核电厂三级概率安全评价编制说明

《应用于核电厂的三级概率安全评价》

编制说明

2024年10月

1任务来源和目的

1.1任务来源

本项目承接国家能源局能源标准项目，依据“国家能源局综合司关于下达

2023年能源领域行业标准制修订计划及外文版翻译计划的通知（国能综通科技

[2023]111号）”，本项目计划编号：能源20230573，属于制订标准类项目，计

划2025年完成，标准名称《核动力厂场内应急设施设计规范》。

已完成的相关成果：国家能源局能源标准化研究项目：《核电厂三级概率

安全评价方法准则研究》。

1.2编制单位

本文件由深圳中广核工程设计有限公司主编，上海核工程研究设计院、中核

核电运行管理有限公司、苏州热工研究院有限公司、中核能源科技有限公司参编

单位参与本文件的部分编制工作。

1.3编制必要性

国际核电厂安全评估实践中逐渐形成了三个级别的概率安全评价，其中三级

概率安全评价着重于事故放射性后果及其风险研究，也分析事故对土地、空气、

水和粮食的污染，考虑核事故应急响应的效用及经济代价。目前，一级概率安全

评价已经得到了广泛的应用，福岛事故前后完整的二级概率安全评价也逐步得到

应用，而到目前为止国内核电项目尚未开展三级概率安全评价（PSA）。三级

PSA能够为核电厂厂址选择、应急响应、安全分析和研究、电厂事故管理、预防

缓解措施、监管等提供重要的技术支持，目前国际上普遍要求进行核电厂三级

PSA。而三级PSA是一项复杂的综合性工作，涉及自然科学、工程学、放射性

医学和社会科学，目前的评价过程中尚存在较大的不确定性，但又有广泛的应用。

如无相关三级PSA标准，则相关的实践缺乏指导，工作过程难以控制，工作结

果难以评价，可能造成质量不达标、工作反复、浪费人力物力等情况，因此我国

有必要开展系统性三级PSA标准工作，进行核电厂三级PSA执行流程及相关工

作要求的标准制定工作。

本标准的建立将规范核电厂三级PSA要求，使其在开发流程、方法论、技

术指标、质量控制、同行评估等方面得到规范与保障。目前国内关于核电厂概

率安全评价和核事故应急相关的核安全法规、导则和技术文件以及相关标准主要

包括：

a)《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871）；

b)《核电厂应急计划与准备准则》（GB/T17680）；

c)《应用于核电厂的一级概率安全评价》（NB/T20037）；

d)《应用于核电厂的二级概率安全评价》（NB/T20445）。

本编写组的大部分专业人员均具有长期开展核电厂概率安全评价的实践经

验，专业领域涵盖核电厂安全分析、核事故后果评价、核事故应急响应、气象观

测与分析。

深圳中广核工程设计有限公司在英国通用设计审查项目上已完成华龙一号

首次全范围三级PSA的分析。为三级PSA的标准制定，进行了充分的国内外调

研和经验积累。国际组织及国家也在积极推进三级PSA的研究，不断完善三级

PSA的法规要求。

深圳中广核工程设计有限公司牵头，联合苏州热工研究院有限公司、中国核

电工程有限公司、上海核工程研究设计院有限公司、中核能源科技有限公司完成

“核电厂三级概率安全评价方法准则研究”能标研究课题的研究报告和标准草案

初稿。

综上，基于国际上的良好实践和国内行业广泛共识形成第一套完整的三级

PSA标准导则是非常必要的。

2前期研究情况

深圳中广核工程设计有限公司牵头，苏州热工研究院有限公司、上海核工程

研究设计院、中国核电工程有限公司参与，于2020年至2021年开展了“应用于

核电厂的三级概率安全评价方法准则研究”，调研了国内三级概率安全评价实践

及研究、国际实践及标准导则研究（包括美国、英国、IAEA、欧盟、NEA的实

践或研究）。其中《应用于核设施放射性事故场外后果分析标准(三级概率风险

评估)》（ASME/ANSRA-S-1.3-2017）编制、发布时间较新，且方法及技术要素

总结全面，对各技术要求提出了详细的高层级要求和支持性要求，可供三级PSA

的方法建立与评估实施提供可执行性的指导或要求。因而，此标准是调研的标准

导则中为当前国内外较为全面、前沿的三级PSA的标准导则，故而将该标准作

为本项目的推荐参考。

《应用于核设施放射性事故场外后果分析标准(三级概率风险评估)》

（ASME/ANSRA-S-1.3-2017）中介绍了三级PSA应用流程，也按照三个能力类

别给出了相应的技术要素的要求。在SR中划定能力类别的目的通常是从能力类

别Ⅰ到Ⅲ，厂址特异度和真实度将依次递增。能力类别未基于特定分析方面的保

守度（即，因PSA简化，高估风险的倾向）。随着能力类别递增，分析中的真实

度增加，保守度可降低。能力类别Ⅰ对三级PSA的真实度及厂址特异性要求最为

