放射性流出物異常類應急行動水平制定與分析

沈大偉

（江蘇核電有限公司，連云港 222042）

根據我國核安全相關法規要求，核電廠應根據設計特征和廠址特征，制定用于應急狀態分級的初始條件和應急行動水平（Emergency Action Level，簡稱EAL）［1］。EAL是用來建立、識別和確定應急等級的，開始執行相應應急措施時預先確定的，可以觀測的參數或判據。我國核事故應急狀態分為以下4個等級：應急待命、廠房應急、場區應急、場外應急。異常輻射水平/放射性流出物是應急行動水平編制中的一個重要識別類［2］。

放射性流出物異常是核電廠應急行動水平中異常輻射水平/放射性流出物類的一個初始條件，此類初始條件和應急行動水平表征：放射性釋放在超過管理限值、持續較長時間所體現出的核電廠安全水平潛在降級。結合美國核管會及國際原子能機構的相關導則，我國在《壓水堆核電廠應急行動水平制定（報批稿）》中提出了制定應急行動水平的技術方法和要求，本文將依據上述導則要求，結合田灣核電廠的實際設計特征，對田灣核電廠放射性流出物異常類初始條件及應急行動水平進行分析計算，并對其應用的局限性及注意事項進行梳理，以提高核電廠對此類事件進行應急狀態分級的可靠性。

1 分析計算

針對放射性釋放在超過管理限值、持續較長時間所體現出的核電廠安全水平潛在降級，核電廠都設計有相應的設施來監測和控制放射性流出物向環境的釋放。此外，核電廠也會建立行政管理措施，用以防止放射性流出物非計劃的釋放，或是用以監測、控制有計劃的排放。放射性物質較長時間內不可控地釋放到環境中，表明了這些設施和行政管理措施的降級。

本文中使用AU1、AA1、AS1和AG1代表應急待命、廠房應急、場區應急和場外應急的相應條款。

1.1 關于放射性流出物異常進入應急待命狀態

《壓水堆核電廠應急行動水平制定（報批稿）》給出了關于放射性流出物異常類進入應急待命狀態的標準：流出物監測儀表的有效讀數超過技術規格書放射性流出物技術規范限值的2倍，持續時間達到或超過60分鐘。該條EAL處理任何原因導致流出物放射性監測儀表讀數超過放射性排放許可閾值的放射性釋放。

核電廠在線放射性惰性氣體流出物輻射監 測 儀 表UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011的一級報警閾值為2.0×106Bq/m3，根據核電廠氣態放射性流出物年排放量批準值（惰性氣體7.63×1013Bq/a、碘3.70×108Bq/a、氣溶膠1.20×108Bq/a），同時遵照《核動力廠環境輻射防護規定》的要求“每個季度的排放總量不應超過所批準的年排放總量的二分之一，每個月的排放總量不應超過所批準的年排放總量的五分之一，如排放超過上述控制要求，執行限制性排流程，并迅速查明原因，采取有效措施”［3］，核電廠惰性氣體月最高排放總量不能超過1.53×1013Bq，碘月最高排放總量不應超過7.40×107Bq，氣溶膠月最高排放總量不應超過2.40×107Bq。

核電廠機組煙囪內徑為2米，煙氣設計排放速度為9.1 m/s，考慮煙囪排放活度濃度的不均勻性及統計漲落產生的誤差，核電廠排風中的瞬時活度不是恒定的，可以達到平均活度濃度的若干倍，計算中假設最大瞬時排放濃度值可以達到平均活度濃度的10倍，可以得出，煙囪的惰性氣體排放濃度不能超過以下數值。

碘排放濃度不能超過以下數值。

氣溶膠排放濃度不能超過以下數值。

依據《壓水堆核電廠應急行動水平制定（報批稿）》給出的關于放射性流出物異常類進入應急待命狀態的標準“流出物監測儀表的有效讀數超過技術規格書放射性流出物技術規范限值的2倍，持續時間達到或超過60分鐘”，煙囪的惰性氣體排放濃度不能超過4.12×106Bq/m3，碘排放濃度不應超過20 Bq/m3，氣溶膠排放濃度不應超過6.48 Bq/m3?？紤]到煙囪碘監測儀表UKH20CR002、UKH20CR006、UKH20CR010的探測下限為3.7 Bq/m3，氣溶膠監測儀表UKH20CR001、UKH20CR005、UKH20CR009的探測下限為1 Bq/m3，兩個閾值均未超過探測下限的10倍，不宜采用。因此結合煙囪排放超過UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011的一級報警閾值2.0×106Bq/m3兩倍（4.0×106Bq/m3），將AU1制定為“UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011的有效讀數超過4.0×106Bq/m3或MAJ36CR001的有效讀數超過1.40×107Bq/m3，且實際的或預期的持續時間達到或超過60分鐘”。

