放射性流出物異常類應(yīng)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(jù)我國核安全相關(guān)法規(guī)要求，核電廠應(yīng)根據(jù)設(shè)計(jì)特征和廠址特征，制定用于應(yīng)急狀態(tài)分級的初始條件和應(yīng)急行動水平（Emergency Action Level，簡稱EAL）［1］。EAL是用來建立、識別和確定應(yīng)急等級的，開始執(zhí)行相應(yīng)應(yīng)急措施時預(yù)先確定的，可以觀測的參數(shù)或判據(jù)。我國核事故應(yīng)急狀態(tài)分為以下4個等級：應(yīng)急待命、廠房應(yīng)急、場區(qū)應(yīng)急、場外應(yīng)急。異常輻射水平/放射性流出物是應(yīng)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(yīng)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(yīng)急行動水平表征：放射性釋放在超過管理限值、持續(xù)較長時間所體現(xiàn)出的核電廠安全水平潛在降級。結(jié)合美國核管會及國際原子能機(jī)構(gòu)的相關(guān)導(dǎo)則，我國在《壓水堆核電廠應(yīng)急行動水平制定（報批稿）》中提出了制定應(yīng)急行動水平的技術(shù)方法和要求，本文將依據(jù)上述導(dǎo)則要求，結(jié)合田灣核電廠的實(shí)際設(shè)計(jì)特征，對田灣核電廠放射性流出物異常類初始條件及應(yīng)急行動水平進(jìn)行分析計(jì)算，并對其應(yīng)用的局限性及注意事項(xiàng)進(jìn)行梳理，以提高核電廠對此類事件進(jìn)行應(yīng)急狀態(tài)分級的可靠性。

1 分析計(jì)算

針對放射性釋放在超過管理限值、持續(xù)較長時間所體現(xiàn)出的核電廠安全水平潛在降級，核電廠都設(shè)計(jì)有相應(yīng)的設(shè)施來監(jiān)測和控制放射性流出物向環(huán)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(jì)劃的釋放，或是用以監(jiān)測、控制有計(jì)劃的排放。放射性物質(zhì)較長時間內(nèi)不可控地釋放到環(huán)境中，表明了這些設(shè)施和行政管理措施的降級。

本文中使用AU1、AA1、AS1和AG1代表應(yīng)急待命、廠房應(yīng)急、場區(qū)應(yīng)急和場外應(yīng)急的相應(yīng)條款。

1.1 關(guān)于放射性流出物異常進(jìn)入應(yīng)急待命狀態(tài)

《壓水堆核電廠應(yīng)急行動水平制定（報批稿）》給出了關(guān)于放射性流出物異常類進(jìn)入應(yīng)急待命狀態(tài)的標(biāo)準(zhǔn)：流出物監(jiān)測儀表的有效讀數(shù)超過技術(shù)規(guī)格書放射性流出物技術(shù)規(guī)范限值的2倍，持續(xù)時間達(dá)到或超過60分鐘。該條EAL處理任何原因?qū)е铝鞒鑫锓派湫员O(jiān)測儀表讀數(shù)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(jiān) 測 儀 表UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011的一級報警閾值為2.0×106Bq/m3，根據(jù)核電廠氣態(tài)放射性流出物年排放量批準(zhǔn)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(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定》的要求“每個季度的排放總量不應(yīng)超過所批準(zhǔn)的年排放總量的二分之一，每個月的排放總量不應(yīng)超過所批準(zhǔn)的年排放總量的五分之一，如排放超過上述控制要求，執(zhí)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(yīng)超過7.40×107Bq，氣溶膠月最高排放總量不應(yīng)超過2.40×107Bq。

核電廠機(jī)組煙囪內(nèi)徑為2米，煙氣設(shè)計(jì)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(tǒng)計(jì)漲落產(chǎn)生的誤差，核電廠排風(fēng)中的瞬時活度不是恒定的，可以達(dá)到平均活度濃度的若干倍，計(jì)算中假設(shè)最大瞬時排放濃度值可以達(dá)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(shù)值。

碘排放濃度不能超過以下數(shù)值。

氣溶膠排放濃度不能超過以下數(shù)值。

依據(jù)《壓水堆核電廠應(yīng)急行動水平制定（報批稿）》給出的關(guān)于放射性流出物異常類進(jìn)入應(yīng)急待命狀態(tài)的標(biāo)準(zhǔn)“流出物監(jiān)測儀表的有效讀數(shù)超過技術(shù)規(guī)格書放射性流出物技術(shù)規(guī)范限值的2倍，持續(xù)時間達(dá)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(yīng)超過20 Bq/m3，氣溶膠排放濃度不應(yīng)超過6.48 Bq/m3。考慮到煙囪碘監(jiān)測儀表UKH20CR002、UKH20CR006、UKH20CR010的探測下限為3.7 Bq/m3，氣溶膠監(jiān)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(jié)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(shù)超過4.0×106Bq/m3或MAJ36CR001的有效讀數(shù)超過1.40×107Bq/m3，且實(shí)際的或預(yù)期的持續(xù)時間達(dá)到或超過60分鐘”。