简单，使用通用数据和模型即可，对于国内核电项目基本以具体厂址分析为导向，

核电厂厂址虽均为沿海厂址，但我国幅员辽阔、海岸线绵长，地理、社会信息差

异较大，很难构建包络各厂址的通用数据（例如通用气象数据），并且，若按照

能力类别I要求，采用包络性的数据和模型，三级PSA评估的结果会过于保守。

能力类别Ⅲ对三级PSA的真实度及厂址特异性要求最为复杂精确。相较于能力类

别Ⅱ，能力类别Ⅲ对三级PSA分析所使用的数据和模型的要求更为复杂、精细，

例如能力类别Ⅲ要求厂址气象数据的记录周期小于1小时（例如15分钟），而我

国核电厂址环评分析和场外事故后果分析所使用的厂址数据为逐时气象数据（与

能力类别Ⅱ要求一致），这将带来一系列的数据收集、处理，以及建模处理的新

要求，引入大量新的工作，甚至部分数据难以获取。另外考虑到不确定性经过一

级/二级PSA分析的累积至三级PSA时已经较大了，如果使用符合能力类别Ⅲ要求

的、过于精细和负责的数据和模型，并不能对三级PSA评估结果不确定性影响带

来较大益处。为避免过于保守的结果和过于繁复的输入和评价要求而产生难以评

价的情况，因此，建议采取能力类别Ⅱ作为核电厂三级概率安全评价方法准则所

参考的分析深度。其相应的高层级要求和支撑要求也为后续标准草案的主要技术

要求。各能力类别的描述可见表1。

表1三级PSA三种能力类别

属性能力类别Ⅰ能力类别Ⅱ能力类别Ⅲ

1.厂址专用度：为研究使用通用数据/模型是对于局地和区域特征针对所有特征使用厂

已有条件，纳入厂址/可接受的。使用厂址/释放相关的址/释放的数据/模型，

电厂专有信息的程度。数据/模型，将对结果将对结果产生显著的

产生显著影响。或甚至中等的影响。

2.模型真实度：输入项偏离模型真实度，将对偏离模型真实度良好偏离模型真实度，将对

和模型中的真实度。良好实践所支持的结实践所支持的结论和良好所支持的结论和

论和风险见解产生中风险见解产生小的影风险见解产生可忽略

等的影响。响。的影响1。

根据国内三级PSA实践情况的调研和研究，各实践均运用到的技术要素包括：

放射性核素释放表征（RE），气象数据（ME），大气输送与扩散（AD）和剂

量学（DO）。

对于其他的技术要素：保护行动参数和其它厂址数据（PA），健康效应（HE），

经济因素（EC）等，从国内外研究情况来看，一方面受制于评估或计算目的，

存在不同的输入、技术要素及计算终点的选择。另一方面，因其建模和方法的障

碍，以及需要调研和研究符合我国国情的数据（如场外应急行动数据、人体健康

数据、社会与国家的经济数据）难以获取，因而在国内项目上难以实践。建议在

我国核电厂三级概率安全评价方法准则的制定中不对这些技术要素予以强制要

求，仅给出建议和指导。

对于输出结果的技术要素：条件后果的量化和报告（QT）和风险评估（RI），

三级PSA作为风险评价工具，国内外实践中普遍以剂量后果作为输出，也存在个

人风险和社会风险的评估案例。但是个人风险的指标存在多样性，例如，有以重

要器官剂量、个人早期致死风险、个人总致死风险等多个指标；同样，对于社会

风险也存在类似现象。这主要是三级PSA应用目的和关心的关键问题有所差别。

另外，对于经济因素，一方面受制于评估或计算目的，存在不同的输入、技术要

素及计算终点的选择。另一方面，因其建模和方法的障碍，以及需要调研和研究

符合我国国情的数据（如场外应急行动数据、社会与国家的经济数据）难以获取，

因而在国内外均难以实践。

3编制过程

2024年签订项目任务书后，深圳中广核工程设计有限公司申报人组织院内

相关专业和苏州热工研究院有限公司、中国核电工程有限公司、上海核工程研

究设计院股份有限公司等单位成立了项目组，包括环保（核应急）、总体技术（PSA）

等专业人员，充分考虑了该技术文件所涉及的广泛专业面及联合编写机制。启动

初稿编制工作。

2024年4月，项目组织课题启动会。

2024年4月23日，项目组织了编制方案专家评审会，并邀请行业专家审评

指导。

2024年8月26日，项目组织了初稿的第一次课题组内审会，就形成的标准

初稿进行了讨论。

2024年10月10日至10月17日，项目组织了标准初稿的行业专家函审，

根据函审意见修改形成征求意见稿。

4编制的基本原则

本文件编制的基本原则为：

（1）遵守已有法规、导则；

（2）引入业内形成的共识；

（3）考虑设计和运行的可操作性，考虑三级PSA分析评价的特殊性要求与

相关专业通用标准的融合性；

（4）与其他概率安全评价能源标准的一致性和连贯性。

5编制机构组成

（一）主编单位

深圳中广核工程设计有限公司。

（二）已确定参编单位

上海核工程研究设计院、中国核电工程有限公司、苏州热工研究院有限公司、

中核能源科技有限公司。

（三）编制组成员

初步确定各单位参编人员如下：

