对AP1000核电厂简化应急计划的探讨
AP1000核电厂应对福岛灾难的改进思路探讨
AP1000核电厂应对福岛灾难的改进思路探讨摘要：在第三代核电技术发展之前，人们都已普遍认识到原来的设计基准已经不能全面保障核电的安全，核电设计必须提高其设计基准，福岛核电灾难验证了这种结论。
本文简要分析了导致日本福岛核事故产生的原因，并对AP1000核电厂应对导致福岛核事故的外部灾难情况进行了分析，提出了AP1000核电厂在应对福岛灾难的几项改进思路。
关键词：福岛核事故AP1000先进性改进思路前言：2011年3月11日，日本东北太平洋洋面发生了9级地震，地震引发的海啸袭击了东京电力公司的福岛第一核电站和福岛第二核电站（以下称作“福岛核电站”），从而导致7级核事故的发生。
有关福岛核事故的分析和经验反馈都已经有了官方的总结，本文重点将讨论AP1000核电厂在应对福岛核事故起因的先进性，以及AP1000还有哪些可以改进的地方。
AP1000核电厂应对福岛核事故地震及海啸影响分析。
AP1000核电厂应用的是第三代核电技术，充分吸取了美国三哩岛和前苏联切尔诺贝利核电站的事故教训，借鉴了几十年来世界核电厂运行的经验反馈以及大量的研究成果，其设计远比福岛核电站在技术上要先进。
那么我国的AP1000核电厂在应对造成福岛核事故的地震及海啸时，具有哪些优势呢？在厂址选址条件上具有先进性首先是我国沿海普遍深度较浅，海区没有火山且很少发生强烈地震，所以我国沿海一般不会由于强烈地震而引发类似日本这次发生的海啸。
其次，在福岛核电站的建造设计阶段，选择厂址阶段抗震设计中，要考虑的能动断层活跃时间范畴为5万年，而AP1000的抗震设计则考虑到12万年至13万年，这样的设计可以把在厂址周围发生福岛地震这样超设计基准事故的概率进一步降低。
所以说AP1000核电厂在我国的厂址选址条件上，比福岛核电厂的厂址具有优越性。
电厂安全系统对厂外电源的依赖上具有优势。
福岛沸水堆在丧失全部厂外交流电后，启动了应急柴油发电机。
但是，受来袭的海啸的影响，冷却海水泵、应急柴油发电机及配电盘全部被水淹没，导致除6号机组1台发动机外，其余的应急柴油发电机全部停止，造成除6号机组外的交流电源全部断电。
AP1000核电建设项目风险分析及应对
AP1000核电建设项目风险分析及应对2007年，我国与西屋联合体及其分包商分别签订了依托项目4台AP1000核电机组的核岛采购合同和相应的技术转让合同。
AP1000是西屋公司开发出的一种两环路1000MWe的非能动压水堆核电技术，是目前较为先进的第三代堆型，但个别关键设备边研发、边制造，使得机组的整体安全性和先进性仍需要通过工程实施和安全运行来验证。
三门作为全球首个第三代核电自主化依托项目，在建造和运行阶段必将存在较大的风险。
一、AP1000特点非能动的安全简化设计系统和模块化建造技术是AP1000压水反应堆的两大突出特点。
这两项全新技术的应用大量减少了设备数量，极大地提高了运行的安全性和经济性，使其在未来的电力市场中具备与其他能源竞争的优势。
AP1000采用非能动的安全系统。
它利用系统固有的热工水力特性，通过重力、流体的自然对流扩散等天然原理，使核电站的保障安全措施不再依赖泵、风机、安全级柴油机等能动设备的运行。
系统变化使设计简化、工艺布置简化、施工量减少、运行及维修量也相应减少，使得电站设备投资成本大大降低。
AP1000在建造中大量采用模块化技术。
