浮动式核电厂烟羽应急计划区划分

介绍了小型堆应急计划区划分研究现状,在此基础上对比分析了浮动式核电厂ACP100S和AP1000核电厂在相同事故序列下裂变产物向环境的释放份额,选取具有包络性的事故源项,对ACP100S应急计划区进行了初步分析计算。结果表明:在相同的事故序列条件下,ACP100S和AP1000向环境的释放份额相差不大,但ACP100S堆芯积存量较小,因此ACP100S向环境释放源项也较小;在500m范围内,2d及7d有效剂量与7d甲状腺剂量均不超过相应的干预水平,由此可知ACP100S的烟羽应急计划区可划至500m的厂址边界,从而取消厂外应急。     

关于确定秦山核电厂（一期工程）烟羽应急计划区大小的建议

本文按照国际上划分应急计划区的一般原则,参考美国建立烟羽应急计划区的具体准则和方法,结合我国国情和秦山核电厂厂址的环境特征与事故释放特征,在对假想事故释放的预期剂量和相应的干预水平进行比较后,建议将秦山核电厂(一期工程)的烟羽应急计划区分为内区和外区。内区半径为3—5km,制定有撤离计划;外区半径为7—10km,一般不考虑采取撤离措施。     

核电厂烟羽应急计划区划分探讨

应急计划区划分是核电厂应急准备工作的一项重要内容。基于国家推荐的划分原则,分析某AP1000核电机组烟羽应急计划区计算方法及计算结果,并从电厂安全、事故后果、人口因素等方面讨论实际划分中遇到的问题,提出对后续机组烟羽应急计划区划分的建议。     

地下核电厂应急计划区最小化方面的初步研究

选取具有包络性的事故,并给出全堆熔化事故下的放射性源项,对CUP600应急计划区范围进行初步的分析计算。结果表明:CUP600向环境释放源项较小,整个事故期间在预计厂址边界处的有效剂量和甲状腺剂量均不超过相应的干预水平;CUP600的烟羽应急计划区可以划至厂址边界,从而取消场外烟羽应急计划区。     

台山核电厂EPR核电机组烟羽应急计划区评估

采用事故后果分析程序(MACCS2)对台山核电厂欧洲压水堆(EPR)机组应急计划区范围进行评估。气象数据采用厂址气象塔2007年9月至2008年8月逐时气象数据,源项和释放特征等数据采用二级概率安全分析(PSA)研究成果。对台山核电厂应急计划进行评估的结果表明,台山核电厂应急计划区半径应小于0.5 km,这与EPR的设计目标是一致。但根据国家法律法规要求,结合厂址特征,推荐台山核电厂应急计划区内区半径为4 km,外区半径为7 km。     

陆上小型堆烟羽应急计划区划分初步研究

小型堆烟羽应急计划区(EPZ)大小作为其市场推广和应用的重要外部约束条件之一,意味着制定合适的划分准则和确立其大小范围具有十分重大的意义。结合现行大堆烟羽应急计划区(EPZ)的划分准则,本文分析了国内外小型堆烟羽应急计划区(EPZ)划分方法,提出陆上小型堆采用剂量/距离的划分方法。在研究中,基于MAAP程序对某小型堆进行建模计算,从中得出了较为合理的机理性应急源项;并通过大气扩散计算软件MACCS程序进行烟羽应急计划区(EPZ)计算;同时对厂址差异进行相关的灵敏性分析。     

基于二级PSA的EPR机组烟羽应急计划区划分

参考NUREG-0396中烟羽应急计划区划分方法与接受准则,基于EPR机组的二级PSA结果中的严重事故释放类,对各堆芯熔化事故释放类采用概率加权,用MACCS程序计算得到某EPR机组烟羽应急计划区的大小,并以截断频率10-8/(堆·年)选取最严重事故序列的释放类(RC205)对结果进行复核.计算得到某EPR机组烟羽应急计划区内区半径3 km、外区半径7 km能满足接受准则.     

某压水堆烟羽应急计划区划分初步研究

结合某小型压水堆发生核事故的厂址特点,依据确定的辐射后果评价技术,估算了某200MW压水堆发生典型超设计基准事故周围公众的个人有效剂量和甲状腺剂量。借鉴国内、外现有应急计划区划分的相关经验,结合厂址区域的实际情况,将剂量估算结果与标准规定的干预水平值进行比对,初步确定了某小型压水堆的烟羽应急计划区范围。通过本研究,为小型堆烟羽应急计划区的划分提供了一种有效的方法,为核事故应急决策提供了科学依据。     

