AP1000核電廠煙羽應急計劃區(qū)劃分初步研究

黃 挺，曲靜原，李 紅，曹建主

（清華大學 核能與新能源技術研究院，北京 100084）

應急計劃是核安全縱深防御原則的最后一個環(huán)節(jié)，對核電廠周邊的公眾安全具有十分重要的意義。應急計劃區(qū)是制定應急計劃的重要技術基礎，是應急計劃制定中需考慮的主要問題之一。AP1000作為第三代核電機組，其設計采用了非能動安全設施，且提高了安全系統(tǒng)的可靠性，使嚴重事故的發(fā)生概率顯著降低［1］。由于核電廠應急計劃區(qū)的劃分與反應堆的事故特性有密切關系，因此，就AP1000核電廠而言，其應急計劃區(qū)的大小應如何確定是需進一步研究的問題。

本文首先對應急計劃區(qū)劃分的一般方法進行介紹，并結合我國相關法規(guī)要求提出適用于AP1000核電廠煙羽應急計劃區(qū)的劃分方法和準則。然后以某濱海廠址為例，使用PAVAN［2］和 MACCS［3］程 序 對 AP1000 核 電 廠 煙羽應急計劃區(qū)的大小進行測算，并給出初步研究的結果。

1 應急計劃區(qū)劃分的一般方法與準則

1.1 應急計劃區(qū)的概念

應急計劃區(qū)是指為在核電廠發(fā)生事故時能及時有效地采取保護公眾的防護行動，事先在核電廠周圍建立的、制定了應急計劃并做好應急準備的區(qū)域［4］。應急計劃區(qū)一般包括煙羽應急計劃區(qū)和食入應急計劃區(qū)。我國的煙羽應急計劃區(qū)又分為內、外兩區(qū)，在內區(qū)應做好采取應急撤離等緊急防護措施的準備。由于食入和飲用水控制不屬于“緊急”的防護對策，且食入應急計劃區(qū)與煙羽應急計劃區(qū)的劃分方法類似，因此本文主要研究和討論AP1000核電廠煙羽應急計劃區(qū)的劃分。

1.2 應急計劃區(qū)劃分的一般方法

應急計劃區(qū)劃分的一般方法是：確定應考慮的事故類型及源項，并根據廠址氣象條件計算場外公眾的個人劑量，然后與干預水平相對比確定應急計劃區(qū)的大小。應急計劃區(qū)的劃分方法通常分為確定論方法和概率論方法。確定論方法一般只考慮事故的后果，而概率論方法則同時考慮事故后果和發(fā)生概率。

1978年，美國核管會（NRC）發(fā)表了《國家和地方政府用于制定輕水反應堆輻射應急響應計劃的基礎》（NUREG－0396）［5］報告，其中研究討論了應急計劃區(qū)劃分的基礎、原理和方法，形成了應急計劃區(qū)劃分的準則，并確定了美國應急計劃區(qū)的大小。報告在應急計劃區(qū)劃分的研究中，同時考慮了設計基準事故和嚴重事故譜。對于設計基準事故中的DBA－LOCA采用確定論評價方法，計算了129個核電機組95%氣象條件下2h內的場外個人劑量，并與防護行動指南值（PAG）相比較；對于嚴重事故譜（壓水堆堆熔事故PWR1～7和沸水堆堆熔事故BWR1～4），采用了概率論評價方法，先計算每個事故發(fā)生情況下場外個人劑量超過指定劑量的氣象條件概率，再根據各事故的發(fā)生概率得出條件概率的加權平均值。

我國在早期秦山和大亞灣核電廠應急計劃區(qū)劃分研究中基本參照了美國NRC的方法［6］。

1.3 我國應急計劃區(qū)的劃分準則

我國國家標準 GB／T17680.1—2008《核電廠應急計劃與準備準則：應急計劃區(qū)的劃分》［4］中規(guī)定：確定核電廠應急計劃區(qū)時，既應考慮設計基準事故，也應考慮嚴重事故。并應遵循以下安全準則。

在煙羽應急計劃區(qū)之外，所考慮的后果最嚴重的嚴重事故序列使公眾個人可能受到的最大預期劑量不應超過GB 18871［7］所規(guī)定的任何情況下預期均應進行干預的劑量水平（表1）。

表1 任何情況下預期均應進行干預的劑量行動水平［7］Table 1 Dose action levels for expected intervention in any situation［7］

在煙羽應急計劃區(qū)之外，對于各種設計基準事故和大多數(shù)嚴重事故序列，相應于特定緊急防護行動的可防止的劑量一般應不大于GB 18871所規(guī)定的相應的通用優(yōu)化干預水平（表2）。

一般來說，在煙羽應急計劃區(qū)劃分的研究中，確定內區(qū)時參照撤離通用優(yōu)化干預水平，確定外區(qū)時同時考慮隱蔽通用優(yōu)化干預水平、碘防護通用優(yōu)化干預水平和急性照射的劑量行動水平。

表2 緊急防護行動的通用優(yōu)化干預水平［7］Table 2 General optimization intervention levels for emergency protective action［7］

