多机组核电厂场内应急准备经验

福岛核事故后,我国监管部门要求核电厂开展针对多机组事故组合情况下的应急准备。本文依据国际原子能机构对多机组事故应急准备和响应的建议和国家核安全局对多堆厂址的相关要求,从多机组事故应急管理、事故组合及应急状态的确定、应急响应涉及的应急组织及其协调机制、事故时应急状态等级的确定流程等方面分析了我国核电站多机组核事故应急准备的内容,讨论了应对多机组事故需要加强的应急能力建设,为国内其他核设施的应急准备管理提供参考。     

一种针对多机组事故的操作干预水平应急决策辅助系统

操作干预水平(OIL)是指对应于某一特定公众防护行动通用干预水平的易于测量的辐射量,用于在核事故期间直接与监测结果比较给出应急防护行动建议。福岛核事故后,我国核应急准备和响应向着多机组方向发展,本研究提出了一种针对多机组事故优化的OIL应急决策辅助系统,将每个机组发生的事故后果进行单独计算和评价,最后将它们对环境辐射后果的贡献进行迭加并代入原先计算公式中,即得到多机组事故下的OIL值。在优化方法的基础上,系统实现了单机组和多机组事故情景下的OIL查询、计算、修正以及后续的应急辅助决策功能。目前,该系统已应用于秦山、田湾、宁德、阳江等核电基地,其模式和功能在实际应用中得到了不断验证和完善,为核事故应急提供了重要的辅助决策手段和工具。     

极端外部灾害情形下核电厂指挥与控制结构的恢复研究

在事故工况下,完善的应急响应体系与流程是事故管理的基础。日本福岛核事故经验表明,极端外部灾害可能破坏核电厂正常的应急响应体系,使得事故缓解难以有效实施。本文基于对核电厂应急响应体系的研究,针对极端外部灾害,提出一种恢复核电厂指挥与控制体系的方法,并且结合多机组厂址的特征进行了分析与研究,为核电厂应对极端外部灾害提供借鉴。     

西安脉冲堆核事故下现场核应急人员剂量理论计算

为了快速评价核应急人员现场剂量,建立了核事故下西安脉冲堆核应急人员现场剂量理论计算方法,以西安脉冲堆厂址特征、事故源项参数为输入数据,计算了核事故下核应急响应人员现场受照个人有效剂量。计算结果表明:在设计基准事故下,厂内应急人员的所受事故个人有效剂量较低,仅为1.78 mSv左右;在极端假设事故下,以8 h工作时间计算时受照事故剂量为100 mSv以上。场区内应急监测人员受照剂量相对厂房内的小得多,在35 m、100 m边界所受个人有效剂量分别为7.97×10-6、9.95×10-2mSv。理论计算结果可以作为核事故应急的技术数据,所建立的评价方法程序可运用于实际的核事故应急剂量评价中。     

核应急指挥系统安全技术探讨

核电厂应急指挥系统能为应急人员提供有价值的数据,如机组数据、气象数据、环境辐射数据等。在应急响应过程中为指挥人员提供快速辅助决策支持,有效控制和减轻核事故造成的后果,避免和减少工作人员、公众所接受的剂量,保护环境、保护公众。系统对安全性及数据传输安全性能要求较高。基于以往的项目经验及福岛事件后应急的新需求,本文对核电厂应急系统的安全技术设计进行探讨。结果表明,引入信息安全技术可有效保证应急系统的安全,增强核电厂应对核事故的能力。     

海上浮动核电站应急撤离分析

核事故应急撤离是核应急响应的重要组成部分, 目的在于快速有效地将可能受到事故影响的人员转移至安全地区。本文根据海上浮动核电站的运行场址与运行特点, 对海上浮动核电站应急响应特征进行分析, 给出了浮动核电站应急等级划分和应急计划区范围。结合陆地核电站场区撤离与海洋平台撤离疏散方法, 制定了海上浮动核电站应急撤离情景与撤离分析假设。对浮动核电站人员撤离的分析结果表明, 浮动核电站人员撤离满足客船撤离要求, 及海上浮动核电站应急撤离的时间要求。关键词: 海上浮动核电站; 核应急; 应急计划区;应急响应; 应急撤离     