整个电站共分4种模块类型：结构模块、管道模块、机械设备模块和电气设备模块。
模块化建造技术使建造活动易控，在制作车间便可进行检查，保证建造质量。
平行进行的各个模块大量减少了现场的人员和施工活动，这将缩短建设周期。
二、AP1000核电建设项目的主要风险分析风险是未来的不确定性对企业实现其既定目标的影响。
我国作为全球AP1000技术应用的首堆工程，在商务合同、投资计划、核心设计、技术接口、设备采购、施工调试和工程管理等方面存在较大的风险。
（一）技术风险AP1000项目最大的风险在于三代技术没有参考电站。
技术成熟包括研发设计、首堆工程和市场验证后的成熟。
从技术的可靠性来看，AP1000的部分技术具有原型或未经证实的技术特征，如其非能动性尚未经实践验证确认等。
关于先进核电厂简化场外应急计划审管基础的讨论
则研 究等 方 面提 出了建 议 。
关键 词 ：应 急 计 划 简化 ；先 进核 电厂 ；审管 ’
１ 简 化 场 外 应 急计 划
由于先 进 核 电厂 在 安全 水 平 上 得 到 了很 大
ＩＳ ．Ｒ Ｐ Ｎ Ｇ Ｓ为发展 下 一代 压 水堆 技 术 导 则 的 建议 中提 出 ： “ 于无 堆芯 熔化 事故 ，事故 电厂 对 附近 的居 民不 需要 保护 措施 （ 撤离 与 隐蔽 ） 。对
２ ０ 年 第 ４期 ０９
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核 安 全
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关 于 先 进 核 电 厂 简 化 场 外 应 急 计 划
响 应 对于先进核 电厂 简化场外应 急计划 ，研 发和
工业 部 门及其技术 支持单位 首先作 出 了响应 ，呼 吁变更应急相关 的政 策和法 规 ，降低 场外应 急计
故工况 引起 潜在的放射性 物质释 放造成 的放射 性
后果 。这 方面要求有适 当装 备 的应 急控制 中心及 场 内和场外应 急响应计划 。
标 ，“ 尽管 管理 当局仍然可 以要求场 外应急计 划 ，
但在技 术 上对 外 部 干 预 措施 的 需求 可 以是 有 限
的 ，甚 至是可 以免除 的” 。
则 （ 试行 ） 中，明确 了纵 深 防御 的第 五个 层 》
次 ，即最 后层次的 防御 。其 目的是减轻 可能 由事
２ 对 先 进 核 电 厂 简 化 场 外 应 急 计 划 的
AP1000核电厂应急规程E—0(停堆或安注)的研究
AP1000核电厂应急规程E—0（停堆或安注）的研究作者：李洋来源：《山东工业技术》2016年第22期摘要：西屋电气公司开发的AP1000技术，是三代核电技术的代表，该堆型采用重力、热传递、自然循环等非能动技术保证安全。
在紧急停堆或者安注动作时，操纵员需要根据应急停堆规程E-0来处理，因此在AP1000技术体系里，E-0至关重要，是连接异常处理规程和应急规程的桥梁和纽带。
通过E-0规程的处理和诊断，以征兆为导向，判断是否正常停堆、误触发安注，并诊断是否发生LOCA、SGTR或者二回路破口，然后跳转至最佳处理规程进一步处理，直至事故缓解，机组稳定。
关键词：E-0规程；AP1000；LOCA；SGTR；二回路破口DOI：10.16640/ki.37-1222/t.2016.22.1380 引言西屋公司（Westinghouse）在AP600的基础上开发了AP1000，AP1000是Advanced Passive PWR的简称，1000为其功率水平（百万千瓦级）。