深圳中广核工程设计有限公司：王琪、王金凯、王建华、韩丰泽、王晶、

张凌燕、李文辉、肖玲梅、李锦辉、杨春菊；

上海核工程研究设计院：孙大威、梅其良、李蒙、高圣钦、付亚茹；

中国核电工程有限公司：龙亮、王梦溪、闫瑾、张捷敏；

苏州热工研究院有限公司：杜欣、刘卫东、王晗丁、王照。

中核能源科技有限公司：孙长哲、卢放、石琦、谭方泉、孙凤。

6主要技术内容的解释

6.1总体框架

本文件按照国家标准及核安全技术文件一般格式要求编写。本文件包括九个

部分内容：范围、规范性引用文件、术语和定义及缩略语、三级概率安全评价要

求的组成结构、三级概率安全评价应用流程、三级概率安全评价技术要求、三级

概率安全评价的状态控制、三级概率安全评价的同行评估，以及资料性附录（经

济因素）。

本文件4～8章依次对三级概率安全评价各个环节提出具体的要求，旨在形成

一份具有良好操作性的应用于核电厂的三级概率安全评价标准。同时考虑到经济

因素评价在国内外实践中均存在较大不确定性和输入性的挑战，且对经济效益影

响的考虑存在我国国情的独特性，因此。经济因素（EC）的技术要求仅作为资

料性附录提供。

6.2主要技术内容

6.2.1标准名称

本文件将与《应用于核电厂的一级概率安全评价》（NB/T20037）、《应

用于核电厂的二级概率安全评价》（NB/T20445）等一系列文件组成全范围的概

率安全评价能源行业标准体系。为保持体系的一致性和延续性，本文件的名称和

行文格式等将尽量与该系列文件保持一致或相近。因此，经课题组内讨论及行业

专家评审，本文件将命名为《应用于核电厂的三级概率安全评价》。

6.2.2范围

本文件适用于压水堆核电厂的设计阶段、建造阶段及运行阶段三级PSA，广

泛调研了国内现行三级PSA的行业实践以及与国外相关标准的差异性，考虑了评

价活动与一、二级PSA的接口符合性，是在行业共识的基础上提出的具有可操作

性的指导规范。

本文件也规定了三级PSA的应用过程、技术要求（包括高层次要求和支持性

要求）、状态控制和同行评估的总体性要求或具体要求。

6.2.3术语和定义

本部分列出了本文件中出现的重要的术语和定义及缩略语。相关术语及定义

可以分为三类：第一类，来自国内的相关法规标准导则或出版物中的定义或解释；

第二类，来自国际组织的相关文件中的定义或解释，如IAEA或ICRP等；第三

类，为本文件将源项、大气输送与扩散、健康效应、经济因素等三级PSA实践

活动中的常见表达作为术语进行了定义：

1)“应急计划区”、“应急响应”、“集体剂量”、“防护行动”等根据HAF

002/01、GB18871等国内法规标准进行了定义；

2)“剂量转换因子”、“源项”等根据ICRP、IAEA等组织的术语进行定义；

3)“大气输送与扩散”、“经济因素”、“撤离”、“照射时长”、“健康效

应”、“土地利用”、“释放类”、“隐蔽”等三级PSA实践活动中的常见

表达进行了定义。

6.2.4三级概率安全评价要求的组成结构

本文件首先明确了三级PSA的应用范围涵盖核电厂设计、建造、运行各阶

段，不同阶段采用的分析评价深度和技术要素选取应有一定区分。其次，根据三

级PSA评价实践，将三级PSA的各项技术要素归纳为以下9类：

•放射性核素释放特征（RE）；

•气象数据（ME）；

•大气输送与扩散（AD）；

•剂量评价（DO）；

•防护行动参数和其它厂址参数（PA）；

•健康效应（HE）；

•条件后果的量化和报告（QT）；

•风险评估（RI）；

•经济因素（EC）。

本节还对第6章三级PSA技术要求的结构进行了解释和说明，包括每个技

术要素下共同的行文结构、高层次要求的定义和特征、支持性要求的定义，以及

高层次要求和支持性要求之间的关系。

6.2.5三级概率安全评价应用流程

本章说明为了确定支持风险指引型应用所要求的三级PSA质量而需进行

的活动。本节主要对三级概率安全评价在应用过程的主要分为5个阶段，及各

阶段主要工作。图1表明了如何评估具体应用中三级PSA的作用。

阶段A：确定应用相关的要求

1.确定一级/二级PSA评价中相关的

每个SR

2.确定三级PSA评价中相关每个SR

阶段B：建立三级PSA评价范围

Y

3.三级PSA评价范围满足该应用的4.更新三级PSA

评估要求？评价模型？

NN

Y

阶段C：确认三级PSA评价中SRs的完整性

5.三级PSA评价中的SRs对该应用而6.建立补充

言是否完整？N要求？

Y

阶段D：确认三级PSA评价中SRs满足要求

Y

7.三级PSA评价满足应用相关的8.更新三级PSA

SRs？评价模型？

NN

Y

阶段E：支持应用

10.描绘风险11.提供补

9.采用三级PSA评价来支持该应用及相应的不充要求和分

确定性析

12.为决策制