1.2 關于放射性流出物異常進入廠房應急狀態

AA1表征由核電廠放射性釋放大幅度超過審管要求，并持續一段時間，表明安全水平真實的或潛在的重大降級。AA1是在AU1基礎上的進一步升級，為了確保AU1、AA1、AS1和AG1之間的線性升級邏輯，在AU1和AS1之間粗略選擇了一個中間值。盡管這些倍數與場外劑量或場外劑量率有一定對應關系，但事件分級關注的重點是核電廠安全水平的降級，而不應放在與這些倍數對應的場外劑量或劑量率。在《壓水堆核電廠應急行動水平制定（報批稿）》給出了關于放射性流出物異常進入廠房應急狀態的標準“流出物監測儀表的有效讀數超過了核電廠特定報警閾值的200倍，持續時間達到或超過15分鐘”。

因此，AA1制定為“以下任一在線流出物輻射監測儀表有效讀數超過相應閾值，且實際的或預期的持續時間達到或超過15分鐘：UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011的有效讀數超過4.0×108Bq/m3；UKH20CR004、UKH20CR008或UKH20CR012有效讀數超過2.0×10-4Gy/h；UKH20CR001、UKH20CR005或UKH20CR009的有效讀數超過6.48×102Bq/m3；UKH20CR002、UKH20CR006或UKH20CR010的有效讀數超過2.0×103Bq/m3”。

1.3 關于放射性流出物異常進入場區應急、場外應急狀態

不同于應急待命和廠房應急的標準中采用核電廠技術規格書的報警閾值或規范限值，場區應急、場外應急的標準制定則采用通用干預水平?！秹核押穗姀S應急行動水平制定（報批稿）》給出的關于放射性流出物異常進入場區應急、場外應急狀態的標準分別是“根據實際氣象條件的劑量評價結果，場區邊界處的有效劑量大于1 mSv或甲狀腺吸收劑量大于10 mGy”、“根據實際氣象條件的劑量評價結果，場區邊界處的有效劑量大于10 mSv或甲狀腺吸收劑量大于100 mGy”。

下文以AS1為例進行計算分析，AS1表征由放射性釋放造成場區邊界處或邊界外的劑量超過《電離輻射防護與輻射源安全年基本標準》規定的隱蔽通用優化干預水平10%，表明核電廠保護公眾所需的相關系統失效及安全水平的降級［4］。AS1是識別這些系統及設備失效的方法之一，當僅根據核電廠工況（系統故障類、裂變產物屏障降級類EAL）不能進行事件的應急狀態分級時，AS1是有效的輔助分級方法。需要注意的是，按照NEI99-01第五版的說法，嚴重事故的放射性釋放可能是無法監測的，特別是在事故初期階段，且釋放劑量受釋放源項和氣象條件的影響，存在很大的不確定性［5］。

AS1是根據釋放途徑上監測儀表的讀數而設立，監測儀表的讀數是根據《電離輻射防護與輻射源安全年基本標準》（GB 18871-2002）規定的劑量閾值反推得到的。參照《壓水堆核電廠應急行動水平制定（報批稿）》，如果不能對劑量進行實時監測，可以假定釋放持續時間為1小時，并根據場區邊界處或邊界外有效劑量為1 mSv/h或甲狀腺吸收劑量為100 mGy/h，選擇其中更為嚴格的值作為EAL的計算值。核電廠機組煙氣的平均 流 量 為1.03×105m3/h，結 合UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011的一級報警閾值2.0×106Bq/m3，可以計算出，達到UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011一級報警2000倍的1小時惰性氣體排放量為4.12×105GBq。

（1）釋放源項核素譜的考慮

參照美國核能研究所（Nuclear Energy Insti?tute，簡稱NEI）發布的NEI99-01中關于放射性流出物監測閾值的觀點“對于AS1和AG1，建議采用為AU1和AA1建立監測EAL閾值同樣的源項，或某個認為合適的事故源項”，考慮到場區應急、場外應急涉及到核電廠事故情況下的流出物輻射監測，根據核電廠最終安全分析報告，選擇通過煙囪釋放的大破口事故源項及燃料操作事故源項的核素譜型，詳見圖1、圖2。

圖1 大破口事故釋放與時間的關系Fig.1 Relationship between time and release of large break accident

圖2 通過煙囪進入大氣的事故釋放量Fig.2 Accident release into the atmosphere through the chimney

（2）大氣彌散因子的考慮

采用NEI99-01的技術方法，在應急行動水平的閾值分析中，保守選擇廠址邊界處和邊界以外最大扇區大氣彌散因子作為包絡值進行計算，根據核電廠環境影響評價報告書（首次裝料階段），事故情況下場區邊界最大大氣彌散因子為2.12×10-4s/m3。

（3）劑量轉換因子的考慮

惰性氣體:外照射劑量轉換因子取自《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》（GB18871-2002）。