核反应堆模拟机是一个重要设备，可模拟出各种各样事故和工况，用来培训练习反应堆操纵员处理机组事故的能力和水平。
在模拟机技术规程中，停堆或安注规程，是AP1000规程体系中极其重要的组成部分。
该规程在手动或自动触发反应堆停堆或S信号之后，为确认自动触发的安全系统和支持系统的响应提供指导，以评估电站工况，并确认合适的最佳恢复规程。
因此，对E-0的研究，有助于运行人员全面认识和把握机组状态。
1 E-0整体分析E-0规程主要分为三个部分：入口条件、主要操作（MAC）、跳转出口。
1.1 入口条件各种入口条件可分为四类：（1）通过超过反应堆停堆设定值或必要的条件确定需要反应堆停堆。
（2）通过电站报警和显示、中子通量仪表、以及控制棒位置指示确定已经发生反应堆停堆。
（3）通过超过S信号设定值或必要的条件确定需要S信号。
（4）通过电站报警和显示确定S信号已触发。
简析《AP1000核电厂严重事故管理导则》的框架结构
车 济 尧： 简析 ＜ ＜ ＡＰ ｌ ０ ０ ０核 电厂严 重 事故 管理导 则》 的框 架 结构
１ ７
续表
监视 核 电厂状态 ，以确 保 已经 采取 的措 施没 有导致核 电厂 出现 非预期性 的变化 。 Ｓ Ａ Ｃ Ｒ Ｇ－ ２的 入 口条 件 ：Ｔ Ｓ Ｃ启 用 并 开 始 执
摘要 ：在 严 重 事 故下，核 电厂状 态 千 变万化 ，如 何 缓 解 事故是 对核 电厂 人 员的极 大挑 战。
《 Ａ Ｐ １ ０ ０ ０ 核 电厂严 重事故管理导则》指 导技术支持 中心评估事故状态，分析缓解措施 的
正 反 两 面影 响 ，确 定最佳 缓 解 策略 ， 由主控 室操 纵 员进 行 实施 并 监 视 其有 效性 。 本 文对 ｛ Ａ Ｐ １ ０ ０ ０核 电厂严 重事 故管 理 导则 》 的框 架 结构 进行 了梳 理 ， 以便核 电厂工 作 人 员更好 地 理解 和使 用这 一 导则 。 关键词 ： ＡＰ ｌ ０ ０ ０ ；Ｓ Ａ ＭＧ；技术 支持 中心
已经接近 堆芯开始产生大量氢气 的温 度 。
状 态 的判 断，变换 指南 中的活动次序 ，或 不执行 某 些特 定活动 ，或 采取 替代措 施 等 。一 旦发 生 严重事故 时执行 Ｓ ＡＭＧ，可 以保护冷 却剂边界 和 安全壳第 三道屏 障 ，缓解事 故后果 ，减 少放射 性 向厂外环 境的释放 ，并使事 故机组恢 复到稳定
反 应产生 的氢 气 ，其他 威胁 （ 例 如蒸汽 发生器 的
重 事故管 理的研 究成果。因为考虑到严重事故发生 时的现象复杂，加之核 电厂状态也在随时变化，所以
《 严重事故管理导则》 并不写成程序， 而是 以《 导则》 的形式，为核电厂人员提供一 芏 严重事故下决策的 模式，用 以决定对核 电厂采取 的最好或者冲击性最 小的事故缓解策略，使核电厂状 陟 － 复并达到稳定。
AP1000核电厂烟羽应急计划区划分初步研究
２ １年 １月 ０１ ２
原
子
能
科
学
技
术
Ｖ ｏ１ ４ Ｎ ｏ １ ． ５， ． ２
Ｄ ｅ ． ２ １１ ｅ Ｏ
Ａｔ ｍ ｉ ｅ ｇ ｉ ｎ ｅ ａ ｄ Ｔ ｅ ｈ ｌ ｇｙ ｏ ｃ Ｅｎ ｒ ｙ Ｓｃｅ ｃ ｎ ｃ ｎｏ ｏ
ＡＰ Ｏ ０核 电厂 烟 羽应 急 计 划 区划分 初 步 研 究 Ｉ０
