放射性物质水平及事故等级表
3 结论与建议
本文通过对“实际消除大量放射性物质释放”进行了研究，形成初步的结论与建议：
（1）“设计上实际消除大量放射性物质释放”不是一个新的概念，而是核电厂技术安全目标沿续与补充，此概念在核电厂的设计中应该作为一个设计安全目标。
（2）外部灾害的不确定性太大，从概率论角度针对外部灾害是否满足“实际消除”评估方法应该与内部事件有所区分。
（3）“实际消除大量放射性物质释放”为一个概率安全目标，其对象为发生大量放射性物质释放的事件序列或状态，与LRF的概率安全目标是个体与总体的关系，建议其概率安全的量化目标与LRF处于同一个量级。
（4）核电厂的“大量放射性物质释放”的概率安全目标应该考虑单个事故序列发生的概率和核电厂的LRF值，进一步提高核电厂的安全性。
（5）“大量放射性物质释放”建议从定性和定量两个角度考虑，但是具体的量化值有待进一步研究。
（6）设计上考虑“实际消除大量放射性物质释放”不能仅凭评估概率而进行截断考虑，而是合理可行的考虑预防缓解措施，提高核电厂的安全性，降低放射性物质释放的可能性，从而实现“实际消除”。
【参考文献】
[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 十二五规划及2020年远景目标[R].中国，2012.
[8]核安全局，核动力设计安全规定[R].中国，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 user’s 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.
[责任编辑：王楠]