AP1000核电厂烟羽应急计划区划分初步研究

黄 挺，曲静原，李 红，曹建主

（清华大学 核能与新能源技术研究院，北京 100084）

应急计划是核安全纵深防御原则的最后一个环节，对核电厂周边的公众安全具有十分重要的意义。应急计划区是制定应急计划的重要技术基础，是应急计划制定中需考虑的主要问题之一。AP1000作为第三代核电机组，其设计采用了非能动安全设施，且提高了安全系统的可靠性，使严重事故的发生概率显著降低［1］。由于核电厂应急计划区的划分与反应堆的事故特性有密切关系，因此，就AP1000核电厂而言，其应急计划区的大小应如何确定是需进一步研究的问题。

本文首先对应急计划区划分的一般方法进行介绍，并结合我国相关法规要求提出适用于AP1000核电厂烟羽应急计划区的划分方法和准则。然后以某滨海厂址为例，使用PAVAN［2］和 MACCS［3］程 序 对 AP1000 核 电 厂 烟羽应急计划区的大小进行测算，并给出初步研究的结果。

1 应急计划区划分的一般方法与准则

1.1 应急计划区的概念

应急计划区是指为在核电厂发生事故时能及时有效地采取保护公众的防护行动，事先在核电厂周围建立的、制定了应急计划并做好应急准备的区域［4］。应急计划区一般包括烟羽应急计划区和食入应急计划区。我国的烟羽应急计划区又分为内、外两区，在内区应做好采取应急撤离等紧急防护措施的准备。由于食入和饮用水控制不属于“紧急”的防护对策，且食入应急计划区与烟羽应急计划区的划分方法类似，因此本文主要研究和讨论AP1000核电厂烟羽应急计划区的划分。

1.2 应急计划区划分的一般方法

应急计划区划分的一般方法是：确定应考虑的事故类型及源项，并根据厂址气象条件计算场外公众的个人剂量，然后与干预水平相对比确定应急计划区的大小。应急计划区的划分方法通常分为确定论方法和概率论方法。确定论方法一般只考虑事故的后果，而概率论方法则同时考虑事故后果和发生概率。

1978年，美国核管会（NRC）发表了《国家和地方政府用于制定轻水反应堆辐射应急响应计划的基础》（NUREG－0396）［5］报告，其中研究讨论了应急计划区划分的基础、原理和方法，形成了应急计划区划分的准则，并确定了美国应急计划区的大小。报告在应急计划区划分的研究中，同时考虑了设计基准事故和严重事故谱。对于设计基准事故中的DBA－LOCA采用确定论评价方法，计算了129个核电机组95%气象条件下2h内的场外个人剂量，并与防护行动指南值（PAG）相比较；对于严重事故谱（压水堆堆熔事故PWR1～7和沸水堆堆熔事故BWR1～4），采用了概率论评价方法，先计算每个事故发生情况下场外个人剂量超过指定剂量的气象条件概率，再根据各事故的发生概率得出条件概率的加权平均值。

我国在早期秦山和大亚湾核电厂应急计划区划分研究中基本参照了美国NRC的方法［6］。

1.3 我国应急计划区的划分准则

我国国家标准 GB／T17680.1—2008《核电厂应急计划与准备准则：应急计划区的划分》［4］中规定：确定核电厂应急计划区时，既应考虑设计基准事故，也应考虑严重事故。并应遵循以下安全准则。

在烟羽应急计划区之外，所考虑的后果最严重的严重事故序列使公众个人可能受到的最大预期剂量不应超过GB 18871［7］所规定的任何情况下预期均应进行干预的剂量水平（表1）。

表1 任何情况下预期均应进行干预的剂量行动水平［7］Table 1 Dose action levels for expected intervention in any situation［7］

在烟羽应急计划区之外，对于各种设计基准事故和大多数严重事故序列，相应于特定紧急防护行动的可防止的剂量一般应不大于GB 18871所规定的相应的通用优化干预水平（表2）。

一般来说，在烟羽应急计划区划分的研究中，确定内区时参照撤离通用优化干预水平，确定外区时同时考虑隐蔽通用优化干预水平、碘防护通用优化干预水平和急性照射的剂量行动水平。

表2 紧急防护行动的通用优化干预水平［7］Table 2 General optimization intervention levels for emergency protective action［7］

2 AP1000核电厂应急计划区的测算方法

2.1 事故及源项选取

根据美国NRC的方法以及我国法规规定，在AP1000核电厂应急计划区的划分中应考虑各种设计基准事故和严重事故的完整事故谱。

对于设计基准事故，选取具有包络性的大LOCA事故进行分析。AP1000的大LOCA事故释放源项数据主要参考美国NRC的管理导则RG1.183［8］进行计算。其中有关假定为：堆芯中100%的惰性气体、40%的卤素和30%的碱金属释放到安全壳的大气中，堆芯释放分为两个阶段，前0.5h为燃料棒间隙活度释放，后1.3h为压力容器早期释放；释放的碘中粒子碘占95%，有机碘占0.15%，元素碘占4.85%；放射性核素在安全壳大气中的去除主要考虑非能动的自然去除机制，元素碘去除常数为1.7h－1，粒子碘前24h内去除常数在0.43～0.72h－1间变化，不考虑有机碘和惰性气体的去除；安全壳第1天泄漏率为1%。

