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。     

对AP1000核电厂简化应急计划的探讨

本文介绍了AP1000核电厂的非能动安全系统设计特性和美国核管理委员会对先进轻水堆简化应急计划的见解。针对AP1000的事故预防和缓解的主要特点,对其场外应急计划的简化问题进行探讨,提出了简化应急计划需要关注的三个主要问题：（1）缓解应急响应的紧迫性,（2）适当缩小应急计划区,（3）修订场外应急防护措施。     

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。     

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     

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。     

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。     

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。     

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。     

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。     

徐大堡核电厂应急工作准备

本文就徐大堡核电厂建造至首次装料阶段的应急准备工作进行讨论,主要包括应急计划区测算、应急指挥中心的建设、场内应急计划编写、应急组织建立等内容,重点介绍了首次装料前的应急工作计划和开展工作的基本思路。     

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。     

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。     

10MW高温气冷堆的应急计划与应急准备

为了保护环境、公众和工作人员，按照核设施纵深防御的原则．10MW高温气冷堆(HTR—10)必须制定应急计划．并在此基础上作好应急淮备，以便在事故情况下可以采取快速有效的应急响应行动，减轻事故的后果。本文依照研究堆的核安全法规和导则，并根据HTR—10的安全特性，完成了HTR—10应急计划的制定、应急准备及装科前的场内综合应急演习等工作．保证了HTR—10在2000年建成并达到临界。     

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。     

核电厂应急计划中若干问题和概念的讨论

本文讨论了我国核电厂应急计划和应急准备中新所关心的若干问题，阐述了应急计划中一些基本概念；弄清这些问题和概念，对推动和恰当地进行应急准备可能是重要的。     

Development Status of Liquid Systems for Stopping Nuclear Reactors

A classification scheme based on the most important indicators, including structural, is proposed for liquid systems for stopping a reactor. The development status of liquid stopping systems (systems which have been built and which are now being designed) for different types of reactors in our country and abroad is presented. The basic parameters and structural features of the systems are presented. Recent directions in the development of liquid stopping systems are noted: reliability of actuation, passive insertion of the absorber, simplification of the construction, integration of the emergency cooling and emergency absorber insertion systems, improvement of mixing, and prevention of the absorber from entering the reactor.The main directions of experimental research on liquid systems and the experimental results on propagation (mixing) of the liquid absorber introduced into the reactor volume and the circulation loop are presented.