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。     

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。     

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。     

秦山核电基地的应急准备工作考虑的主要问题

根据国家有关核应急法规的要求,对秦山核电基地一址多堆、多堆型、多业主的应急计划和准备工作进行了探讨。着重讨论了秦山核电基地的应急计划编制的原则、事故源项、应急组织机构、应急通讯及应急设施等应急资源的合理配置等应急准备工作,为秦山核电基地的应急计划的编制和应急准备工作提供了技术依据。     

核事故应急计划与准备培训班

1986年9月14日核工业部在第七研究所举办“核事故应急计划与准备培训班”,参加培训班的学员来自部内外共37名。培训班主要讲授内容为核事故应急计划与准备的基本原理以及应急措施与处置对策等,并有德国专家讲授     

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。     

使用分级方案应用研究堆应急准备与响应要求研究

我国当前的研究堆应急管理没有对不同类别研究堆的应急准备与响应作出差异性要求,分级方案是根据与反应堆相关的潜在危害正当应用这些安全要求的良好手段。按照分级方案的步骤,基于我国当前研究堆安全分类准则、国际原子能机构（IAEA）功率相关应急威胁分类准则以及应用IAEA应急准备与响应要求的分级方案的依据,提出了我国研究堆的应急管理分类准则以及对不同应急管理类别研究堆应急状态分级和应急计划区（EPZ）要求,这为简化低功率研究堆营运单位应急预案的内容和细节的范围、程度和水平以及建立与不同类别研究堆危害评定结果相称的我国研究堆应急管理系统提供了依据。      

中国辐射防护研究院举办“核事故应急计划与准备培训班”

1990年3月10—20日,“核事故应急计划与准备培训班”在中国辐射防护研究院举办。该期培训班是由国务院核电领导小组与核工业总公司共同主办的。该期培训班邀请国内外专家分别作了以下内容的专题讲授:美国应急计划,场内场外的应急计划与协调,照射途径与应急计划区,干预水平与导出干预水平,事故后果与评价预测(IAEA官员,美国阿贡实验室的A.Foltman);瑞典的辐射防护,应急设施,事故源项和事故谱,应急、通讯、警报系统和公众信息(IAEA官员,瑞典国家辐射防护研究所的A.Persson);应急计划与准备(录相片讲解,冷瑞平);应急计划与准     

中美合作举办核燃料循环系统核事故应急计划与准备培训班

根据中美双方协议，中国核工业集团公司安防环保质量部于2005年3月14日至17日在北京举办了中美合作核燃料循环系统核事故应急计划与准备培训班。以美国国家核安全局(National Nuclear Security Administration)国际应急管理与合作办公室主任文森特麦克莱兰德先生为首的四位专家担任主讲，我国专家夏益华先生介绍了我国应急计划与准备的基本情况。     

5MW低温核供热试验站的应急计划与应急演习

本文主要介绍5MW 低温核供热堆应急计划的主要内容及其编制中的一些考虑,并介绍了运行前应急准备实施情况和一次应急演习的实况。     

在我国事故应急准备和响应中值得研究的一些问题

我国系统地,全面地开展核事故应急响应和准备已有十多年,回顾它的发展过程,吸取国际的有益经验,进一步明确某些基本概念,对促进我国健康地开展核事故应急响应和准备是有益的、其中主要是：１事故应急响应和准备不是核和辐射设施特有的;２．应急准备和响应计划的分类,不仅包括核装置,而且包括辐照装置等;３．危害评价－一个应该优先考虑的问题;４应急计划区的划分．５心理影响。     

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。     

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。     

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。     

小型动力堆大破口事故下安全壳内气载放射性物质浓度计算

事故是压水堆固有属性之一,在众多导致核事故的初因事件中,大破口事故现象复杂,后果特别严重。基于此,本文以小型动力堆为研究对象,针对最重要的设计基准事故——大破口事故,计算了50、150、320满功率燃耗天冷端安注、双端安注条件下安全壳内放射性源项,并将部分计算结果与安全分析报告计算结果进行了对比。结果表明：假设合理、结果正确,对于保障反应堆运行安全、及时采取合理应急措施,意义重大。     

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。     

福岛核事故后国内外核电厂应急准备的改进研究

福岛核事故3年后,国内外大量经验反馈指出,为了确保核电厂的安全运行,并在事故后尽量减少放射性物质释放,降低事故引发的人员伤亡和财产损失,对目前的应急准备进行改进是十分必要的。本文首先详细研究了国内外针对福岛后的应急准备改进要求,其次对我国3个典型核电厂对《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》的落实情况进行调研,最后初步归纳了《应急准备改进的技术要求》关键点。本调研报告将为技术要求的最终制定提供重要依据,并可为国家核安全局及各核电业主决策提供参考。     

A diagnostic system for identifying accident conditions in a nuclear reactor

The objective of this study is to develop a system, which assists the operator in identifying an accident quickly using ANNs that diagnoses the accidents based on reactor process parameters, and continuously displays the status of the nuclear reactor. A large database of transient data of reactor process parameters has been generated for reactor core, containment, environmental dispersion and radiological dose to train the ANNs. These data have been generated using various codes e.g., RELAP5—thermal-hydraulics code for the core. The present version of this system is capable of identifying large break LOCA scenarios of 220 MWe Indian PHWRs. The system has been designed to provide the necessary information to the operator to handle emergency situations when the reactor is operating. The diagnostic results obtained from ANNs study are satisfactory.