兰州铀浓缩厂核事故应急准备与响应

文章从核事故应急准备与应急响应等方面论述核事故应急工作的必要性和兰州铀浓缩厂事故应急与准备工作的现状及对策。在本厂的核燃料生产中，存在着发生核事故的危险。因此，做好和规范本厂的核事故应急工作，是十分必要的。     

医院核事故医学应急响应体系的构建

医疗机构担负区域性核事故医学救援任务时应具备应急响应能力。本文通过分析核事故医学应急响应能力的基本构成要素与指标要求,研究构建医院核应急响应能力体系建设的模块、要素与路径。医疗机构担负并完成好核事故医学救援任务,需要建立完善的系统支持,即人员、装备、设施、预案、训练、技术模块构成的医院核应急响应框架体系,坚持训练准备和技术水平维持。     

日本福岛核应急省思

2011年3月11日,大地震及其引发的海啸袭击了日本东部,最终导致了震惊世界的福岛第一核电站核事故。福岛核事故的发生、发展以及事故处理等活动引发全球对核安全的再次关注。业界各行也从各个角度剖析了事故发生的原因、事故处理过程的得失、可能导致的事故后果以及长期潜在的环境和人员危害。虽然目前事故的处理过程尚未结束,获取的资料尚不完整,但笔者从福岛核事故应急准备和响应行动过程,分析其带给业界的启示,对比我国核电厂核应急工作的现实情况,提出应急工作的改进建议。     

福岛核事故后各国核事故应急救援队伍建设进展研究

在日本福岛核事故发生后,世界各国的核应急特别是核电厂核事故应急工作面临着新的挑战。世界各国从国家层面和核设施自身方面都提升了事故应对的措施,加强了核事故应急准备和响应的能力建设。本文在调研法国、美国、德国针对核事故应急救援能力的基础上,总结了中国核电集团公司层面的快速救援力量在福岛核事故后从无到有的建设过程。     

核电厂松脱事件报警及应急响应研究

通过对松脱部件事件报警逻辑及国内外松脱部件监测法规和标准中关于松脱事件报警及应急响应的研究,结合国内某核电厂热试期间发生的松脱事件报警及报警事后应急响应,详细分析了该核电厂松脱事件过程。松脱事件报警分为绝对阈值和相对阈值报警,本文提出在系统报警逻辑中增加了计数因子和通道复核来提高报警准确率;GB/T 11807、IEC 60988和ASME均要求事件报警后采取措施确定报警是否是松脱部件所致,以及松脱部件对反应堆一回路系统产生的潜在危害进行评估;RG 1.133则要求确认松脱事件报警后应上报核管理委员会,GB/T 11807和IEC 60988则根据具体运行电厂确定,对于是否上报未做明确规定。基于国内某核电厂出现松脱事件报警及其应急响应,建议建立适合于国内核电厂松脱事件报警及应急响应机制,对于运行中出现的松脱事件及时确认,并对设备部件可能造成的损失情况进行及时评估,并对是否上报及采取何种措施做出进一步的规定。      

Improvement of accident dose consequences simulation software for nuclear emergency response applications

This study integrated the nuclear power plant simulation software, PCTRAN, with an atmospheric diffusion model to efficiently evaluate a nuclear power plant accident and its off-site dose consequences. PCTRAN, with its user-friendly interface, provides a fast simulation scheme that can simulate many kinds of nuclear power plant accidents. Once accident initiation events are activated in the software, the plant parameters are calculated and displayed via animations on the user interface. Based on the simulated plant conditions, the radioactive materials considered in the software may be released from the plant to the environment. In this study, a dispersion algorithm, including a modified atmospheric diffusion model and its programming method, is proposed such that PCTRAN satisfies the application requirements to be used to plan nuclear emergency responses. First, the modified atmospheric diffusion model handles the variations of meteorological conditions (wind direction, wind velocity, and stability category) during a nuclear power plant accident simulation. Furthermore, the proposed programming method promotes calculation capability and efficiency by reducing the computational burden. For demonstration purposes, a postulated accident event was simulated for the Maanshan Nuclear Power Plant in Taiwan. The overall accident evolution, whole plant response, and off-site dose consequences could be predicted much earlier than what actually occurs. The thyroid and whole body dose rates (and their accumulations) as a function of accident time are displayed on the map within the emergency planning zone (EPZ). The influence of the accident on the off-site area can thus be estimated earlier, and the emergency classification can be determined by referring to the emergency action levels (EALs) for a quick nuclear emergency response.     