碘和堿金屬:吸入內照射有效劑量和甲狀腺當量劑量轉換因子取自《公眾成員攝入放射性核素的年齡依賴劑量》（國際輻射防護委員會71號出版物）；煙云浸沒外照射和地面沉積外照射劑量轉換因子取自《氣載放射性物質排放的環境影響評價通用模式》（國際原子能機構19號安全報告）。

其他核素:煙云浸沒外照射和地面沉積外照射劑量轉換因子取自《空氣、水和泥土中的放射性核素的外照射》（美國聯邦導則12號報告）；吸入內照射有效劑量轉換因子取自《國際電離輻射防護和輻射源安全的基本安全標準》（國際原子能機構安全叢書No.115）；吸入甲狀腺當量劑量轉換因子取自《放射性核素的攝入和空氣濃度限值及吸入、浸沒和食入劑量轉換因子》（美國聯邦導則11號報告）。

（4）劑量計算及結果分析

利用事故期間的放射性釋放量、大氣彌散因子、地面沉積因子和劑量轉換因子計算各釋放時段經煙云浸沒外照射、地面沉積外照射和吸入內照射途徑產生的個人有效劑量。

根據劑量計算，達到UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011一級報警2000倍的1小時排放時不同事故譜下廠區邊界最大劑量水平如表1所示。

表1 廠區邊界最大劑量水平Table 1 Maximum dose level at plant boundary

可以看出選取UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011一級報警2000倍作為場區應急狀態的流出物的輻射監測閾值是合適的。UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011一級報警2000倍已經超過UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011的監測量程。根據蒙卡程序進行輻射屏蔽計算，UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011一級報警2000倍大約相當于UKH20CR004、UKH20CR008或UKH20CR012一級報警閾值的10倍（2.0×10-3Gy/h）。

因此，AS1制定為“UKH20CR004、UKH20CR008或UKH20CR012有效讀數超過2.0×10-3Gy/h，且實際的或預期的持續時間達到或超過15分鐘”。

同理，初始條件AG1中的10 mSv有效劑量是根據《電離輻射防護與輻射源安全年基本標準》規定的隱蔽通用優化干預水平得到的，100 mGy甲狀腺待積吸收劑量是根據《電離輻射防護與輻射源安全年基本標準》規定的碘防護通用優化干預水平得到的。因此，AG1制定為“UKH20CR004、UKH20CR008或UKH20CR012的有效讀數超過2.0×10-2Gy/h，且實際的或預期的持續時間達到或超過15分鐘”。

2 局限性和注意事項

2.1 局限性

（1）通常情況下，放射性流出物異常不會是始發事件，而只是其他一些事件導致的后果，僅依賴放射性流出物異常指標可能難以對事故的進程和后果進行預測。

（2）放射性流出物可能導致的場外后果受到很多因素（如氣象條件，輻射源項等）的影響，依據此類應急行動水平進行應急狀態分級的適用性依賴于此條款制定時采用的參數與事故發生時相應參數的一致性，一般情況下認為結果偏差在一個數量級以內是可以接受的。

（3）放射性流出物異常類應急行動水平完全依賴于輻射儀表的顯示結果，輻射監測儀表在嚴重核事故產生高輻射劑量的情況下的可用性則有待提高。在福島核事故中，高輻射場下即導致實時監測系統失靈，從而導致對事故嚴重程度無法準確認知或認知滯后［6］。

因此，只有當無法依據其他識別類的應急行動水平確定應急狀態等級時，才結合此類應急行動水平進行分級。

2.2 注意事項

關于上述條款中的時限要求，完全參照了NEI99-01第五版的相關規定，應急指揮人員一經判斷，時間已經或可能超過應急行動水平中的釋放時長時就應立即宣布進入應急狀態，而不能等待其超過釋放時長時才宣布，當釋放開始時間不確定時，即假定釋放時間已超過釋放時長，應立即宣布進入應急狀態。

3 結論

放射性流出物異常類應急初始條件及應急行動水平是判斷核電廠事故應急狀態的重要手段，通過上述論證，依據《壓水堆核電廠應急行動水平制定（報批稿）》，并適當參照NEI99-01第五版、第六版提出的技術方法，基本可以滿足核電廠反射性流出物異常類應急行動水平的制定，同時建議重點關注如下幾個方面。

（1）在制定過程中需要重點核實相關報警閾值制定及事故源項、氣象條件、釋放途徑選取的合理性等。

（2）分析評估核電廠輻射監測儀表布置的針對性和代表性，提高嚴重事故情況下應急監測的裝備性能和手段。

（3）及時跟蹤國內外相關導則的更新，對于新的技術方法進行消化，提出更適合我國核電廠堆型、廠址特征，甚至政治、經濟等各方面因素的應急行動水平制定方法。