定者提供风

险输入

图1三级PSA应用流程示意图

6.2.6三级概率安全评价技术要求

本节说明三级概率安全评价的主要技术要素，以及各技术要素的定义、目

标和高层级要求及相应支持性要求。

6.2.6.1放射性核素释放特征（RE）

放射性核素释放特征（RE）作为三级PSA与一、二级PSA主要接口部分，

负责收集归纳事故源项特征的技术要求。这些技术要求应能反映一、二级PSA

分析的主要结果，包括事故谱分析得到的释放类别、烟羽段的划分、释放高度

等参数和根据理化特征相似原则划分的放射性核素组别。对此类技术要素的不

确定性分析侧重于源项分析，可在同一释放类别中选取多个事故序列的释放源

项开展比对，或直接评估每一释放类别中的源项分布情况。国内的二级PSA研

究和实践已日趋成熟，但是在释放类划分等方面存在一定的差异性，因此，本

节根据二级PSA能标及国内实践的情况，在原ASME要求的基础上进行了本

土化的修改。

本节对放射性核素释放的特征技术要素进行描述并提出HLR和SR。

6.2.6.2气象数据（ME）

气象数据（ME）负责收集三级PSA评价对气象观测实施过程和气象数据

质量方面的技术要求。气象数据作为大气输运和扩散模型的主要输入对事故后

果的评估有着直接的影响。三级PSA要求所使用的气象数据能够反映厂址所在

地区的代表性气象特征，同时气象数据的使用应考虑事故发生在未来任意时间

的气象不确定性，即三级PSA的评估结果是能够代表可归因于气象变化的人员

平均风险。因此，对于气象数据的技术要求也重点关注了以上层面。

对气象代表性的技术要求体现在对气象观测全过程的审查，包括对气象塔

站选址合理性和代表性的评估、多年气象数据回顾、观测仪器的性能指标达标

情况和校准检定记录的审查。经过对国内核电厂气象观测活动的广泛调研和对

国外气象观测管理要求的比对，可以认定目前国内气象观测主要参照标准《核

电厂气象观测规范》（QX/T369-2016）的评价范围和技术深度能够满足三级

PSA分析的技术要求，因此本文件中气象数据的技术要求深度参考《核电厂气

象观测规范》（QX/T369-2016）执行。

对于气象数据质量的技术要求，除观测过程中的质量把控外，本文件重点

关注了缺失气象数据的处理情况。根据国内气象观测实践，在缺失数据较少时

可通过前后时刻插值补足数据。当连续缺失多个时刻数据时，可考虑采用替代

性数据，但替代数据的代表性与合理性均应得到充分论证，并确保具备气象观

测专业能力和经验的人员对数据替代过程开展全面审查。

本节对气象数据技术要素进行描述并提出HLR和SR。

6.2.6.3大气输送与扩散（AD）

大气输送与扩散（AD）考虑了放射性核素在大气环境的输送与扩散过程，

包括干、湿沉积与衰败的耗散。大气扩散模型计算得到核素在下风向不同距离

处的近地面空气浓度和地面沉积浓度，以此作为剂量计算的输入。该类型的技

术要求关注扩散模型可靠性以及模型对扩散、沉积物理过程的涵盖是否完整。

根据调研结果，目前国内开展三级PSA分析的相关单位均MACCS，分析工具

基本一致，但由于程序授权的限制，目前各家集团也已立项自主开发具有独立

知识产权的国产化评价软件。目前的标准文本，除了程序本身要求，也参考了

国内三级PSA分析活动的实践，如气象数据一般使用厂址观测数据，在使用替

代数据时需论证其对厂址的代表性。考虑未来国内三级PSA的发展和行业自主

软件研发，为避免出现对数据和评价模型的偏好限制，本标准中将修改相关描

述，如将扩散模型限制为高斯模型的表述。

三级PSA评价要求以气象数据反映人员剂量的概率风险，在评价中体现为

扩散模型计算前对气象数据的抽样，本文件对抽样方法没有具体要求，但抽样

方法应既能满足概率抽样的随机性要求，又能体现数据对区域气象特征的代表

性，典型的抽样方法包括均匀抽样、分层抽样、蒙特卡罗方法、拉丁超立方抽

样等方法，如需对抽样方法进行评估，可通过与全时刻气象数据计算结果进行

比对得到抽样方法敏感性，一般来说，抽样方法计算结果的均值与全时刻计算

结果相比，偏差不超过10%。

本节对大气输送与扩散技术要素进行描述并提出HLR和SR。

6.2.6.4防护行动参数和其它厂址数据（PA）

防护行动参数和其它厂址参数（PA）考虑场外应急响应活动对人员剂量风

险的缓解。该类技术要素主要评估不同防护行动策略的影响以及模型对防护行

动参数的选取合理性。对防护行动的考虑应按事故阶段划分，除事故早期和中

长期阶段外，如需评价核事故恢复行动，可对评估阶段适当延长。在评价输入

允许的情况下，可采用核事故应急撤离时间估算模型的结果作为部分防护行动

策略的输入。同时，本节考虑我国核应急的法规标准要求和管理实践体系，进

行本土化修改。

目前国内的三级PSA分析活动还没有针对建造、运行阶段的相关实践，因