Ａｂ ｔ ａ ｔ Ｅｍｅ ｇ ｎ ｙ ｐｌ ｎ ｎ ｏ ｓｒ ｃ ： ｒ ｅ ｃ ａ ｎｉ ｇ ｚ ｎｅ（ ＥＰＺ）ｉ ｎｅｏ ｈｅｉ ｐ ｒ ａ ｔｃ ｎ ｅ ｓ ｉ ｈｅ ｅ ｅ — ｓ ｏ ｆｔ ｍ ｏ ｔ ｎ ｏ ｔ ｎｔ ｎ ｔ ｍ ｒ ｇ ｎ ｙ ｐ ａ ｉ ． Ｔｈｅ ｓ ｕ ｈｅ ＥＰＺ ｉｉ ｇ ｆ ｒ ＡＰ１ ０ ｅ ｃ ｌ ｎｎ ｎｇ ｔ ｄｙ ｏｎ ｔ ｓｚｎ ｏ ０，ｗｈｉｈ ｉ ｈｅ ｔ ｉｄ ｇ ｎｅ ａ ｉ ｎ ０ ｃ ｓ ｔ ｈ ｒ ｅ ｒ ｔｏ ｒａｔｒ ｅ ｃ ｏ ，ｈａ ｉ ｎ ｆｃ ｎ ｅｆ ｒｉｓｅ ｒ ｎｃ ｌ ｎｎ ｎ ｎ ｒ ｐ ｒ ｄ ｓ ． Ａｔｆｒ ｔ ｈｅ ｇ ｎ ｓｓ ｇ ｉｉａ ｃ ｏ ｔ ｍｅ ｇｅ ｙ ｐ ａ ｉ ｇ ａ ｄ ｐ ｅ ａ ｅ ｎｅ ｓ ｉｓ ，ｔ ｅ —
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海阳AP1000核电厂应急行动水平特点及应用
海阳AP1000核电厂应急行动水平特点及应用摘要：本文介绍了我国核电厂应急行动水平（EAL）的法规要求。
在第三代核电技术AP1000核电厂非能动安全特点的基础上，介绍了AP1000应急行动水平的结构、特点及应用要点，并对开发的运行控制组应急响应行动单中的应急分级方法进行了说明。
关键词：核应急；应急行动水平；初始条件；应急状态分级引言：按我国核安全法规HAF002《核电厂核事故应急管理条例》的规定，将核电厂核事故应急状态按其可能造成的放射性后果的严重程度分为四个等级：应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急。
应急状态等级的确定主要基于以下考虑：1）当时已知的或能合理预计的潜在辐射影响；2）超过电厂设计、安全和运行范围的程度；3）对健康的威胁预计是否只限定于场区边界。
核事故情况复杂，且往往具有突发性。
因此，核电厂在各个应急状态下应有相对应的措施，以达到保证核设施的正常运行和工作人员、公众和环境安全的目的。
因此，正确判断是否进入应急状态及进入哪一级应急状态，对及时、适当的应急响应是至关重要的。
1 AP1000核电厂应急行动水平特点1.1 AP1000应急行动水平体系框架AP1000应急行动水平以矩阵表的形式展出，具有一致性、完整性、合理性和可操作性的特点。
应急行动水平按识别类进行划分，每个识别类对应一个矩阵表，矩阵表中不同的应急行动水平对应于各自的应急状态。
矩阵表包含初始条件，运行模式和应急行动水平。
AP1000 应急行动水平体系框架如图1所示。
建立IC和EAL的基础是电厂技术规格书（TS）、最终安全分析报告（FSAR）和电厂概率风险分析（PRA）。
IC是一种应急条件，其将可应急或不可能应急的大量分级条件区分开来。
它可以是连续的、可测量的超出电厂技术规格书的功能，例如升高的一回路冷却剂温度或下降的反应堆冷却剂液位（一种征兆）。
也包含诸如火灾（一种事件）或反应堆冷却剂管道失效（一种事件或屏障破裂）的事件。
浅谈AP1000核电中四级计划管理的难点及建议
浅谈AP1000核电中四级计划管理的难点及建议摘要：三门AP1000核电一期工程建造已经结束，本文通过对三门AP1000自主依托项目计划管理体系及流程的介绍，指出在施工总承包管理模式下，在“三边”工程的施工现状下，四级进度计划在管理过程中的难点，并基于项目管理过程中的计划管理状态，提出改进措施。
