福清核电厂应急撤离时间估算

本文介绍了环境保护部核与辐射安全中心主持开发的“核电周边人员应急撤离的虚拟现实模拟系统”(简称“撤离模拟系统”)及所采用的技术。结合福清核电厂厂址周围的人口分布、交通基础设施分布和天气状况,利用该系统模拟了不同撤离情景下,福清核电厂烟羽应急计划区内人员的撤离过程,估算了撤离时间,分析了影响撤离的主要因素。研究结果表明,福清核电厂在典型事故情景下,部分拥堵路段对撤离时间影响显著;同时,私家车的使用比例增加也会显著增加撤离时间。     

核电厂址区域实施应急预案可行性的分析方法研究

国家核安全法规导则和要求规定,在核电厂选址阶段应当对厂址区域执行应急预案的可行性加以论证,确认在整个寿期内实施应急预案不存在不可克服的困难。本文介绍了核电厂厂址区域实施应急预案可行性分析的关注要素,以及实施隐蔽、撤离和食品饮用水控制可行性的分析方法,以期为后续核电厂址区域实施应急预案可行性工作分析提供参考。     

基于微观交通模型的核电厂应急撤离模式研究

核电厂应急撤离是指当核电厂在运行期间发生重大核事故导致或可能导致大量放射性物质被释放到大气环境时,所采取的一种能够有效避免或减少公众辐射危害的应急防护措施。在核电厂发生重大核安全事故时,组织核电厂工作人员和应急计划区内(EPZ)公众有序、快速撤离到应急计划区外是核电厂应急计划的重要组成内容,也是事故情况下保障核电厂工作人员及周边公众健康和安全的重要途径。基于微观交通模型的核电厂应急撤离是以追踪单个个体的撤离行动轨迹为基础来对撤离时间进行估算分析的一种方法,不但可以详细地记录每个撤离个体的出发时间、行驶路径、最大速度、平均速度、拥堵时间、结束时间,而且还能得到撤离过程中各条道路的通行能力、拥堵状况。本文通过调研国内外核事故应急撤离条件评价方法、模式和成果,根据我国实际情况提出适用于我国核事故应急撤离条件的核电厂应急撤离微观交通模型。     

华龙一号事故后食品污染水平评价

福岛事故后,公众对食品安全问题高度重视,如何准确地评价事故后的食品污染水平、合理划定核电厂食入应急计划区,在一定程度上影响了公众对核电的接受度。本文以某华龙一号机组为例,结合厂址气象、源项和食谱等数据,建立了动态食物链模型,对严重事故后典型核素在各食品类别中的污染水平进行了计算。结果表明:事故发生在冬季时,典型核素在食品中的污染水平远低于事故发生在夏季时的污染水平。即使事故发生在夏季,距厂址26 km处的食品污染水平也能满足食品通用行动水平,初步建议该厂址的食入应急计划区为26 km。本文的相关结果为核电厂食入应急计划区划分提供了技术支持,为在相应区域做好食品的辐射监测与控制等应急准备提供了便利。     

基于PSA分析事故序列场内工作人员辐射风险研究

从总风险控制的角度,提出了事故工况下场内工作人员剂量与辐射风险接受准则,并建立了相应的评估方法。以典型压水堆核电厂为例,采用概率安全分析（PSA）的全范围事故序列进行验证评价,评估了典型压水堆核电厂事故后场内工作人员的辐射剂量与辐射致死风险。通过验证结果可知,事故后场内工作人员总的辐射致死风险远低于公众由于自然灾害、疾病、交通事故及不同行业的总死亡风险值;事故后工作人员在燃料厂房进行操作时的辐射致死风险占比最高,故工作人员在燃料厂房进行相关操作时,可提前制定相应的辐射防护措施来降低辐射风险;工作群组中其他人员和意外受照人员事故后辐射致死风险占比较高,可通过采用气面罩等方式对气载放射性进行防护以降低其辐射风险。相应的分析结果可为后续核电厂事故后处理方案的制定和事故后场内工作人员辐射防护措施的制定提供借鉴。      

徐大堡核电厂严重事故后公众辐射风险分析

目前我国还没有制定核电厂严重事故后公众辐射风险的可接受性准则。本文提出了一种核电厂辐射风险评价方法,并结合我国徐大堡核电厂的厂址气象条件和人口数据,依据相应机型的二级PSA分析报告,使用MACCS程序对严重事故后公众辐射风险进行分析,并与美国、英国的风险评价准则进行比较,对我国风险可接受性准则的制定有一定参考意义。     