此防护行动的要求更倾向于设计阶段，即与厂址区域核应急方案和场内、场外

核应急计划制定相关要求保持一致。根据调研，这部分内容作为防护行动的基

础要求是能够满足三级PSA分析需要的，后续如有进一步的研究成果，如细化

的撤离情景分析、基于PSA分析的隐蔽防护效率分析等，也可在此基础上对三

级PSA分析结果进行升级维护。

本节对防护行动参数和其它现场数据技术要素进行描述并提出HLR和SR。

6.2.6.5剂量评价（DO）

剂量评价（DO）关注剂量模型中对照射途径的考虑和剂量转换因子的使用。

按照事故发展阶段的不同，评估考虑的剂量照射途径存在一定差异，事故早期

关注烟云浸没外照射、地面沉积外照射和吸入内照射等主要途径，以及皮肤的

沉积外照射剂量。在事故中长期阶段，则需要关注食入途径的影响。剂量转换

因子的选取考虑权威组织定期发布的数据，并根据健康效应的评价深度，审查

器官剂量转换因子是否能够满足评价需求。同时，本标准考虑我国核应急相关

法规标准的要求，对剂量评价的部分表征进行了调整和补充。

本节对剂量评估技术要素进行描述并提出HLR和SR。

6.2.6.6健康效应（HE）

健康效应（HE）是除人员剂量风险外概率评价中另一项重要的评估指标。

该类技术要求主要考虑评估中健康效应模型对人员早期致死和晚期癌症风险的

建模合理性。

本节对健康效应技术要素进行描述并提出HLR和SR。

6.2.6.7条件后果的量化和报告（QT）

条件后果的量化和报告（QT）关注概率安全评价过程中概率方法的使用情

况。该类技术要求侧重于对计算程序代码的审查，既包含对计算模型时域和空

间域评价完整性的要求，也包含对计算途径中量化过程及参数敏感性的要求。

本节对条件后果量化和报告技术要素进行描述并提出HLR和SR。

6.2.6.8风险评估（RI）

风险评估（RI）是对三级PSA评估结果的总体要求。该类技术要求主要关

注三级PSA的风险计算方法与一、二级PSA评估活动的适配，风险结果对事

故类别、气象不确定性、防护策略变化的体现以及上述层面的建模对风险结果

影响的敏感性。

本节对风险评估技术要素进行描述并提出HLR和SR。

6.2.7三级概率安全评价的状态控制

介绍了对三级PSA状态控制的要求。这些要求用于为风险指引决策提供支

持。为保持标准文本的简洁，目前仅在标准第1节范围中提出三级PSA分析可

用于核电厂设计、建造和运行阶段。对于设计、建造等阶段，三级PSA的维护

或升级可视厂址和电厂等输入条件固化程度，及三级PSA应用目的，对三级

PSA的升级和维护可以参照执行。

对于三级PSA，状态控制是指对流程、输入和输出及文件编制等方面的控

制。可使用代表当前做法的计算机程序，但前提是合理将这些计算机程序编成

文件并加以合理引用。

6.2.8三级概率安全评价的同行评估

本节规定了将在核装置风险指引型决策中使用的三级PSA的同行评估要求。

本标准适用的应用情形使用的后果分析应当进行同行评估。此目的的同行评估

应根据适用于三级PSA部分的本标准章节要求进行，该三级PSA部分支持此

等应用情形。

同行评估应当对三级PSA进行评估，以确定方法及其实施是否符合本标准

的要求；同行评估还应当评估假设是否适当。同行评估的目的是相对于本标准

的要求确定分析的优缺点。同行评估不必根据本标准SR部分的所有要求评估

三级PSA的所有方面，但是，应当评审足够的分析方面，以便评审人员就各适

用支撑性要求的评估以及各三级PSA技术要素方法及其实施的足够性达成共

识。

评审人员的具体数量和选择以及评审花费的时间宜基于评审范围。

6.2.9资料性附录A经济因素（EC）

经济因素（EC）是对事故后果在另一维度的定量评价，关注事故过程以及

事故后的恢复行动所造成的经济损失。该类技术要求主要关注经济模型和测算

数据的合理性，以及对事故损失费用考虑的全面性。

本节对经济因素技术要素进行描述并提出HLR和SR。

7与现有法律法规的兼容性

本文件基本延续《应用于核电厂的一级概率安全评价》（NB/T20037）和《应

用于核电厂的二级概率安全评价》（NB/T20445）的架构，在国际良好实践上结

合我国的核事故应急、事故后果评价、气象观测、大气弥散等实践，编制本标准。

本文件与现有法律法规不存在冲突，具有较好的兼容性。

8在我国的适用性说明

本文件是在研究我国一、二、三级概率安全评价相关法规要求和实践基础上

完成的，编制组对我国目前概率安全评价实际操作过程和评价分析内容进行了充

分调研，该技术文件既满足了我国核安全法规的要求，又参考了美国相关技术文

件对三级概率安全评价的具体要求，适用于我国核电厂设计、建造和运行各阶段，

它的发布将对我国核电厂三级概率安全评价工作提供具体的指导。

参考文献资料

1.NB/T20037《应用于核电厂的一级概率安全评价》；