对AP1000核电厂简化应急计划的探讨

本文介绍了AP1000核电厂的非能动安全系统设计特性和美国核管理委员会对先进轻水堆简化应急计划的见解。针对AP1000的事故预防和缓解的主要特点，对其场外应急计划的简化问题进行探讨，提出了简化应急计划需要关注的三个主要问题：（1）缓解应急响应的紧迫性，（2）适当缩小应急计划区，（3）修订场外应急防护措施。     

我国在建核电厂烟羽应急计划区大小的研究和建议

用偏保守的压水堆核电厂堆芯熔化事故源项和我国在建核电厂厂址资料,分析事故后果,与选定的干预水平相比较,导出了这些核电厂烟羽应急计划区的大小,并与美国相类似的推导和结果进行了比较。根据我国的实际情况,部份地根据上述分析,建议我国核电厂(压水堆类型)烟羽应急计划区可按堆功率的大小和厂址条件选择等于或小于10公里,计划撤离的半径等于或小于5公里。     

概率截断值对先进轻水堆核电厂应急计划区划分的影响

1997年,美国核管会（NRC）在对被动与改进型先进轻水堆的应急计划进行评估后指出,在现有的技术框架下先进轻水堆的应急计划应当保持不变,但也表明如果考虑到严重事故发生概率更低,事故的延迟时间更长,则有可能简化对先进轻水堆的应急计划要求,减小应急计划区。这意味着,如果在事故选择时不考虑低于某一概率截断值的事故,则有可能对先进轻水堆核电厂应急计划区的划分产生较大的影响。本文以AP1000核电机组为例,参考美国NUREG-0396的方法,使用MACCS程序对选取不同事故概率截断值可能产生的影响进行研究。研究结果表明,只有当概率截断值高于某些相对概率较大、而后果较为严重的事故的发生概率时,才会对先进轻水堆应急计划区的划分产生较大影响。     

小型堆应急计划区划分方法的探讨

本文总结分析了应急计划区划分中应用的NUREG-0396推荐的方法、概率准则法和风险指引法在小型堆应急计划区划分中的适用性,推荐风险指引法作为较合理的小型堆应急计划区划分方法。讨论了在实际应用中需要关注的应急计划区划分和反应堆设计的相互作用、合理的事故假设和公众心理因素等问题。     

国际原子能机构应急计划区的发展研究

为了保证在发生核事故时能及时有效地采取防护行动以保护公众和环境,需要事先在核设施周围建立应急计划区,并在该区域内需要制定应急计划并做好应急准备。本文系统地介绍了国际原子能机构（IAEA）有关应急计划区发展历程及预防行动区（PAZ）和紧急防护行动计划区（UPZ）的特征,详细阐述了在福岛核事故后IAEA有关应急计划区的最新变化发展,重点分析了Ⅰ类威胁核设施的PAZ和UPZ的变化,为完善我国核电厂核应急工作提供启示与参考。     

各国核电厂场外应急计划的比较

本文分析和比较了各国核电厂的应急计划,特别是场外应急的干予水平和应急计划区,讨论了我国干予水平、核电厂应急计划区和香港核应急计划几个实际问题。     

宁边5 MWe石墨堆核事故跨国紧急情况分析北大核心CSCD

朝鲜宁边地区有1座正在运行的5 MWe石墨反应堆。如果发生核事故,我国可能因放射性环境释放影响不得不采取应急响应行动,因此需要作出适当的应急准备。基于有限信息,从国际应急计划区和距离、切尔诺贝利核事故跨国应急实践两方面分析了宁边5 MWe石墨堆核事故跨国紧急情况。分析结果表明:我国领土不太可能在宁边5 MWe石墨堆应急计划区和应急距离以内;我国对其核事故跨国紧急情况的应急准备重点是当地食品和贸易限制。     

对日本福岛核事故的应急响应及对中心应急准备工作的改进建议

本文简述了环境保护部核与辐射安全中心在日本福岛第一核电厂发生严重事故期间的应急响应活动,并根据此次的响应情况结合核与辐射安全中心的现状,提出了核与辐射安全中心在应急计划;应急准备工作方面需要改进的一些建议。     

跨省核事故应急联动协调问题分析与对策

随着核电事业的快速发展,我国已出现应急计划区跨越两个或多个省份的核电厂址,但在跨省核事故应急联动协调方面缺乏相关经验。针对这一状况,本文结合我国核事故应急管理及突发事件处理要求,分析应急计划区跨省可能会对核事故应急联动协调所带来的问题,并针对这些问题提出相应的解决对策。     

关于先进核电厂简化场外应急计划审管基础的讨论

对美国核管理委员会（NRC）关于先进核电厂简化场外应急计划方面的立场做了评述,并对先进核电厂简化场外应急计划的政策制定、应急准备与响应、技术准则研究等方面提出了建议。