核电厂核事故应急情况下某些操作干预水平默认值

本文根据IAEA-TECDOC-955给出的核电厂核事故应急情况下操作干预水平（OIL）的计算公式和InterRAS1.3计算程序,分别计算了压水堆核电厂两种假想严重事故（堆芯熔化/安全壳完整性丧失或泄漏事故、蒸汽发生器完整性严重丧失事故）烟羽照射期间撤离和服用碘片的操作干预水平OIL1和OIL2;讨论了相关时间（例如预期烟羽照射时间、放射性开始向环境释放时间）、气象条件（风速、混合层高度、稳定度和降雨）、距事故源距离和释放方式（低架和高架释放）等对OIL1和OIL2计算值的影响.在此计算和讨论的基础上,对所假想的严重事故推荐了相应的OIL1和OIL2默认值;强调指出了OIL1和OIL2依赖于事故类型及事故放射性在释放到环境之前是否被去除减少等因素,其默认值须按照不同事故类型及事故放射性被去除减少的特征分别给出.     

核电厂场外防护行动操作干预水平的制定

福岛核事故后, IAEA将操作干预水平作为核与辐射应急战略的一部分, 并要求核电厂预先制定操作干预水平值。本文介绍了福岛事故后IAEA和几个主要核国家防护行动的时间步骤、防护行动范围, 以及各自的防护行动判据(如:操作干预水平、导出响应水平和参考应急水平);应用IAEA EPR-NPP-OIL的操作干预水平计算公式, 得出我国5个压水堆核电厂10种事故源项下OIL1和OIL2随时间变化的曲线;同时, 分析了堆芯存积量对操作干预水平的影响;为操作干预水平默认值的制定提供参考。     

反应堆事故应急操作干预水平制定的进展

操作干预水平(OIL)是可直接用来根据有关环境测量结果确定适当防护行动的行动水平。本文介绍了国际上OIL概念及其制定的发展过程,以及不同版本OIL的默认值和相应的防护行动,对我国核电厂操作干预水平的制定具有较大的参考价值。     

反应堆事故条件下AP1000核电厂某些操作干预水平的默认值

根据IAEA-TECDOC-955和相关文章提供的用于计算核电厂核事故应急情况下操作干预水平(OIL)的公式,利用RASCAL4.2计算程序,分别计算AP1000堆型假想的不同严重事故类型及其事故特征下的OIL1和OIL2默认值,并讨论了AP1000堆型相关设计特点对OIL1和OIL2默认值的影响。     

核与辐射应急照射情况下公众照射的防护

2007年ICRP第103号出版物出版后,IAEA据此修订了安全丛书115号,形成了IAEA新的《辐射防护与辐射源安全:国际基本安全标准》(GSR-3,2014)。其中关于核与辐射应急照射情况下公众照射的防护,与115号报告有了较大的变动,本文对这些差异进行了分析,并对新标准在应用中应加以关注的相关问题进行了讨论。     

关于增加核电厂场外应急撤离时间管理要求的建议

在制定核电厂应急撤离计划和应急决策时,撤离时间估算是一项重要的技术支持手段。本文根据我国场外应急撤离的管理要求现状,借鉴美国撤离时间估算的相关经验,对核电厂场外应急撤离时间问题进行了分析,同时建议我国相关核安全管理规定中增加场外应急撤离时间的要求。     

核与辐射应急照射情况下工作人员的照射控制

按照国际放射防护委员会和国际原子能机构等组织对应急工作人员剂量控制的原则和要求,讨论了应急照射情况下工作人员辐射照射控制中的几个问题,论述了核电厂对应急照射工作人员剂量控制的现行实践。     

IAEA推荐的操作干预水平OIL1和OIL2缺省值的导出及其适宜性的初步研究

本文简要介绍了操作干预水平(OIL)的概念、应用和IAEA建议的缺省值及其导出方法，运用有代表性的美国《反应堆安全研究》的事故源项和法国严重事故源项(S1，S2，S3)，着重研究了压水堆事故下OIL缺省值导出假定的两个参数R1(总有效剂量率和烟羽外照射剂量率的比值)、R2(甲状腺剂量率和烟羽外照射剂量率的比值)数值的合理性。初步研究表明，对所研究的事故类型，平均来说，R1、R2参数取值和相应的OIL1、OIL2缺省值是适宜的；但对不同事故类型计算得出的OIL与其缺省值存在一定的偏差。相对事故源项来说，事故天气条件以及距离对R1、R2的影响较小(PWR1-PWR7中R1、E2的数值随距离变化的最大值约为最小值的2倍；而在大气稳定度类别为A、D和F这三类气象条件下，PWR1-PWR6平均的R1、R2数值与缺省值假定计算条件设定值的最大偏差大约为50％)。因此，在实际应急响应中运用OIL缺省值时，需要进行修正或重新计算。     