2.NB/T20445《应用于核电厂的二级概率安全评价》；

3.HAD101/02-1987《核电厂厂址选择的大气弥撒问题》；

4.QX/T369-2016《核电厂气象观测规范》；

5.GB18871电离辐射防护与辐射源安全基本标准；

6.NUREG-1150《严重事故风险：对美国5所核电厂的风险评价》；

7.WASH-1400《反应堆安全研究：对美国核电厂的事故风险评价附录VI，

反应堆事故后果计算》；

8.NUREG-1465《轻水堆核电厂事故源项》；

9.PSH-999-AP-26《大气扩散评估工作手册》；

10.RegulatoryGuide1.23《核电厂气象监测程序》；

11.RegulatoryGuide1.145《核电厂潜在事故后果评价中的大气扩散模型》；

12.UCRL-JC-149850《气溶胶沉积后短期内再悬浮模型的评价与开发》；

13.ICRP60《国际放射防护委员会1990年建议》；

14.ICRP72《与年龄相关的公众摄入放射性核素所致剂量第5部分食入与吸

入剂量转换系数汇编》；

15.ICRP103《国际放射防护委员会2007年建议》；

16.UNSCEAR《电离辐射源与效应》；

17.ICRP108《环境保护：参考动物与参考植物的概念和应用》；

18.IAEA《国际原子能机构安全术语核安全和辐射防护系列2007年版》。

附件A关于验收目标的讨论

在研究过程中也了解到目前国内外的标准导则中，鲜有对风险（个人风险、

社会风险等指标）给出验收目标或限值要求，这主要是因为该数值的给出需要

对社会的风险接受程度展开深入研究，收集国家、社会中各种风险情况的数据，

了解民众的风险接受情况。本章节对三级PSA的计算终点、结果表示和验收目

标进行了讨论，结合国内外的实践和研究情况，给出了制定三级PSA验收目标

的建议。

基于所调研的国内外三级PSA的标准导则要求和实践情况，三级PSA的

输入/输出主要依据应用目的而确定的。在少数国家或组织中，明确了三级PSA

的验收目标，三级PSA的计算终点和结果表示形式可依据验收目标的要求进行

选择。对于其他的应用，例如对于评估事故后环境风险（场外个人风险和社会

风险）的三级PSA分析，将不考虑经济后果的计算输出。

在NEA的三级PSA调查中，仅有少数国家已建立标准导则要求的三级PSA

验收目标。并且在目前没有对核设施执行三级PSA的国家中，该调查还识别了

执行三级PSA的四个潜在障碍之一为缺乏执行三级PSA的技术或法律框架。

第5章节已经给出了推荐的三级PSA评价方法的标准，本节也将讨论三级PSA

的验收目标。

A.1计算终点的讨论

三级PSA计算通常可获得下述主要计算终点：

a)放射性浓度；

b)辐射剂量；

c)健康效应；

d)受应急行动影响的面积和人数；

e)经济代价。

上述各类后果中的每一类都与相应的发生频率相关联，得到一系列“后果-

频率”数偶。在三级PSA中，通常采用风险的概念：R(风险)=C（后果）×F

（频率）。NEA的调查中指出，通常使用的风险指标包括：①人群剂量风险；

②放射性健康影响的个体风险（例如，个体早期死亡风险，个体潜在癌症死亡

风险）；以及③放射性健康影响的群体（社会）风险（例如，超过指定死亡人

数的风险）。英国SAP中要求评估①场外个人剂量-频率；②场外个人死亡风

险；③社会风险（100人以上死亡）。

根据国内三级PSA应用的情况，主要运用到的技术要素包括：放射性核素

释放表征（RE），气象数据（ME），大气输送与扩散（AD）和剂量学（DO）。

因保护行动参数和其它厂址数据（PA），健康效应（HE），经济因素（EC）

等技术要素，建模和方法的障碍，以及执行这些分析需要调研和研究符合我国

国情的数据（如场外应急行动数据、人体健康数据、社会与国家的经济数据）

难以获取，因而在国内项目上几乎难以实践，建议在我国核电厂三级概率安全

评价方法准则的制定中不对这些技术要素予以强制要求，仅给出建议和指导。

因此相应的计算终点推荐主要考虑：放射性浓度以及辐射剂量-频率。健康效应

（包括个人风险和社会风险）、受应急行动影响的面积和人数和经济代价可根

据三级PSA应用目的酌情选为计算终点。

A.2结果表示的讨论

虽然三级PSA计算终点不尽相同，但是通常会使用各种格式和图形显示来

呈现由固有随机性或随机过程引起的表征变化或者偶然不确定性的风险结果。

通常使用的表示方式包括：①点评估——特别是在所有天气试验中选定后果指

标的预期（平均）风险；②FN曲线，其示出N个或更多后果的频率(F)，作为

后果总数(N)的函数，以表示社会风险；以及③互补累积分布函数(CCDF)曲线

（也称为超出频率曲线或风险曲线）——其表示超出不同后果水平的频率，并

且典型地用于3级PSA，以示出场外天气条件的变化对场外放射性后果的影响。