核电周边人员撤离能力评估技术研究

本文基于"核电周边人员应急撤离的虚拟现实模拟系统"对秦山和福清两个场址周边人员的应急撤离进行了评估,计算得到了在各种情景下的应急撤离时间,分析了影响撤离时间的关键因素,为优化撤离方案、查找撤离瓶颈提供了技术支持,同时也为在事故响应下的应急撤离的决策提供了技术依据。成功示范应用的经验表明,本系统能够广泛应用于我国各类核设施的应急撤离评估。     

核电厂应急监测计划的关键问题及探讨

应急监测计划是核电厂应急计划的重要支持性文件,是核电厂应急监测准备和响应的重要依据。本文从核电厂事故应急监测方案、监测方法、监测设施设备配置、应急监测响应、监测能力的保持、质量保证等关键问题进行分析研究,提出相关建议,为核电厂应急监测计划的制订提供参考。     

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。     

漳州核电厂严重事故场外后果评价准则探讨

为了对“在技术上实现减轻放射性后果的场外防护行动是有限的甚至是可以取消的”这一基本目标进行量化评价,本文从简化事故后场外应急的角度,提出了严重事故后“3 km外不需要撤离、5 km外不需要隐蔽及服碘”的设计目标。结合漳州核电厂的厂址条件,推导出了一套用于漳州核电厂的严重事故后放射性后果评价准则。通过对“华龙一号”典型严重事故过程及放射性释放过程进行分析,结果表明,漳州核电厂“华龙一号”堆型满足本文提出的放射性后果评价准则,能够实现在严重事故后“3 km外不需要撤离、5 km外不需要隐蔽及服碘”的目标。     

岛屿公众核应急撤离时效探索——以福清市小麦屿为例

在集中撤离和自行撤离有机结合的基础上,开展仿真推演,估算分析在不同硬件配套设施情况下福清市小麦屿公众从岛内撤离至岛外的总体撤离时间,为开展小麦屿公众核应急防护行动提供技术基础,为小麦屿和其他核电厂周围岛屿公众核事故应急撤离提供启示。     

核电厂应急撤离的有关问题

概述了国内外有关核电厂应急撤离的法规、导则，介绍了影响应急撤离的众多因素，对应急撤离路线设置进行了讨论。     

浅议核电厂应急行动水平制定中环境辐射监测数值的选取

核电厂的应急行动水平是核电厂应急状态的分级依据。环境辐射监测数据在核电厂异常工况和事故情况下对于判断放射性释放水平有着重要作用。本文根据美国核能研究所(NEI)的技术文件并结合国内核电厂的情况,对环境辐射监测数据在应急行动水平制定中存在的问题进行了讨论。     

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     

分段烟羽模型和烟团模型在核事故应急中的应用比较

为了研究分段烟羽模型和烟团模型在核事故应急中的适用性 ,对不同流场条件下分段高斯烟羽模型和烟团模型的模拟结果进行了比较。在均匀稳定流场中 ,两种模型的模拟结果相近 ;而在非均匀稳定的流场中 ,分段烟羽模型的模拟结果呈现明显的不连续性。而且对于瞬时释放 ,烟团模型比分段烟羽模型更接近实际情况。通过对模型性能的对比 ,并考虑应急决策支持的要求和我国核电站的厂址条件 ,推荐采用烟团模型     

压水堆释放源项快速估算程序开发

事故时向环境释放的源项是确定核电厂(NPP)应急响应水平和防护行动决策的重要依据。基于电厂工况估算源项是核电厂严重事故应急响应期间重要的应急评价内容之一。在国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)的有关技术文档基础上,本文介绍了基于压水反应堆(PWR)工况进行事故释放源项估算的步骤和基础数据,并归纳了7种实用的事故释放源项估算方法。基于这些方法,开发了PWR事故时环境释放源项快速估算程序。该程序为不同估算方法提供4种释放途径:安全壳泄漏、安全壳旁通、蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)和直接环境释放,除直接环境释放途径外,其他释放途径都估算了核素释放过程中的衰变、滞留、喷淋和过滤等减弱过程。对比发现,软件计算结果与美国核管会的RASCAL软件释放源项计算结果接近。     

核动力厂物项安全分级中的剂量准则研究

核动力厂的设计中通过对物项进行安全分级，来确保物项的设计、制造、建造等满足适当的要求，达到与其执行的功能相符的可靠性。本文简要介绍了根据安全重要性对核动力厂物项进行安全分级的方法以及应考虑的因素。针对物项安全分级中应考虑的未能执行某一安全功能的后果，使用核动力厂不同工况下对公众和工作人员的剂量准则来划分“高、中、低”后果。通过研究提出放射性“高、中、低”后果定量化的建议，以使得该方法在用于核动力厂物项安全分级时更具有可操作性。