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。     

AP1000核电厂烟羽应急计划区划分初步研究

应急计划区的划分是核电厂应急计划制定中的重要内容之一。第三代核电机组AP1000应急计划区的划分研究,对其应急计划和应急准备工作具有十分重要的意义。首先介绍了应急计划区划分的一般方法以及我国相关法规的要求;然后以某滨海厂址为例,根据现阶段AP1000事故源项的研究结果和该厂址的气象观测数据,使用PAVAN和MACCS程序对相应的事故后果进行计算;最后结合相应的准则对计算结果进行分析和评价。初步的研究结果表明,AP1000核电厂取半径3km范围作为烟羽应急计划区的内区、半径7km范围作为烟羽应急计划区的外区是合适的。     

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。     

内陆核电厂严重事故时放射性烟羽造成水源污染的估算

针对内陆核电厂周围人口稠密、濒临大型水体的特点,给出了核电厂严重事故时放射性烟羽释放造成水源污染的可能情景和有关的计算模式,并对假想的位于南方滨湖(库)厂址进行计算。结果表明,事故释放后,干湿沉积和地面径流途径对核电厂周围水体造成的放射性污染短时间的核素浓度远高于GB 18871—2002规定的食品通用行动水平,对公众所致的剂量是不可接受的。     

核电站食入应急计划区的划分研究

借助于欧共体的核事故后果评价程序包ＰＣ ＣＯＳＹＭＡ，以我国广东大亚湾核电站为参考厂址，分析了源项和剂量干预水平对食入应急计划区大小的影响。分析表明：对Ｓ３源项而言如果采用确定论的研究方法，并以我国食入有效剂量干预水平的下限值作为食入应急计划区划分的剂量准则，则大亚湾核电站食入应急计划区划定为５０ｋｍ左右是合适的。     

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。     

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。     

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。     

确定核动力厂应急计划区大小的准则和方法

在详细介绍了一些国家或地区确定核电厂应急计划区的准则和方法的基础上,将确定应急计划区的方法主要分为确定论和概率论两种,并进行了评论和比较。分析了应用美国确定应急计划区大小的准则时可能遇到的困难,提出了我国确定核电厂应急计划区大小准则的建议。最后用广东大亚湾核电站概率安全评价第三级事故后果的计算说明,应用本文所建议的准则,大亚湾核电站不论是否安装砂堆过滤器,采用10km作为烟羽应急计划区半径均是适宜的。     

核电厂事故源项与应急计划关系的研究

介绍了与应急计划有关的源项的背景材料,列出了几个国家在制定应急计划政策时所考虑事故源项,扼要地提出了最近严重事故及其源项研究的主要结果和可能对应急计划的影响。提出了我国在制定应急计划政策时考虑事故源项的原则和我国用源项建立应急计划区大小方法的意见,根据我国在建核电厂应急计划区大小的研究以及选用的源项和核电厂功率对应急计划区大小的影响的研究结果,说明提出的原则和意见在我国是否可行。研究结果表明,确定我国核电厂(压水堆型)的应急计划区大小时考虑设计基准事故(DBA)和概率安全评价(PSA)得出的事故谱,将它们的厂外预期剂量,与相宜的干预水平作比较,作为确定应急计划区大小的技术依据是适宜的,可行的。     

核电厂事故源项与应急计划关系的研究

介绍了与应急计划有关的源项的背景材料,列出了几个国家在制定应急计划政策时所考虑事故源项,扼要地提出了最近严重事故及其源项研究的主要结果和可能对应急计划的影响。提出了我国在制定应急计划政策时考虑事故源项的原则和我国用源项建立应急计划区大小方法的意见,根据我国在建核电厂应急计划区大小的研究以及选用的源项和核电厂功率对应急计划区大小的影响的研究结果,说明提出的原则和意见在我国是否可行。研究结果表明,确定我国核电厂(压水堆型)的应急计划区大小时考虑设计基准事故(DBA)和概率安全评价(PSA)得出的事故谱,将它们的厂外预期剂量,与相宜的干预水平作比较,作为确定应急计划区大小的技术依据是适宜的,可行的。     

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。     

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。     

堆底熔穿事故的场外后果及其对策

在压水堆核电站应急计划和应急响应中，堆底熔穿事故占有重要位置。本文用法国核电厂事故源项Ｓ３（对应于堆底熔穿事故）计算了在典型气象条件下的场外放射学的后果，根据一般防护决策原则和我国颁布的干预水平，提出了保护公众的应急防护措施的建议。     

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。     

美国内陆核电厂放射性液态流出物累积影响的评估

调研美国38个典型内陆核厂2005—2011年的环境监测资料,分析其液态放射性流出物受纳水体沉积物中放射性核素浓度水平。研究表明,近年来美国内陆核电厂运行排放的液态放射性流出物未对受纳水体沉积物造成明显的累积影响,少数核电厂在局限于厂址排放口附近或局域范围内检测到来自核电厂排放的放射性物质,而这些放射性物质与沉积物中的天然放射性核素浓度相比,是非常微量的,个别核电厂监测到来自核电厂排放的放射性核素浓度略高,与核电厂受纳水体水文条件较差有关。岸边沉积物外照射剂量估算结果表明,公众受核电厂排放液态放射性物质造成的剂量水平与美国公众受到的天然本底辐射剂量水平以及NRC对核电厂流出物规定的剂量约束值相比是可以忽略的。相应结论可为我国内陆核电厂的选址、建设和运行提供参考借鉴。     

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。     

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。     

国内某核电厂烟羽应急计划区校核研究

应急计划区的测算结果是核电厂营运单位场内应急计划的重要支持性内容,本文以环境保护部核与辐射安全中心牵头研发的审评软件平台为基础,对国内某核电厂提交的应急计划区测算报告中烟羽应急区的相关测算情况进行了校核计算,比对了业主方的报告结果,发现了相关的问题,为我国核电厂应急计划区的审评工作提供了有效的技术参考。     

核或辐射应急计划基本概念的最新发展

自９０年代以来,特别是切尔诺贝利事故后,ＩＣＲＰ明确提出了干预的辐射防护体系,核或辐射应急计划的很多方面有了进一步的发展,国际组织（ＩＣＲＰ、ＩＡＥＡ等）对他们原先的建议进行了若干重要修改,其中包括干预水平、应急计划类型、应急计划区、应急等级和集成应急计划等基本概念。与此同时,国际上对先进核电厂要求从设计上减少事故对场外的影响,免除对周围居民快速撤离之类的应急计划要求。本文对这些基本概念的发展及其