秦山第三核电厂应急干预水平的估算与探讨

根据有关文献介绍的干预水平估算方法，结合秦山地区的社会、经济等因素，对秦山第三核电厂在核事故工况下的干预水平进行了估算，并与秦山地区及IAEA推荐的干预水平进行了比较，从比较的结果可见，本文的估算结果低于秦山地区给出的干预水平，说明估算结果是偏安全的。与IAEA推荐的干预水平基本相同，说明估算结果是可信的。     

核事故和辐射事故的应急干预水平和应急防护措施决策问题

本文介绍了ＩＣＲＰ和ＩＡＥＡ最新推荐的应急干预原则和干预水平,讨论了各个国家和场址根据自己的具体情况确定自己的干预水平的必要性,并以日本为例用人力资本法估算了干预水平,最后讨论了应急防护措施决策的问题,给出了一般的决策方框图。     

制定核电厂应急行动水平时应急操作规程的使用

核电厂发生核事件后执行的应急操作规程与应急状态分级初始条件和应急行动水平存在某些相关性。但是目前国内外推荐的应急状态分级初始条件和应急行动水平制定方法以"状态导向"为基础,应急操作规程则以"事件导向"为基础,且存在进入应急操作规程的入口条件与初始条件和应急行动水平类似但又不完全符合的情况。本文根据制定初始条件和应急行动水平过程中总结出的经验,对应急操作规程与应急状态等级、识别类、初始条件和应急行动水平的关系进行讨论,并提出在制定核电厂应急状态分级初始条件和应急行动水平时如何使用应急操作规程的建议。     

压水堆核电站应急源项的选定和应急计划区的划分

从我国已建压水准核电站的具体实例出发，结合国外的先进经验，对核电站应急源项的选定及应急计划区的划分工作进行研究和总结，对新建核电站的应急源项的选定和应急计划区的划分提出一些个人的看法。     

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。     

三门核电放射性气溶胶内照射防护

分析了三门核电放射性气溶胶的潜在来源,介绍了放射性气溶胶的监测方案及方法,在对工作场所气溶胶污染水平进行监测和对人员可能接受的放射性物质的摄入量进行评估之后,提出了放射性气溶胶内照射的防护措施和建议。     

先进压水堆核电厂应急计划区探讨

探讨了影响核电厂应急计划区大小的主要因素并阐述了作者的技术见解,提出了在先进压水堆核电厂应急计划区范围测算过程中,严重事故截断概率取10^(-8)的建议。     

秦山核电二期工程应急操作规则的编写

应急操作规则指导操作员进行操作,以保证反应堆处于安全状态--控制事故的规模,限制减少事故的后果,保证反应堆的冷却.本文介绍由中国核动力研究设计院制定的秦山核电二期工程应急操作规则、遇到和解决的重要问题、经验教训和应急操作规则的改进和发展建议.     

核电厂跨省核应急工作对策探索

针对内陆核电厂在项目建设前期核应急工作中遇到的跨省核应急问题,依据现行法律法规的要求,讨论提出相应的应急计划区工程推荐值及跨省核应急工作对策。     

Comparison of IAEA TECDOC 717 Technical Basis with Consensus Codes and Standards

Abstract

The original IAEA TECDOC 717 prepared at the consensus Consultants Service Meetings contained specific guidance with respect to the application of linear–elastic fracture mechanics principles to the evaluation of potential non-ductile failure for radioactive material shipping package containment boundaries. No specific guidance was provided with respect to elastic–plastic fracture mechanics procedures, due to a lack of consensus. This paper proposes that the inclusion of three alternative elastic–plastic evaluation approaches may provide the basis for consensus guidance to be added to a revised TECDOC. These three alternatives have been incorporated into consensus ASME Code non-mandatory appendices, and are widely accepted in combination. One of the three alternatives, an applied J-integral/crack resistance curve approach, is examined in some detail.     

国际原子能机构全球实验室放射性表面污染测量比对

为提高各国辐射工作人员的监测能力,国际原子能机构(IAEA)组织了实验室放射性表面污染测量比对。本文根据IAEA的要求,采用自制的3层辅助支架进行测量,得到的测量结果在IAEA比对报告中评价均为“接受”。根据此次比对结果,提出了放射性表面污染测量中应注意的几个问题。