用于说明风险结果中不确定性的图形显示的常用表示方式包括：①选定风

险指标的经验概率分布——典型地以概率密度函数(PDF)曲线和/或累积分布函

数(CDF)曲线的形式；②显示关键汇总统计数据位置的方框图（例如所选风险

指标的平均值，第50百分位（中位数），第95百分位和第5百分位）；以及

③一系列CCDF曲线——其中不同曲线代表超过不同后果水平的频率的不同概

率。

A.3验收目标的讨论

目前，很多国家和组织已经建立了概率安全指标，如IAEA、URD、欧洲

用户要求（EUR）等等，普遍给出了一级PSA及二级PSA验收目标——概率

安全目标：堆芯损坏频率（CDF）和早期大量释放频率（LERF）/大量释放频

率（LEF）。部分国家（如日本）进一步要求了安全壳故障频率（CFF）。

但是仅有少数国家给出了三级PSA验收目标。确定这类“验收目标”的过

程并非仅仅是一个科学的或者客观的决定，人们已经对风险准则的各种各样的

阐述方式进行过讨论。目前，对已提出的任何一个安全目标概念都不存在完全

一致的意见。安全目标可以建立在不同准则的基础上，这个准则由下述各量或

这些量的组合所导出：

电厂损害；

放射性释放；

辐射剂量；

个人风险；

社会风险；

代价-效益考虑。

其中最受重视的是如何限制对个人和对整个社会所带来的死亡风险。在美

国，正在讨论暂定的数值指南，即“两个千分之一”：核电厂周围由核事故造

成急性死亡的人均风险，不应超过美国人日常可能遭受的各种其他事故下急性

死亡总风险的0.1%；核电厂附近居民因核电厂运行而遭受癌症死亡的风险不应

超过由其他原因造成的癌症死亡总风险的0.1%[46]。国际上三级PSA验收目标

总结如附表1。据此表可见，这些验收目标大致可分为三类：

1)剂量-频率：英国给出了该要求，该剂量-频率的要求形成了阶梯状。事

故的发生频率越高，后果应越小，这也与该要求的趋势一致。英国的

要求与其他几个国家要求不同的是，这些要求都是针对单个核设施而

不是单个事故/释放类，即为评估此要求的符合性，需要计算各个事故

/释放类的剂量结果，并且将同一剂量区间内的所有事故/释放类频率求

和，并与BSL和BSO比较。英国这些对单个核设施的要求主要是考

虑到新建核设施整体对环境和社会的影响，即若新建核设施会向环境

及社会总共引入多少风险。美国NUREG-1860中频率-后果曲线也是遵

循事故的发生频率越高，后果应越小这一趋势，但是其评价的剂量范

围比英国SAP更广。

2)个人风险；这六个国家都给出了个人风险的要求，韩国的要求与美国“两

个千分之一”的要求一致，分为早期死亡风险和癌症死亡风险，仅癌

症死亡风险的数值略有差异。荷兰及英国（BSO值）给出的个人死亡

的总风险(包含早期死亡和晚期死亡)，虽然数值都是1×10-6/年，但是

三个国家和组织评价目标和范围不尽相同：荷兰仅对单一BDBA造成

的个人风险进行要求，且不可考虑应急防护行动；英国也是对单个核

设施所有事故/释放类造成的个人风险之和，且可以考虑应急防护行动。

英国BSL值为1×10-4/年，英国审查方期望，新建核设施至少满足BSL，

若仅满足BSL未满足BSO，还需开展详细的ALARP论证；若满足BSO，

则认为新建核设施风险处于广泛可接受区域。因此对比两国的要求，

可以看到因为两国的审评理念的差别，导致该准则的范围和在评价中

的具体要求还是存在较大差异的。日本的目标值也分为早期死亡和晚

期死亡，但是其考虑了被评估对象的位置分布的影响。因为加拿大考

虑的对象为在役电厂，可能因此风险要求也更为宽松。

3)社会风险：仅荷兰和英国给出了社会风险的要求，两者形式类似，当死

亡人数定为100人及以上时，风险值要求均为1×10-7/年。荷兰与英国

在此准则的要求的差异与个人风险的要求差异类似。

国内也曾对三级PSA的验收目标进行过研究并给出了推荐的验收目标：

a)《核电厂概率安全目标发展概述》[48]中调研了国际上概率安全目标研

究现状，讨论了概率安全目标的定义，并给出了我国核电厂风险可接

受水平的建议：

该文参考了美国和英国的风险可接受性准则，对我国核电厂风险可接

受水平，该文笔者给出了建议值，以供审管部门今后制定我国核电厂

的风险可接受性准则参考。风险水平建议值的提出亦可考虑一下情况：

①目前世界上在役核电机组约有400多座（按该文发表时间2016年9

月），加上中国及其他国家拟建机组，保守估计，核电机组不久就将

达1000多座；②考虑公众能够客观理性地讨论该核事故影响的时限为

100年，即1代人；③选择判断工程上常用的工程措施是否有效的准则

为95%可信度，即保守假设公众能够承受1000座核电机组在100年内

不发生一次大量放射性释放的可信度为95%，即：