1.2 關(guān)于放射性流出物異常進(jìn)入廠房應(yīng)急狀態(tài)

AA1表征由核電廠放射性釋放大幅度超過審管要求，并持續(xù)一段時間，表明安全水平真實(shí)的或潛在的重大降級。AA1是在AU1基礎(chǔ)上的進(jìn)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(shù)與場外劑量或場外劑量率有一定對應(yīng)關(guān)系，但事件分級關(guān)注的重點(diǎn)是核電廠安全水平的降級，而不應(yīng)放在與這些倍數(shù)對應(yīng)的場外劑量或劑量率。在《壓水堆核電廠應(yīng)急行動水平制定（報批稿）》給出了關(guān)于放射性流出物異常進(jìn)入廠房應(yīng)急狀態(tài)的標(biāo)準(zhǔn)“流出物監(jiān)測儀表的有效讀數(shù)超過了核電廠特定報警閾值的200倍，持續(xù)時間達(dá)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(jiān)測儀表有效讀數(shù)超過相應(yīng)閾值，且實(shí)際的或預(yù)期的持續(xù)時間達(dá)到或超過15分鐘：UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011的有效讀數(shù)超過4.0×108Bq/m3；UKH20CR004、UKH20CR008或UKH20CR012有效讀數(shù)超過2.0×10-4Gy/h；UKH20CR001、UKH20CR005或UKH20CR009的有效讀數(shù)超過6.48×102Bq/m3；UKH20CR002、UKH20CR006或UKH20CR010的有效讀數(shù)超過2.0×103Bq/m3”。

1.3 關(guān)于放射性流出物異常進(jìn)入場區(qū)應(yīng)急、場外應(yīng)急狀態(tài)

不同于應(yīng)急待命和廠房應(yīng)急的標(biāo)準(zhǔn)中采用核電廠技術(shù)規(guī)格書的報警閾值或規(guī)范限值，場區(qū)應(yīng)急、場外應(yīng)急的標(biāo)準(zhǔn)制定則采用通用干預(yù)水平?！秹核押穗姀S應(yīng)急行動水平制定（報批稿）》給出的關(guān)于放射性流出物異常進(jìn)入場區(qū)應(yīng)急、場外應(yīng)急狀態(tài)的標(biāo)準(zhǔn)分別是“根據(jù)實(shí)際氣象條件的劑量評價結(jié)果，場區(qū)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(jù)實(shí)際氣象條件的劑量評價結(jié)果，場區(qū)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(jìn)行計(jì)算分析，AS1表征由放射性釋放造成場區(qū)邊界處或邊界外的劑量超過《電離輻射防護(hù)與輻射源安全年基本標(biāo)準(zhǔn)》規(guī)定的隱蔽通用優(yōu)化干預(yù)水平10%，表明核電廠保護(hù)公眾所需的相關(guān)系統(tǒng)失效及安全水平的降級［4］。AS1是識別這些系統(tǒng)及設(shè)備失效的方法之一，當(dāng)僅根據(jù)核電廠工況（系統(tǒng)故障類、裂變產(chǎn)物屏障降級類EAL）不能進(jìn)行事件的應(yīng)急狀態(tài)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(yán)重事故的放射性釋放可能是無法監(jiān)測的，特別是在事故初期階段，且釋放劑量受釋放源項(xiàng)和氣象條件的影響，存在很大的不確定性［5］。

AS1是根據(jù)釋放途徑上監(jiān)測儀表的讀數(shù)而設(shè)立，監(jiān)測儀表的讀數(shù)是根據(jù)《電離輻射防護(hù)與輻射源安全年基本標(biāo)準(zhǔn)》（GB 18871-2002）規(guī)定的劑量閾值反推得到的。參照《壓水堆核電廠應(yīng)急行動水平制定（報批稿）》，如果不能對劑量進(jìn)行實(shí)時監(jiān)測，可以假定釋放持續(xù)時間為1小時，并根據(jù)場區(qū)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(yán)格的值作為EAL的計(jì)算值。核電廠機(jī)組煙氣的平均 流 量 為1.03×105m3/h，結(jié) 合UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011的一級報警閾值2.0×106Bq/m3，可以計(jì)算出，達(dá)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(xiàng)核素譜的考慮

參照美國核能研究所（Nuclear Energy Insti?tute，簡稱NEI）發(fā)布的NEI99-01中關(guān)于放射性流出物監(jiān)測閾值的觀點(diǎn)“對于AS1和AG1，建議采用為AU1和AA1建立監(jiān)測EAL閾值同樣的源項(xiàng)，或某個認(rèn)為合適的事故源項(xiàng)”，考慮到場區(qū)應(yīng)急、場外應(yīng)急涉及到核電廠事故情況下的流出物輻射監(jiān)測，根據(jù)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(xiàng)及燃料操作事故源項(xiàng)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(guān)系Fig.1 Relationship between time and release of large break accident