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。     

核电站应急指挥中心基底隔震技术方案

日本福岛核电站事故之后,中国国家核安全局正式发布《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》,提高了核电站应急指挥中心的抗震安全要求。本文以防城港核电站应急指挥中心示范项目为分析对象,探讨了采用橡胶支座作为隔震装置的基底隔震方案,并进行了隔震效果评价。通过采用43个橡胶隔震支座,可以显著地削弱地震响应,提高应急指挥中心的抗震裕量。通过该技术方案可以保护应急指挥中心的人员、设备和系统的安全,从而提升核电站震后应急能力。分析研究成果和工程实践经验可在后续核电站建设中推广应用。     

核能发展与事故应急

核电是安全、清洁的能源,核电发展的历史已经证明了这一点.核电危险是很小的,但不等于零.事故应急响应和准备是减小核电站可能危害的最后必要屏障,必须加强事故应急响应和准备.在事故应急响应和准备中,注意吸取国内外核和辐射事故应急的经验与教训是必要的.本文最后讨论了我国事故应急响应和准备中值得重视的一些问题.     

俄罗斯核应急管理体制和技术支持体系分析北大核心CSCD

俄罗斯是核能应用强国,在核能稳步发展的同时,逐步建立了体系完备、功能完整、运转高效的国家核应急系统,并实现了核应急管理体制与国家应急管理体制的有机结合,采用的是垂直管理模式,具有学习和借鉴的价值。本文首先介绍了俄罗斯核应急管理体制,然后分析了俄罗斯核应急技术支持体系,最后从应急管理机制、突发事件的预警与监测、信息与资源共享、技术体系能力建设等几个方面阐述了对我国核应急响应技术能力建设与发展的若干启示与思考。     

基于系统工程方法的HPR1000应急堆芯余热排出系统设计研究

为进一步提高核电厂的经济性与竞争力,基于系统工程方法,针对"华龙一号"核电机组(HPR1000)应急堆芯余热排出系统开展设计研究,综合考虑安全性、经济性以及技术成熟度等要求,以核电厂工程应用和核电厂整体技术指标最优为目标,构建系统评估指标体系,并运用层次分析法(AHP)分析应急堆芯余热排出系统的最优化设计方案。研究表明,取消汽动辅助给水系统,将非能动余热排出系统(PRS)的功能扩展至缓解预计运行事件和设计基准事故可能是HPR1000应急堆芯余热排出系统更为优化的方案。     

核事故后果评价研究进展

回顾了国内外在核事故后果评价领域开展的概率风险评价、实时后果评价、事故后的后果评价技术与方法研究的发展历程,对后果评价研究在大气弥散模型的要求与发展、利用环境监测数据估算源项、食物链模型与事故季节性、剂量估算与防护措施、核与辐射突发事件（小尺度）响应、决策支持技术以及放射性物质长距离迁移问题等方面进行了讨论与分析。近年来,随着我国核能事业的迅猛发展,需要加强和发展核事故与突发事件的后果评价和应急响应技术。     

A framework for nuclear power plant emergency response system

<正>The purpose of this study is to establish an intelligent expert system for nuclear power plant emergency response.A new framework of environmental risk management methodology by the concept of pattern recognition was introduced in this paper.A knowledge-based decision support system for emergency response and risk management of nuclear power plant was also discussed.The mathematical pattern relationship of accidental release effects on neighboring area and the corresponding response measures were presented in this paper.With this decision system,the decision maker can specify the procedure and minimize their human error in the decision process.The improvement of risk response and the quality of management system could be upgraded by this system.Besides,the methodology can also be served as a basis for the future development of environmental risk response system design.