沈大伟

（江苏核电有限公司，连云港 222042）

根据我国核安全相关法规要求，核电厂应根据设计特征和厂址特征，制定用于应急状态分级的初始条件和应急行动水平（Emergency Action Level，简称EAL）［1］。EAL是用来建立、识别和确定应急等级的，开始执行相应应急措施时预先确定的，可以观测的参数或判据。我国核事故应急状态分为以下4个等级：应急待命、厂房应急、场区应急、场外应急。异常辐射水平/放射性流出物是应急行动水平编制中的一个重要识别类［2］。

放射性流出物异常是核电厂应急行动水平中异常辐射水平/放射性流出物类的一个初始条件，此类初始条件和应急行动水平表征：放射性释放在超过管理限值、持续较长时间所体现出的核电厂安全水平潜在降级。结合美国核管会及国际原子能机构的相关导则，我国在《压水堆核电厂应急行动水平制定（报批稿）》中提出了制定应急行动水平的技术方法和要求，本文将依据上述导则要求，结合田湾核电厂的实际设计特征，对田湾核电厂放射性流出物异常类初始条件及应急行动水平进行分析计算，并对其应用的局限性及注意事项进行梳理，以提高核电厂对此类事件进行应急状态分级的可靠性。

1 分析计算

针对放射性释放在超过管理限值、持续较长时间所体现出的核电厂安全水平潜在降级，核电厂都设计有相应的设施来监测和控制放射性流出物向环境的释放。此外，核电厂也会建立行政管理措施，用以防止放射性流出物非计划的释放，或是用以监测、控制有计划的排放。放射性物质较长时间内不可控地释放到环境中，表明了这些设施和行政管理措施的降级。

本文中使用AU1、AA1、AS1和AG1代表应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急的相应条款。

1.1 关于放射性流出物异常进入应急待命状态

《压水堆核电厂应急行动水平制定（报批稿）》给出了关于放射性流出物异常类进入应急待命状态的标准：流出物监测仪表的有效读数超过技术规格书放射性流出物技术规范限值的2倍，持续时间达到或超过60分钟。该条EAL处理任何原因导致流出物放射性监测仪表读数超过放射性排放许可阈值的放射性释放。

核电厂在线放射性惰性气体流出物辐射监 测 仪 表UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011的一级报警阈值为2.0×106Bq/m3，根据核电厂气态放射性流出物年排放量批准值（惰性气体7.63×1013Bq/a、碘3.70×108Bq/a、气溶胶1.20×108Bq/a），同时遵照《核动力厂环境辐射防护规定》的要求“每个季度的排放总量不应超过所批准的年排放总量的二分之一，每个月的排放总量不应超过所批准的年排放总量的五分之一，如排放超过上述控制要求，执行限制性排流程，并迅速查明原因，采取有效措施”［3］，核电厂惰性气体月最高排放总量不能超过1.53×1013Bq，碘月最高排放总量不应超过7.40×107Bq，气溶胶月最高排放总量不应超过2.40×107Bq。

核电厂机组烟囱内径为2米，烟气设计排放速度为9.1 m/s，考虑烟囱排放活度浓度的不均匀性及统计涨落产生的误差，核电厂排风中的瞬时活度不是恒定的，可以达到平均活度浓度的若干倍，计算中假设最大瞬时排放浓度值可以达到平均活度浓度的10倍，可以得出，烟囱的惰性气体排放浓度不能超过以下数值。

碘排放浓度不能超过以下数值。

气溶胶排放浓度不能超过以下数值。

依据《压水堆核电厂应急行动水平制定（报批稿）》给出的关于放射性流出物异常类进入应急待命状态的标准“流出物监测仪表的有效读数超过技术规格书放射性流出物技术规范限值的2倍，持续时间达到或超过60分钟”，烟囱的惰性气体排放浓度不能超过4.12×106Bq/m3，碘排放浓度不应超过20 Bq/m3，气溶胶排放浓度不应超过6.48 Bq/m3。考虑到烟囱碘监测仪表UKH20CR002、UKH20CR006、UKH20CR010的探测下限为3.7 Bq/m3，气溶胶监测仪表UKH20CR001、UKH20CR005、UKH20CR009的探测下限为1 Bq/m3，两个阈值均未超过探测下限的10倍，不宜采用。因此结合烟囱排放超过UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011的一级报警阈值2.0×106Bq/m3两倍（4.0×106Bq/m3），将AU1制定为“UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011的有效读数超过4.0×106Bq/m3或MAJ36CR001的有效读数超过1.40×107Bq/m3，且实际的或预期的持续时间达到或超过60分钟”。