1/（1000×100）×5%=5×10-7/堆年

假定事故后个人受到的剂量为0.3Sv，由ICRP60给出的“标称致死概

率系数”（0.05/Sv）可以得到核电厂一次大量放射性释放所致公众早

期个人死亡风险为：

（5×10-7）（5×10-2）（≈0.3）≈7.5×10-9≈1.0×10-8/年

因此该文推荐10-8/年作为公众可接受水平。

b)《中国社会风险及核安全目标研究》[49]参考美国“两个千分之一”的

要求，对中国社会的基本情况和主要死亡原因进行调查；考虑到核电

站事故造成的伤亡应归于“事故”因此该研究对中国社会中因事故导

致的死亡进行进一步调查；最后对中国社会的死亡风险进行分析，并

得到定量化结果。该研究根据2012年至2017年间中国的政府部门统

计数据，对中国各类死亡的社会风险进行粗略估计。该文还给出了对

中国核安全目标的建议：根据对各国安全目标的借鉴，以及对中国社

会风险的调查，对中国定量核安全目标提出倡议：因核电厂运行造成

的急性死亡人数，不能超过当年任何具有同等生产总值的行业造成的

急性死亡人数；因核电厂造成的受伤、疾病人数，不能超过当年任何

具有同等生产总值的行业造成的受伤、疾病人数；因核电厂运行事故

造成的经济损失与核电的生产总值纸币，小于其他行业中事故的经济

损失与其生产总值之比。

《核电厂概率安全目标发展概述》中提出了95%置信度的概念，并假设了

公众对核事故的接受时间（100年）。《中国社会风险及核安全目标研究》中

的建议主要将核电厂与其他行业的死亡等指标进行对比，给出相应的指标。这

些理念对三级PSA验收目标的制定都是值得借鉴的概念。

但是《核电厂概率安全目标发展概述》的推荐值1.0×10-8/年明显比其他国

家给出的验收目标更为严苛；并且在这个值得推导过程中用到了较多假设值：

大量释放的剂量（0.3Sv），公众接受时间（100年）等。对于核电厂事故谱来

说，其剂量区间是广泛的（NUREG-1860中频率-剂量曲线的范围可知）。三级

PSA旨在考虑气象条件变化、电厂各类事故发生频率的差异等对风险量化分析

的影响，采用了大量假设和确定性计算得到的推荐值无法很好的与三级PSA方

法契合。对于《中国社会风险及核安全目标研究》中对于中国社会的调查比较

简单的将死亡类别分为疾病和意外（非疾病），较为粗糙；并且是否核电厂事

故的接受程度与其他行业相当仍需要进一步调查。

附表1三级PSA验收目标情况

验收目标

国家/组织备注

剂量-频率个人风险社会风险

韩国要求新核电厂经营许可证的申请人执行三级PSA，证明满足两个安全目标定量健康目标（QHOs）：

1)核事故产生的早期死亡风险不得超过其他事故产生的早期死亡总风险的0.1%不考虑场外应

韩国

---（4×10-7/年）。---急防护行动

2)核事故的癌症死亡风险不得超过总癌症死亡风险的0.1%（1×10-6/年）。

荷兰要求在建立、建造、投入使用、运行或退役装有裂变材料和（或）矿石的核设施申请许可证（或许可证变更）时，采用3级PSA以表明该设施符合某些风险接受标准。这些风险接受标准包括：

一个长期居住在设施场地外且不受保护的人死于超出设计基准事故(BDBA)的概由于确定性效应，一个BDBA在几周内导致至少10

率小于1×10-6/年，所有事故导致死亡的概率小于1×10-5/年。人直接死亡的概率小于1×10-5/年，死亡数增加n倍

不考虑场外应

荷兰为了计算此个人风险，可选择产生最坏情况下的个人特征（例如年龄，地点，习的概率小n2倍。例如，每年最少100人死亡的可能

---急防护行动

惯），这种情况仍然是合理的，但不必是一个真实的人。实际上，这是一个1岁性小于1×10-7/年，而每年最少1000人死亡的可能性

的婴儿，住在核设施的边缘旁边。在确定BDBA产生的总剂量时，考虑了至少50小于1×10-9/年。为了计算这一群体（社会）风险，

年的长期（随机）效应，包括在此期间由于环境污染而持续接触的情况。应考虑核设施周围的实际人口分布。

数值目标8——单独设施事故的频率剂量目标（任何场外个人）

单独设施发生可导致场外个人剂量的事故，其总预测频率的目标为：

数值目标9——100人及以上死亡的总风险

有效剂量，mSv预测频率，每年

数值目标7——事故情况下场外人员的个人风险：厂址内发生事故导致人员暴露在电离辐射下，不论是

BSLBSO

厂址发生事故导致暴露在电离辐射下，场外人员个体死亡风险的目标是：立即还是最终的，造成100人可考虑场外应

英国0.1-111×10-2

BSL：1×10-4pa1及以上死亡的总风险：急防护行动

1-101×10-11×10-3

BSO：1×10-6paBSL：1×10-5pa

10-1001×10-21×10-4

BSO：1×10-7pa

100-10001×10-31×10-5