制定核电厂应急行动水平时应急操作规程的使用

核电厂发生核事件后执行的应急操作规程与应急状态分级初始条件和应急行动水平存在某些相关性。但是目前国内外推荐的应急状态分级初始条件和应急行动水平制定方法以"状态导向"为基础,应急操作规程则以"事件导向"为基础,且存在进入应急操作规程的入口条件与初始条件和应急行动水平类似但又不完全符合的情况。本文根据制定初始条件和应急行动水平过程中总结出的经验,对应急操作规程与应急状态等级、识别类、初始条件和应急行动水平的关系进行讨论,并提出在制定核电厂应急状态分级初始条件和应急行动水平时如何使用应急操作规程的建议。     

研究堆应急行动水平的定量化

应急行动水平是用作应急状态分级的技术准则或参数。参照国外制定应急行动水平的方法，笔者在参与制定的审评国内几个研究堆应急计划的过程中认为，应尽量将导致反应堆应急状态的初始条件量化为一些相应的仪表或报警设定值，从而为工作人员迅速识别和确认应急状态等级采取相应的应急响应动提供清晰的技术基础。     

浅议核电厂应急行动水平制定中环境辐射监测数值的选取

核电厂的应急行动水平是核电厂应急状态的分级依据。环境辐射监测数据在核电厂异常工况和事故情况下对于判断放射性释放水平有着重要作用。本文根据美国核能研究所(NEI)的技术文件并结合国内核电厂的情况,对环境辐射监测数据在应急行动水平制定中存在的问题进行了讨论。     

中美核燃料循环设施核事故应急状态分级对比与探讨

本文介绍了美国核管会(NRC)及中国核燃料循环设施应急状态分级发展的历史及现状,对比了中美核燃料循环设施应急状态分级的差异,并给出分析结果,建议对后处理设施开展完整的二级PSA研究,给出相关事故谱,为进行应急状态分级及应急行动水平制定提供充分的技术支撑。     

放射性流出物异常类应急行动水平制定与分析

按照我国核安全法规要求,核电厂应根据设计特征和厂址特征制定核事故应急状态分级的初始条件和应急行动水平,提高核电厂对放射性流出物异常类事件进行应急状态分级的研判水平.本文结合国内外最新的相关法规、导则及技术文件,计算分析了因放射性流出物异常类事件进入各应急状态的初始条件及应急行动水平,对其适用性及合理性进行论证,提出通用...     

核动力厂应急行动水平的发展与应用

核动力厂的应急行动水平是核动力厂应急状态的分级判据.本文介绍了应急行动水平的发展情况及我国各核动力厂所使用的应急行动水平的特点,并对其中的差异进行了比较分析,对目前我国核动力厂应急行动水平中辐射报警阈值设定、屏障丧失判断、外部程序引进和多机组厂址分级特点等问题进行了讨论.     

ATWS事故工况下的应急初始条件和应急行动水平在核电厂的应用

本文描述了在未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)事故工况下应急初始条件及应急行动水平在PWR核电厂和CANDU核电厂的应用,并对这两种类型核电厂在ATWS事故工况下相同应急初始条件的应急行动水平的不同进行了比较.     

根据核电厂工况进行应急防护决策

介绍了美国核管会 (NRC)和国际原子能机构 (IAEA)有关在严重事故期间根据核电厂工况进行防护决策的方法 ,特别是制定核电厂应急行动水平、根据核电厂工况进行堆芯损坏评价、估计源项和确定防护行动的方法。为提高我国核电厂应急响应的有效性 ,提高在事故期间进行防护决策的科学性 ,建议我国应尽快掌握和研究制定核电厂应急行动水平、事故期间评价堆芯损坏和估计源项的方法学     

先进非能动轻水堆应急行动水平的优化方法建议

应急行动水平(EAL)是核事故应急响应中确定应急状态等级的重要依据。大型先进非能动轻水堆的设计特性使得它的风险谱特征相对于目前在运的核电厂已发生了一定变化,其EAL也因此进行了改进。为了检验并优化先进非能动轻水堆的EAL,本文建议了一种风险指引的评价方法,利用核电厂概率安全分析(PSA)模型,在EAL与条件堆芯损伤概率(CCDP)之间建立近似关系,并由CCDP表示应急状态等级的区间范围,筛选出与应急状态等级不匹配的EAL,实现对其调整和优化的目的。     