1.2 关于放射性流出物异常进入厂房应急状态

AA1表征由核电厂放射性释放大幅度超过审管要求，并持续一段时间，表明安全水平真实的或潜在的重大降级。AA1是在AU1基础上的进一步升级，为了确保AU1、AA1、AS1和AG1之间的线性升级逻辑，在AU1和AS1之间粗略选择了一个中间值。尽管这些倍数与场外剂量或场外剂量率有一定对应关系，但事件分级关注的重点是核电厂安全水平的降级，而不应放在与这些倍数对应的场外剂量或剂量率。在《压水堆核电厂应急行动水平制定（报批稿）》给出了关于放射性流出物异常进入厂房应急状态的标准“流出物监测仪表的有效读数超过了核电厂特定报警阈值的200倍，持续时间达到或超过15分钟”。

因此，AA1制定为“以下任一在线流出物辐射监测仪表有效读数超过相应阈值，且实际的或预期的持续时间达到或超过15分钟：UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011的有效读数超过4.0×108Bq/m3；UKH20CR004、UKH20CR008或UKH20CR012有效读数超过2.0×10-4Gy/h；UKH20CR001、UKH20CR005或UKH20CR009的有效读数超过6.48×102Bq/m3；UKH20CR002、UKH20CR006或UKH20CR010的有效读数超过2.0×103Bq/m3”。

1.3 关于放射性流出物异常进入场区应急、场外应急状态

不同于应急待命和厂房应急的标准中采用核电厂技术规格书的报警阈值或规范限值，场区应急、场外应急的标准制定则采用通用干预水平。《压水堆核电厂应急行动水平制定（报批稿）》给出的关于放射性流出物异常进入场区应急、场外应急状态的标准分别是“根据实际气象条件的剂量评价结果，场区边界处的有效剂量大于1 mSv或甲状腺吸收剂量大于10 mGy”、“根据实际气象条件的剂量评价结果，场区边界处的有效剂量大于10 mSv或甲状腺吸收剂量大于100 mGy”。

下文以AS1为例进行计算分析，AS1表征由放射性释放造成场区边界处或边界外的剂量超过《电离辐射防护与辐射源安全年基本标准》规定的隐蔽通用优化干预水平10%，表明核电厂保护公众所需的相关系统失效及安全水平的降级［4］。AS1是识别这些系统及设备失效的方法之一，当仅根据核电厂工况（系统故障类、裂变产物屏障降级类EAL）不能进行事件的应急状态分级时，AS1是有效的辅助分级方法。需要注意的是，按照NEI99-01第五版的说法，严重事故的放射性释放可能是无法监测的，特别是在事故初期阶段，且释放剂量受释放源项和气象条件的影响，存在很大的不确定性［5］。

AS1是根据释放途径上监测仪表的读数而设立，监测仪表的读数是根据《电离辐射防护与辐射源安全年基本标准》（GB 18871-2002）规定的剂量阈值反推得到的。参照《压水堆核电厂应急行动水平制定（报批稿）》，如果不能对剂量进行实时监测，可以假定释放持续时间为1小时，并根据场区边界处或边界外有效剂量为1 mSv/h或甲状腺吸收剂量为100 mGy/h，选择其中更为严格的值作为EAL的计算值。核电厂机组烟气的平均 流 量 为1.03×105m3/h，结 合UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011的一级报警阈值2.0×106Bq/m3，可以计算出，达到UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011一级报警2000倍的1小时惰性气体排放量为4.12×105GBq。

（1）释放源项核素谱的考虑

参照美国核能研究所（Nuclear Energy Insti⁃tute，简称NEI）发布的NEI99-01中关于放射性流出物监测阈值的观点“对于AS1和AG1，建议采用为AU1和AA1建立监测EAL阈值同样的源项，或某个认为合适的事故源项”，考虑到场区应急、场外应急涉及到核电厂事故情况下的流出物辐射监测，根据核电厂最终安全分析报告，选择通过烟囱释放的大破口事故源项及燃料操作事故源项的核素谱型，详见图1、图2。

图1 大破口事故释放与时间的关系Fig.1 Relationship between time and release of large break accident

图2 通过烟囱进入大气的事故释放量Fig.2 Accident release into the atmosphere through the chimney

（2）大气弥散因子的考虑

采用NEI99-01的技术方法，在应急行动水平的阈值分析中，保守选择厂址边界处和边界以外最大扇区大气弥散因子作为包络值进行计算，根据核电厂环境影响评价报告书（首次装料阶段），事故情况下场区边界最大大气弥散因子为2.12×10-4s/m3。