对于严重事故，则考虑AP1000核电机组概率安全评价（PSA）报告中的堆芯熔化释放类［9］，释放类型的描述列于表3。源项数据参考现阶段AP1000核电机组PSA报告的研究结果。

表3 AP1000严重事故释放类型［9］Table 3 AP1000severe accident release categories［9］

2.2 计算方法

对于大气扩散模式，PAVAN和 MACCS程序均采用了修正的高斯直线轨迹模型。模型中考虑了建筑物尾流和混合层高度对大气扩散的影响。

对于剂量计算模式，由于无法精确得到应急防护措施的效益来计算可防止剂量，因此，一般通过计算预期剂量来代替准则中对可防止剂量的要求。

由于烟羽应急计划区是针对烟羽照射途径而建立的，因此主要考虑事故早期的放射性照射，即在预期剂量的计算中只考虑烟云外照射、地面外照射和吸入内照射这3种照射途径。3种途径的预期剂量可按下列公式进行计算。

烟云：

地面：

吸入：

其中：Dcld、Dgrd和Dinh分别为3种途径中的辐射剂量；Ccld，i和Cgrd，i为烟羽轴线上核素i近地面空气时间积分浓度和地面沉积浓度；fcld，i、fgrd，i和finh，i分别为核素i在3种途径中相应的剂量转换因子；Scld、Sgrd和Sinh分别为3种途径的屏蔽因子；Br为人的呼吸率。

对于大LOCA事故采用确定论方法进行分析，计算厂址95%气象条件下事故开始前2h的有效剂量和甲状腺剂量，有效剂量中地面照射剂量按7d计算。然后根据撤离通用优化干预水平50mSv确定烟羽应急计划区的内区，根据隐蔽通用优化干预水平10mSv和碘防护通用优化干预水平100mGy确定外区。大气弥散计算使用PAVAN程序。

对于严重事故谱采用概率论方法进行分析，计算各事故情况下不同距离2d和7d有效剂量、甲状腺剂量以及所对应的2d急性剂量。对于全身急性剂量，由于骨髓急性剂量在所有器官中起主要作用，因此在计算个人急性剂量超过指定剂量的条件概率时，以骨髓急性剂量代替全身急性剂量。

概率论的计算方法为，对于释放类i，可通过计算距离x处的剂量余补累积频率分布（CCFD）曲线求得超过指定剂量的气象条件概率pi（x）。若释放类i的发生概率为fi，则在距离x处，考虑完整事故谱的情况下超过指定剂量的条件概率为：

根据美国NRC的方法及我国法规的相关要求，对于2d有效剂量，选用隐蔽通用优化干预水平10mSv作为指定剂量；对于7d有效剂量，选用撤离通用优化干预水平50mSv作为指定剂量；对于2d骨髓急性剂量，选用骨髓急性照射的剂量行动水平1Sv和发生严重确定性效应的剂量2Sv作为指定剂量；对于甲状腺剂量，选用碘防护通用优化干预水平100mGy；对于甲状腺急性剂量，选用甲状腺急性照射剂量行动水平5Gy和发生严重确定性效应的剂量10Gy。剂量计算使用MACCS程序。

3 参数选取与计算结果

3.1 主要参数选取

选取某滨海厂址2006年5月至2007年5月整年8 760h的逐时气象观测数据作为参考气象条件。其中有效观测数据记录为8 532h，数据获取率约为97.4%，满足计算要求。

各种照射途径的屏蔽因子参考美国NRC对人类正常活动时的推荐值，即烟云外照射0.75，吸入0.41，地面外照射0.33。

对于设计基准事故，呼吸率按美国NRC的管理导则 RG1.183［8］取为3.5×10－4m3／s（0～8h）、1.8×10－4m3／s（8～24h）、2.3×10－4m3／s（24～720h）；对 于 严 重 事 故，取MACCS程序默认值2.66×10－4m3／s。

干沉降速度参考联邦德国辐射防护委员会第17 卷 出 版 物 （SSK17）［10］，粒 子 碘 取 为0.001 5m／s，有机碘取0.000 1m／s，元素碘取为0.01m／s，其他核素（不包括惰性气体）统一取为0.001 5m／s，惰性气体不考虑沉降。湿沉降与雨量有关，与稳定度无关。

由于该滨海厂址附近地势平坦，周围土地以农田为主，因此参考国际原子能机构（IAEA）安全丛书第57号出版物［11］，地表粗糙度取z＝30cm。在PAVAN程序中使用平坦地形模式进行计算；在MACCS程序中，由于默认地表粗糙度z0＝3cm，因此使用修正公式σz＝σz0（z／z0）0.2对垂直扩散参数σz进行修正，修正因子为1.585。