关于压水堆核电厂“A”型事故规程与应急状态等级关系的讨论

根据应急操作规程(EOP)与应急行动水平(EAL)的共性,以方家山核电工程1号反应堆EOP为例,将EOP中的指示和参数与NEI 99-01中的EAL进行比较,对在执行"A"型事故规程时核电厂应进入的应急状态等级进行分析讨论,以便在制定核电厂的EAL时能充分利用EOP中给出的信息。     

制定核电厂应急行动水平的方法学

制定应急行动水平对实施核电厂应急计划的有效性起着重要的作用,本文首先说明我国核安全法规对制定核电厂应急行动水平的要求,简单回顾美国制定应急行动水平方面的发展情况,着重介绍美国和国际原子能机构制定核电厂应急行动水平的方法学,对我国制定核电厂应急行动水平提出了建议。     

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。     

田湾核电站场内应急计划与准备的回顾

本文简要回顾了田湾核电站场内应急计划与准备的过程。包括田湾核电站场内应急计划的编制和审评、应急组织建立、应急执行程序编制、应急设施建设、应急培训和应急演习等方面,重点对准备过程中所取得的经验及教训进行了总结;提出了今后工作的重点和改进的方向,以期使田湾核电站的应急准备工作持续改进,也可供业内同行借鉴和参考。     

Evaluation of the containment vessel failure time from operator’s notifications during a severe accident

This paper aims at clarifying the potential and the limit of the method to surmise the timing of the containment vessel (CV) failure utilizing the Emergency Action Levels (EALs) issued as a nuclear operator’s notification in an early phase of the severe accident (SA). We analyzed the timings of the EALs issued in all kinds of the SA sequences of several PWR plant models by using the SA analysis code, MAAP. We found high correlations between the timing of SE41 (EAL issued at CV pressure of 0.5 design pressure) and the timing of the CV failure in the typical scenarios, e.g. over-pressure failures. We could therefore establish an evaluating method to estimate the time for a CV failure. This method has the potential to support the decision-making in nuclear emergency preparedness.     

应急防护体系中一些概念的变迁

人为历史上最严重的一次核事故－－切尔诺贝利核电站事故已经过去１０年，无论是由于事故的震憾极大地提高了人们的安全和应急意识，或者是由于应急有关的实践经验的反馈，都使得应急防护体系中的一些重要概念产生了不小的变化。     

Improvement of accident dose consequences simulation software for nuclear emergency response applications

This study integrated the nuclear power plant simulation software, PCTRAN, with an atmospheric diffusion model to efficiently evaluate a nuclear power plant accident and its off-site dose consequences. PCTRAN, with its user-friendly interface, provides a fast simulation scheme that can simulate many kinds of nuclear power plant accidents. Once accident initiation events are activated in the software, the plant parameters are calculated and displayed via animations on the user interface. Based on the simulated plant conditions, the radioactive materials considered in the software may be released from the plant to the environment. In this study, a dispersion algorithm, including a modified atmospheric diffusion model and its programming method, is proposed such that PCTRAN satisfies the application requirements to be used to plan nuclear emergency responses. First, the modified atmospheric diffusion model handles the variations of meteorological conditions (wind direction, wind velocity, and stability category) during a nuclear power plant accident simulation. Furthermore, the proposed programming method promotes calculation capability and efficiency by reducing the computational burden. For demonstration purposes, a postulated accident event was simulated for the Maanshan Nuclear Power Plant in Taiwan. The overall accident evolution, whole plant response, and off-site dose consequences could be predicted much earlier than what actually occurs. The thyroid and whole body dose rates (and their accumulations) as a function of accident time are displayed on the map within the emergency planning zone (EPZ). The influence of the accident on the off-site area can thus be estimated earlier, and the emergency classification can be determined by referring to the emergency action levels (EALs) for a quick nuclear emergency response.     

核电厂安全壳内辐射监测通道读数对一回路屏障功能丧失表征的合理性分析

应急初始条件和行动水平是核电厂应急状态分级的判据。裂变产物屏障功能降级是核电厂应急初始条件和行动水平的识别类之一。本文根据美国的相关技术文件,对国内某核电厂安全壳辐射监测通道读数对一回路屏障功能丧失表征的合理性进行了初步分析。        

国际核应急要求与技术的某些进展

前苏联切尔诺贝利核电站事故以来的十多年期间,国际上在对核应急工作的概念、范围、基础结构、计划要求、干预、以及应急技术等方面都有了很大的进展。另一方面,我们国家的应急工作也在绝大多数方面取得了可喜的进展和很大的成绩。我们应该在充分注意总结自己宝贵经验的同时,继续加强对国际上相关进展和经验的关注和研究,以使我国的核事故玫辐射应急能够在现有基础上再上一台阶。     

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。