关键词：AP1000，进度计划，进度管理，四级计划引言：三门AP1000核电站是全球首座采用第三代先进压水堆技术的核电站，其设计理念、建造特点、工程量、施工逻辑等与其他成熟堆型存在较大差异，且三门一期工程采用的是总承包管理模式，与国内已建和在建堆型的管理模式均不相同，因此，三门一期工程在进度计划编制、跟踪过程中，借鉴其他堆型的计划成果文件和较成功的计划管理理念可操作性较低。
一个项目的进度计划管理水平在较大程度上体现了该项目的整体管理水平。
而三门AP1000核电站建安施工一直处于边设计、边采购、边建造的状态中，此“三边”工程状态增加了进度计划的管理难度。
本文重点介绍进度计划在管理中存在的难点，并提出关于进度计划管理方面的改进建议。
正文：1、三门AP1000一期工程进度计划管理的背景：1.1三门AP1000一期工程计划管理体系一级进度计划：里程碑计划，为主合同计划，由业主编制；二级进度计划：项目总体协调计划，由JPMO编制；三级进度计划：建造合同计划，为项目的总体目标计划，由SPMO编制，承包商配合；四级进度计划：为施工执行计划，在三级进度计划的基础进行细化，由各分包商编制，总承包商汇总、优化；专项计划：为四级进度计划的补充计划，主要是针对突发的、重大的工程事件和特定施工工艺制定的更为详实可行的执行计划，由责任分包商/责任单位编制；五级进度计划：由各施工队根据四级进度计划编制，为各施工队的周计划，指导现场施工；六级进度计划：施工任务单，为施工人员的工作计划，由各施工队根据五级计划从工程管理数据库中发出。
1.2AP1000堆型影响四级进度计划管理的建造特点三门AP1000一期工程采用模块化设计和施工，改变了传统的施工逻辑关系。
对后续AP1000项目核电厂不需要设置低压移动电源的分析论证
Telecom Power Technology
运营探讨
项目核电厂不需要设置低压移动电源的分析论证
龙拔升
（中电投广西核电有限公司，广西
福岛核电站事故的重要教训之一是确保紧急情况具有可用电源。
事故发生后，为了进一步提高核设施的安全水平，国家核安全局发布了《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》。
基于此，首先介绍了依据核安全法规要求核电
AP1000项目核电厂动力电源设置，最后对后续
Analytical Demonstration of the Need to Set up Low-Voltage Mobile Power for the
Subsequent AP1000 Project Nuclear Power Plants
LONG Ba-sheng
SPIC Guangxi Nuclear Power Limited Company，
One of the important lessons of the Fukushima nuclear power plant accident is to ensure that power is available
order to further improve。
AP1000核电厂烟羽应急计划区划分初步研究
Ｐｒｅｌｉｍｉｎａｒｙ Ｓｔｕｄｙ ｏｎ Ｐｌｕｍｅ Ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ Ｐｌａｎｎｉｎｇ Ｚｏｎｅ ｆｏｒ ＡＰ１０００