释放假设为地面释放，计算中不考虑任何紧急防护行动。

3.2 设计基准事故计算结果

图1示出设计基准事故的计算结果。在95%的气象条件下，大LOCA事故在1km以外的有效剂量已低于50mSv的撤离通用优化干预水平，在3km以外的有效剂量和甲状腺剂量已分别低于10mSv的隐蔽通用优化干预水平和100mGy的碘防护通用优化干预水平。

考虑我国国标 GB／T 17680.1—2008中推荐半径3km作为烟羽应急计划区内区的下限，半径7km作为烟羽应急计划区外区的下限，因此给出了半径3km和7km处相应的剂量（表4）。

由表4可知，在考虑大LOCA事故情况下，半径3km和7km满足我国国标对核电站烟羽应急计划区内区和外区的要求。

图1 设计基准事故计算结果与通用优化干预水平Fig.1 Calculated results for design basis accident and general optimization intervention levels

表4 半径3km和7km处相应的剂量Table 4 Relevant doses at 3km and 7km radii

3.3 严重事故计算结果

图2示出了严重事故完整事故谱的有效剂量和骨髓急性剂量的计算结果。图3示出了甲状腺剂量的计算结果。

图2 有效剂量和骨髓急性剂量超过指定剂量的条件概率Fig.2 Conditional probabilities of exceeding specified effective dose and bone marrow acute dose

图3 甲状腺剂量超过指定剂量的条件概率Fig.3 Conditional probability of exceeding specified thyroid dose

在严重事故发生的条件下，距反应堆中心半径1、2和3km处7d有效剂量超过50mSv的条件概率分别为14.4%、8.2%和8.1%；半径3、5和7km处2d有效剂量超过10mSv的条件概率分别为19.4%、8.8%和8.2%；半径1、3、5km处甲状腺剂量超过100mGy的条件概率分别为14.4%、8.1%和8.1%。这表明，在大多数严重事故情况下，半径3km和7km可满足我国国标对核电站烟羽应急计划区内区和外区的要求。

距反应堆中心半径3、5和7km处2d骨髓急性剂量超过1Sv的条件概率分别为2.8%、1.5%和0.6%，且在半径7km 外随距离迅速减小；半径3km和5km处超过2Sv的条件概率分别为1.6%和0.3%，在半径7km处已无超过2Sv的剂量。半径3、5和7km处甲状腺急性剂量超过5Gy的条件概率分别为5.7%、4.4%和3.1%，超过10Gy的条件概率分别为4.5%、2.8%和1.6%，且在半径7km外随距离迅速减小。这表明，在最严重的事故情况下，半径7km可满足我国国标对核电站烟羽应急计划区外区的要求。

综上可得，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。

4 结论

在AP1000核电厂应急计划区的划分中，应同时考虑设计基准事故和严重事故谱。初步的研究结果表明，AP1000核电厂应考虑场外应急并做好相应的应急计划和应急准备。对于AP1000核电厂，烟羽应急计划区的内区取半径3km、外区取半径7km是合适的。

由于不同厂址的气象条件等因素对事故后果的计算有一定的影响，本文的测算结果仅反映了该滨海厂址的具体特征，对于其他厂址仍需根据厂址特性进行具体分析。此外，核电厂应急计划区的划分还应考虑其他非技术性因素，如土地特征、道路分布和当地管辖权等，因此应急计划区的实际边界还应根据具体厂址的特性进行合理的确定。

［1］陈晓秋，李冰，林权益.对AP1000核电厂简化应急计划的探讨［J］.辐射防护，2008，28（4）：244－249.CHEN Xiaoqiu，LI Bing，LIN Quanyi.Discussion on simolification of emergency planning for AP1000［J］.Radiation Protection，2008，28（4）：244－249（in Chinese）.

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［3］CHANIN D I，ROLLSTIN J A.Melcor accident consequence code system （MACCS）Vol.1，user’s guide，NUREG／CR－4691－V1［R］.Sandia：NUREG，1990.

［4］国家质量监督检验检疫总局.GB／T 17680—2008 核电厂应急计划与准备准则［S］.北京：中国标准出版社，2008.

［5］USNRC.NUREG－0396planning basis for the development of state and local government radiological emergency response plans in support of light water nuclear power plants［R］.Washington D.C.：USNRC，1978.

［6］施仲齐，杨玲.我国在建核电厂烟羽应急计划区大小的研究和建议［J］.核科学与工程，1992，12（4）：289－302.SHI Zhongqi，YANG Ling.A study on nuclear power plant emergency planning zone（plume exposure pathway）sizes and recommendations［J］.Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering，1992，12（4）：289－302（in Chinese）.

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［9］Westinghouse Electric Company LLC.AP1000 probabilistic risk assessment［R］.Pittsburgh：Westinghouse Electric Company LLC.，2003.

［10］为验证遵守辐射防护规定的剂量限值，计算气态和液态放射性物质排放时引起的照射剂量采用的模式、假定和参数（核安全译文，SSK17：联邦德国辐射防护委员会出版物第17卷）［R］.孙呈志译.北京：国家核事故应急办公室，1995.

［11］IAEA.Generic models and parameters for assessing the environmental transfer of radionuclides from routine releases： Exposuer of critical groups，safety series，No.57（NS－G－57）［R］.Vienna：IAEA，1982.