2 AP1000核電廠應急計劃區(qū)的測算方法

2.1 事故及源項選取

根據美國NRC的方法以及我國法規(guī)規(guī)定，在AP1000核電廠應急計劃區(qū)的劃分中應考慮各種設計基準事故和嚴重事故的完整事故譜。

對于設計基準事故，選取具有包絡性的大LOCA事故進行分析。AP1000的大LOCA事故釋放源項數(shù)據主要參考美國NRC的管理導則RG1.183［8］進行計算。其中有關假定為：堆芯中100%的惰性氣體、40%的鹵素和30%的堿金屬釋放到安全殼的大氣中，堆芯釋放分為兩個階段，前0.5h為燃料棒間隙活度釋放，后1.3h為壓力容器早期釋放；釋放的碘中粒子碘占95%，有機碘占0.15%，元素碘占4.85%；放射性核素在安全殼大氣中的去除主要考慮非能動的自然去除機制，元素碘去除常數(shù)為1.7h－1，粒子碘前24h內去除常數(shù)在0.43～0.72h－1間變化，不考慮有機碘和惰性氣體的去除；安全殼第1天泄漏率為1%。

對于嚴重事故，則考慮AP1000核電機組概率安全評價（PSA）報告中的堆芯熔化釋放類［9］，釋放類型的描述列于表3。源項數(shù)據參考現(xiàn)階段AP1000核電機組PSA報告的研究結果。

表3 AP1000嚴重事故釋放類型［9］Table 3 AP1000severe accident release categories［9］

2.2 計算方法

對于大氣擴散模式，PAVAN和 MACCS程序均采用了修正的高斯直線軌跡模型。模型中考慮了建筑物尾流和混合層高度對大氣擴散的影響。

對于劑量計算模式，由于無法精確得到應急防護措施的效益來計算可防止劑量，因此，一般通過計算預期劑量來代替準則中對可防止劑量的要求。

由于煙羽應急計劃區(qū)是針對煙羽照射途徑而建立的，因此主要考慮事故早期的放射性照射，即在預期劑量的計算中只考慮煙云外照射、地面外照射和吸入內照射這3種照射途徑。3種途徑的預期劑量可按下列公式進行計算。

煙云：

地面：

吸入：

其中：Dcld、Dgrd和Dinh分別為3種途徑中的輻射劑量；Ccld，i和Cgrd，i為煙羽軸線上核素i近地面空氣時間積分濃度和地面沉積濃度；fcld，i、fgrd，i和finh，i分別為核素i在3種途徑中相應的劑量轉換因子；Scld、Sgrd和Sinh分別為3種途徑的屏蔽因子；Br為人的呼吸率。

對于大LOCA事故采用確定論方法進行分析，計算廠址95%氣象條件下事故開始前2h的有效劑量和甲狀腺劑量，有效劑量中地面照射劑量按7d計算。然后根據撤離通用優(yōu)化干預水平50mSv確定煙羽應急計劃區(qū)的內區(qū)，根據隱蔽通用優(yōu)化干預水平10mSv和碘防護通用優(yōu)化干預水平100mGy確定外區(qū)。大氣彌散計算使用PAVAN程序。

對于嚴重事故譜采用概率論方法進行分析，計算各事故情況下不同距離2d和7d有效劑量、甲狀腺劑量以及所對應的2d急性劑量。對于全身急性劑量，由于骨髓急性劑量在所有器官中起主要作用，因此在計算個人急性劑量超過指定劑量的條件概率時，以骨髓急性劑量代替全身急性劑量。

概率論的計算方法為，對于釋放類i，可通過計算距離x處的劑量余補累積頻率分布（CCFD）曲線求得超過指定劑量的氣象條件概率pi（x）。若釋放類i的發(fā)生概率為fi，則在距離x處，考慮完整事故譜的情況下超過指定劑量的條件概率為：

根據美國NRC的方法及我國法規(guī)的相關要求，對于2d有效劑量，選用隱蔽通用優(yōu)化干預水平10mSv作為指定劑量；對于7d有效劑量，選用撤離通用優(yōu)化干預水平50mSv作為指定劑量；對于2d骨髓急性劑量，選用骨髓急性照射的劑量行動水平1Sv和發(fā)生嚴重確定性效應的劑量2Sv作為指定劑量；對于甲狀腺劑量，選用碘防護通用優(yōu)化干預水平100mGy；對于甲狀腺急性劑量，選用甲狀腺急性照射劑量行動水平5Gy和發(fā)生嚴重確定性效應的劑量10Gy。劑量計算使用MACCS程序。

3 參數(shù)選取與計算結果

3.1 主要參數(shù)選取

選取某濱海廠址2006年5月至2007年5月整年8 760h的逐時氣象觀測數(shù)據作為參考氣象條件。其中有效觀測數(shù)據記錄為8 532h，數(shù)據獲取率約為97.4%，滿足計算要求。

各種照射途徑的屏蔽因子參考美國NRC對人類正常活動時的推薦值，即煙云外照射0.75，吸入0.41，地面外照射0.33。

對于設計基準事故，呼吸率按美國NRC的管理導則 RG1.183［8］取為3.5×10－4m3／s（0～8h）、1.8×10－4m3／s（8～24h）、2.3×10－4m3／s（24～720h）；對 于 嚴 重 事 故，取MACCS程序默認值2.66×10－4m3／s。