（3）剂量转换因子的考虑

惰性气体:外照射剂量转换因子取自《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）。

碘和碱金属:吸入内照射有效剂量和甲状腺当量剂量转换因子取自《公众成员摄入放射性核素的年龄依赖剂量》（国际辐射防护委员会71号出版物）；烟云浸没外照射和地面沉积外照射剂量转换因子取自《气载放射性物质排放的环境影响评价通用模式》（国际原子能机构19号安全报告）。

其他核素:烟云浸没外照射和地面沉积外照射剂量转换因子取自《空气、水和泥土中的放射性核素的外照射》（美国联邦导则12号报告）；吸入内照射有效剂量转换因子取自《国际电离辐射防护和辐射源安全的基本安全标准》（国际原子能机构安全丛书No.115）；吸入甲状腺当量剂量转换因子取自《放射性核素的摄入和空气浓度限值及吸入、浸没和食入剂量转换因子》（美国联邦导则11号报告）。

（4）剂量计算及结果分析

利用事故期间的放射性释放量、大气弥散因子、地面沉积因子和剂量转换因子计算各释放时段经烟云浸没外照射、地面沉积外照射和吸入内照射途径产生的个人有效剂量。

根据剂量计算，达到UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011一级报警2000倍的1小时排放时不同事故谱下厂区边界最大剂量水平如表1所示。

表1 厂区边界最大剂量水平Table 1 Maximum dose level at plant boundary

可以看出选取UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011一级报警2000倍作为场区应急状态的流出物的辐射监测阈值是合适的。UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011一级报警2000倍已经超过UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011的监测量程。根据蒙卡程序进行辐射屏蔽计算，UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011一级报警2000倍大约相当于UKH20CR004、UKH20CR008或UKH20CR012一级报警阈值的10倍（2.0×10-3Gy/h）。

因此，AS1制定为“UKH20CR004、UKH20CR008或UKH20CR012有效读数超过2.0×10-3Gy/h，且实际的或预期的持续时间达到或超过15分钟”。

同理，初始条件AG1中的10 mSv有效剂量是根据《电离辐射防护与辐射源安全年基本标准》规定的隐蔽通用优化干预水平得到的，100 mGy甲状腺待积吸收剂量是根据《电离辐射防护与辐射源安全年基本标准》规定的碘防护通用优化干预水平得到的。因此，AG1制定为“UKH20CR004、UKH20CR008或UKH20CR012的有效读数超过2.0×10-2Gy/h，且实际的或预期的持续时间达到或超过15分钟”。

2 局限性和注意事项

2.1 局限性

（1）通常情况下，放射性流出物异常不会是始发事件，而只是其他一些事件导致的后果，仅依赖放射性流出物异常指标可能难以对事故的进程和后果进行预测。

（2）放射性流出物可能导致的场外后果受到很多因素（如气象条件，辐射源项等）的影响，依据此类应急行动水平进行应急状态分级的适用性依赖于此条款制定时采用的参数与事故发生时相应参数的一致性，一般情况下认为结果偏差在一个数量级以内是可以接受的。

（3）放射性流出物异常类应急行动水平完全依赖于辐射仪表的显示结果，辐射监测仪表在严重核事故产生高辐射剂量的情况下的可用性则有待提高。在福岛核事故中，高辐射场下即导致实时监测系统失灵，从而导致对事故严重程度无法准确认知或认知滞后［6］。

因此，只有当无法依据其他识别类的应急行动水平确定应急状态等级时，才结合此类应急行动水平进行分级。

2.2 注意事项

关于上述条款中的时限要求，完全参照了NEI99-01第五版的相关规定，应急指挥人员一经判断，时间已经或可能超过应急行动水平中的释放时长时就应立即宣布进入应急状态，而不能等待其超过释放时长时才宣布，当释放开始时间不确定时，即假定释放时间已超过释放时长，应立即宣布进入应急状态。

3 结论

放射性流出物异常类应急初始条件及应急行动水平是判断核电厂事故应急状态的重要手段，通过上述论证，依据《压水堆核电厂应急行动水平制定（报批稿）》，并适当参照NEI99-01第五版、第六版提出的技术方法，基本可以满足核电厂反射性流出物异常类应急行动水平的制定，同时建议重点关注如下几个方面。

（1）在制定过程中需要重点核实相关报警阈值制定及事故源项、气象条件、释放途径选取的合理性等。

（2）分析评估核电厂辐射监测仪表布置的针对性和代表性，提高严重事故情况下应急监测的装备性能和手段。

（3）及时跟踪国内外相关导则的更新，对于新的技术方法进行消化，提出更适合我国核电厂堆型、厂址特征，甚至政治、经济等各方面因素的应急行动水平制定方法。