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。     

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。     

核电厂烟羽应急计划区划分方法研究

结合不同类型反应堆的安全特性,对不同的烟羽应急计划区(PEPZ)划分方法进行对比分析,然后依据反应堆类型进行系统归类,提出不同堆型所适用的烟羽应急计划区划分方法,最后以我国的模块式高温气冷堆示范电厂(HTR-PM)为例进行划分方法的初步应用。初步研究结果表明,HTR-PM在厂址边界处满足烟羽应急计划区的划分准则,相对于目前的大型轻水堆,可以明显减小其烟羽应急计划区。     

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。     

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。     

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。     

福岛十年核电厂应急计划区划分标准情况探讨

文章研究了2011年日本福岛核事故发生后的十年间,中国、美国、日本、加拿大、俄罗斯等核电大国及国际原子能机构在核电厂应急计划区方面的划分规定、特征及其含义。这些变化对我国应急计划区的划分研究及标准制修订有较好的借鉴意义。     

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。     

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。     

基于PSA的核电厂核事故应急演习情景设计

本文以昌江核电厂概率安全分析(PSA)的结论为基础,通过研究相关运行事件/事故,梳理建设过程中不符合项或发生过的事件,筛选厂址区域自然灾害以及外部环境事件,收集国内、外其他核电厂已发生的事件/事故,初步选择了代表性与针对性强的事件/事故,选择合适的事故序列进行组合,形成若干个包络性较强的主事故序列,同时编制了部分可随时插入(在不影响主事故进程的前提下)的情景片段,可组合形成若干个随时间演变的完整事故情景。本文给出了事故情景个例分析,并就如何提高事故情景设计的合理性和针对性提出了建议。     

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。     

核电站应急系统EmInfoSys简介

核安全是核能与核技术利用事业发展的生命线,核事故应急响应是核安全纵深防御的最后一道屏障,是确保核能事业安全健康发展的重要措施之一。建立功能齐全、反应灵敏、运转高效的核与辐射事故应急管理体系,是我国核安全中重要任务之一。北京广利核系统工程有限公司从2001年开始参与核应急指挥系统的建设,先后参与了秦山、田湾、环境保护部、海阳、台山、防城港、三门等大量的核应急项目,形成了拥有自主知识产权的核应急平台———EmInfoSys （Emergency Management Information System）,本文对EmInfoSys系统做了简要介绍。     

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。     

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。     

大亚湾核电站严重事故管理导则实施过程中的程序改进

根据大亚湾核电站严重事故管理导则实施过程中的程序接口,介绍了大亚湾核电站应急运行规程接口的确定办法及核电站应急计划的修改内容。     

试论核电厂选址阶段对核事故应急响应条件的考虑

本文分析了在核电厂选址过程中应考虑的核事故应急响应条件.指出这些条件也是决定厂址是否实际可取的重要因素.     

多机组核电厂总体风险的一级PSA方法研究

福岛核事故发生后,多机组核电厂的总体风险受到越来越多的关注,但国内外缺乏评价多机组核电厂总体风险的方法或导则。本文结合有关法规对核电厂的总体安全要求,探索将单机组的一级概率安全评价（PSA）方法拓展为多机组的风险评价方法。以双机组核电厂为例,讨论了多机组厂址PSA定量化的一些问题,提出了机组间相关性的一些见解,并阐明了数学原理。本文讨论的方法对研究多机组厂址PSA方法具有重要价值。