干沉降速度參考聯(lián)邦德國輻射防護委員會第17 卷 出 版 物 （SSK17）［10］，粒 子 碘 取 為0.001 5m／s，有機碘取0.000 1m／s，元素碘取為0.01m／s，其他核素（不包括惰性氣體）統(tǒng)一取為0.001 5m／s，惰性氣體不考慮沉降。濕沉降與雨量有關，與穩(wěn)定度無關。

由于該濱海廠址附近地勢平坦，周圍土地以農田為主，因此參考國際原子能機構（IAEA）安全叢書第57號出版物［11］，地表粗糙度取z＝30cm。在PAVAN程序中使用平坦地形模式進行計算；在MACCS程序中，由于默認地表粗糙度z0＝3cm，因此使用修正公式σz＝σz0（z／z0）0.2對垂直擴散參數(shù)σz進行修正，修正因子為1.585。

釋放假設為地面釋放，計算中不考慮任何緊急防護行動。

3.2 設計基準事故計算結果

圖1示出設計基準事故的計算結果。在95%的氣象條件下，大LOCA事故在1km以外的有效劑量已低于50mSv的撤離通用優(yōu)化干預水平，在3km以外的有效劑量和甲狀腺劑量已分別低于10mSv的隱蔽通用優(yōu)化干預水平和100mGy的碘防護通用優(yōu)化干預水平。

考慮我國國標 GB／T 17680.1—2008中推薦半徑3km作為煙羽應急計劃區(qū)內區(qū)的下限，半徑7km作為煙羽應急計劃區(qū)外區(qū)的下限，因此給出了半徑3km和7km處相應的劑量（表4）。

由表4可知，在考慮大LOCA事故情況下，半徑3km和7km滿足我國國標對核電站煙羽應急計劃區(qū)內區(qū)和外區(qū)的要求。

圖1 設計基準事故計算結果與通用優(yōu)化干預水平Fig.1 Calculated results for design basis accident and general optimization intervention levels

表4 半徑3km和7km處相應的劑量Table 4 Relevant doses at 3km and 7km radii

3.3 嚴重事故計算結果

圖2示出了嚴重事故完整事故譜的有效劑量和骨髓急性劑量的計算結果。圖3示出了甲狀腺劑量的計算結果。

圖2 有效劑量和骨髓急性劑量超過指定劑量的條件概率Fig.2 Conditional probabilities of exceeding specified effective dose and bone marrow acute dose

圖3 甲狀腺劑量超過指定劑量的條件概率Fig.3 Conditional probability of exceeding specified thyroid dose

在嚴重事故發(fā)生的條件下，距反應堆中心半徑1、2和3km處7d有效劑量超過50mSv的條件概率分別為14.4%、8.2%和8.1%；半徑3、5和7km處2d有效劑量超過10mSv的條件概率分別為19.4%、8.8%和8.2%；半徑1、3、5km處甲狀腺劑量超過100mGy的條件概率分別為14.4%、8.1%和8.1%。這表明，在大多數(shù)嚴重事故情況下，半徑3km和7km可滿足我國國標對核電站煙羽應急計劃區(qū)內區(qū)和外區(qū)的要求。

距反應堆中心半徑3、5和7km處2d骨髓急性劑量超過1Sv的條件概率分別為2.8%、1.5%和0.6%，且在半徑7km 外隨距離迅速減小；半徑3km和5km處超過2Sv的條件概率分別為1.6%和0.3%，在半徑7km處已無超過2Sv的劑量。半徑3、5和7km處甲狀腺急性劑量超過5Gy的條件概率分別為5.7%、4.4%和3.1%，超過10Gy的條件概率分別為4.5%、2.8%和1.6%，且在半徑7km外隨距離迅速減小。這表明，在最嚴重的事故情況下，半徑7km可滿足我國國標對核電站煙羽應急計劃區(qū)外區(qū)的要求。

綜上可得，AP1000核電廠取半徑3km范圍作為煙羽應急計劃區(qū)的內區(qū)、半徑7km范圍作為煙羽應急計劃區(qū)的外區(qū)是合適的。

4 結論

在AP1000核電廠應急計劃區(qū)的劃分中，應同時考慮設計基準事故和嚴重事故譜。初步的研究結果表明，AP1000核電廠應考慮場外應急并做好相應的應急計劃和應急準備。對于AP1000核電廠，煙羽應急計劃區(qū)的內區(qū)取半徑3km、外區(qū)取半徑7km是合適的。

由于不同廠址的氣象條件等因素對事故后果的計算有一定的影響，本文的測算結果僅反映了該濱海廠址的具體特征，對于其他廠址仍需根據廠址特性進行具體分析。此外，核電廠應急計劃區(qū)的劃分還應考慮其他非技術性因素，如土地特征、道路分布和當?shù)毓茌牂嗟龋虼藨庇媱潊^(qū)的實際邊界還應根據具體廠址的特性進行合理的確定。

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