圖2 通過煙囪進(jìn)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(shù)方法，在應(yīng)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(qū)大氣彌散因子作為包絡(luò)值進(jìn)行計(jì)算，根據(jù)核電廠環(huán)境影響評價報告書（首次裝料階段），事故情況下場區(qū)邊界最大大氣彌散因子為2.12×10-4s/m3。

（3）劑量轉(zhuǎn)換因子的考慮

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

碘和堿金屬:吸入內(nèi)照射有效劑量和甲狀腺當(dāng)量劑量轉(zhuǎn)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(hù)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(zhuǎn)換因子取自《氣載放射性物質(zhì)排放的環(huán)境影響評價通用模式》（國際原子能機(jī)構(gòu)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(zhuǎn)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(lián)邦導(dǎo)則12號報告）；吸入內(nèi)照射有效劑量轉(zhuǎn)換因子取自《國際電離輻射防護(hù)和輻射源安全的基本安全標(biāo)準(zhǔn)》（國際原子能機(jī)構(gòu)安全叢書No.115）；吸入甲狀腺當(dāng)量劑量轉(zhuǎn)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(zhuǎn)換因子》（美國聯(lián)邦導(dǎo)則11號報告）。

（4）劑量計(jì)算及結(jié)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(zhuǎn)換因子計(jì)算各釋放時段經(jīng)煙云浸沒外照射、地面沉積外照射和吸入內(nèi)照射途徑產(chǎn)生的個人有效劑量。

根據(jù)劑量計(jì)算，達(dá)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(qū)邊界最大劑量水平如表1所示。

表1 廠區(qū)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(qū)應(yīng)急狀態(tài)的流出物的輻射監(jiān)測閾值是合適的。UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011一級報警2000倍已經(jīng)超過UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011的監(jiān)測量程。根據(jù)蒙卡程序進(jìn)行輻射屏蔽計(jì)算，UKH20CR003、UKH20CR007或UKH20CR011一級報警2000倍大約相當(dāng)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(shù)超過2.0×10-3Gy/h，且實(shí)際的或預(yù)期的持續(xù)時間達(dá)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(jù)《電離輻射防護(hù)與輻射源安全年基本標(biāo)準(zhǔn)》規(guī)定的隱蔽通用優(yōu)化干預(yù)水平得到的，100 mGy甲狀腺待積吸收劑量是根據(jù)《電離輻射防護(hù)與輻射源安全年基本標(biāo)準(zhǔn)》規(guī)定的碘防護(hù)通用優(yōu)化干預(yù)水平得到的。因此，AG1制定為“UKH20CR004、UKH20CR008或UKH20CR012的有效讀數(shù)超過2.0×10-2Gy/h，且實(shí)際的或預(yù)期的持續(xù)時間達(dá)到或超過15分鐘”。

2 局限性和注意事項(xiàng)

2.1 局限性

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

（2）放射性流出物可能導(dǎo)致的場外后果受到很多因素（如氣象條件，輻射源項(xiàng)等）的影響，依據(jù)此類應(yīng)急行動水平進(jìn)行應(yīng)急狀態(tài)分級的適用性依賴于此條款制定時采用的參數(shù)與事故發(fā)生時相應(yīng)參數(shù)的一致性，一般情況下認(rèn)為結(jié)果偏差在一個數(shù)量級以內(nèi)是可以接受的。

（3）放射性流出物異常類應(yīng)急行動水平完全依賴于輻射儀表的顯示結(jié)果，輻射監(jiān)測儀表在嚴(yán)重核事故產(chǎn)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(dǎo)致實(shí)時監(jiān)測系統(tǒng)失靈，從而導(dǎo)致對事故嚴(yán)重程度無法準(zhǔn)確認(rèn)知或認(rèn)知滯后［6］。

因此，只有當(dāng)無法依據(jù)其他識別類的應(yīng)急行動水平確定應(yīng)急狀態(tài)等級時，才結(jié)合此類應(yīng)急行動水平進(jìn)行分級。

2.2 注意事項(xiàng)

關(guān)于上述條款中的時限要求，完全參照了NEI99-01第五版的相關(guān)規(guī)定，應(yīng)急指揮人員一經(jīng)判斷，時間已經(jīng)或可能超過應(yīng)急行動水平中的釋放時長時就應(yīng)立即宣布進(jìn)入應(yīng)急狀態(tài)，而不能等待其超過釋放時長時才宣布，當(dāng)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(yīng)立即宣布進(jìn)入應(yīng)急狀態(tài)。

3 結(jié)論

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

（1）在制定過程中需要重點(diǎn)核實(shí)相關(guān)報警閾值制定及事故源項(xiàng)、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(jiān)測儀表布置的針對性和代表性，提高嚴(yán)重事故情況下應(yīng)急監(jiān)測的裝備性能和手段。

（3）及時跟蹤國內(nèi)外相關(guān)導(dǎo)則的更新，對于新的技術(shù)方法進(jìn)行消化，提出更適合我國核電廠堆型、廠址特征，甚至政治、經(jīng)濟(jì)等各方面因素的應(yīng)急行動水平制定方法。