ＨＵＡＮＧ Ｔｉｎｇ，ＱＵ Ｊｉｎｇ－ｙｕａｎ，ＬＩ Ｈｏｎｇ，ＣＡＯ Ｊｉａｎ－ｚｈｕ
（Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ ｏｆ Ｎｕｃｌｅａｒ ａｎｄ Ｎｅｗ Ｅｎｅｒｇｙ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ，Ｔｓｉｎｇｈｕａ Ｕｎｉｖｅｒｓｉｔｙ，Ｂｅｉｊｉｎｇ１０００８４，Ｃｈｉｎａ）
应急计划区 划 分 的 一 般 方 法 是：确 定 应 考 虑的 事 故 类 型 及 源 项，并 根 据 厂 址 气 象 条 件 计 算场 外 公 众 的 个 人 剂 量，然 后 与 干 预 水 平 相 对 比确定应急计划区的大小。应急计划区的划分 方法通常分为确定论方法和概率论方法。确定 论方 法 一 般 只 考 虑 事 故 的 后 果，而 概 率 论 方 法 则同时考虑事故后果和发生概率。
对于设计基准 事 故 中 的 ＤＢＡ－ＬＯＣＡ 采 用 确 定 论评价方法，计算了１２９ 个 核 电 机 组 ９５％ 气 象 条件下２ｈ内 的 场 外 个 人 剂 量，并 与 防 护 行 动 指南值（ＰＡＧ）相 比 较；对 于 严 重 事 故 谱 （压 水 堆 堆 熔 事 故 ＰＷＲ１～７ 和 沸 水 堆 堆 熔 事 故 ＢＷＲ１～４），采用了概率论评价 方 法，先 计 算 每 个事故发生情况下场外个人剂量超过指定剂量 的气 象 条 件 概 率，再 根 据 各 事 故 的 发 生 概 率 得 出条件概率的加权平均值。
Ａｂｓｔｒａｃｔ： Ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ ｐｌａｎｎｉｎｇ ｚｏｎｅ（ＥＰＺ）ｉｓ ｏｎｅ ｏｆ ｔｈｅ ｉｍｐｏｒｔａｎｔ ｃｏｎｔｅｎｔｓ ｉｎ ｔｈｅ ｅｍｅｒ－ ｇｅｎｃｙ ｐｌａｎｎｉｎｇ．Ｔｈｅ ｓｔｕｄｙ ｏｎ ｔｈｅ ＥＰＺ ｓｉｚｉｎｇ ｆｏｒ ＡＰ１０００，ｗｈｉｃｈ ｉｓ ｔｈｅ ｔｈｉｒｄ ｇｅｎｅｒａｔｉｏｎ ｒｅａｃｔｏｒ，ｈａｓ ｓｉｇｎｉｆｉｃａｎｃｅ ｆｏｒ ｉｔｓ ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ ｐｌａｎｎｉｎｇ ａｎｄ ｐｒｅｐａｒｅｄｎｅｓｓ．Ａｔ ｆｉｒｓｔ，ｔｈｅ ｇｅｎ－ ｅｒａｌ ｍｅｔｈｏｄ ｆｏｒ ｔｈｅ ＥＰＺ ｓｉｚｉｎｇ ａｎｄ ｔｈｅ ｒｅｌｅｖａｎｔ ｒｅｇｕｌａｔｉｏｎｓ ｉｎ ｏｕｒ ｃｏｕｎｔｒｙ ｗａｓ ｉｎｔｒｏ－ ｄｕｃｅｄ．Ｔｈｅｎ，ｂｙ ｃｈｏｏｓｉｎｇ ｏｎｅ ｃｏａｓｔａｌ ｓｉｔｅ ａｓ ａｎ ｅｘａｍｐｌｅ，ｔｈｅ ｏｆｆｓｉｔｅ ｃｏｎｓｅｑｕｅｎｃｅｓ ｗｅｒｅ ｅｓｔｉｍａｔｅｄ ｂｙ ｕｓｉｎｇ ｔｈｅ ＰＡＶＡＮ ａｎｄ ＭＡＣＣＳ ｃｏｄｅｓ ｏｎ ｔｈｅ ｂａｓｉｓ ｏｆ ｔｈｅ ｃｕｒｒｅｎｔ ｒｅｓｅａｒｃｈ ｒｅｓｕｌｔｓ ｏｆ ｔｈｅ ＡＰ１０００ａｃｃｉｄｅｎｔｓ ｓｏｕｒｃｅ ｔｅｒｍｓ ａｎｄ ｔｈｅ ｍｅｔｅｏｒｏｌｏｇｉｃａｌ ｏｂｓｅｒｖａｔｉｏｎ ｄａｔａ ｏｆ ｔｈｉｓ ｓｉｔｅ．Ｆｉｎａｌｌｙ，ｔｈｅ ｃａｌｃｕｌａｔｅｄ ｒｅｓｕｌｔｓ ｗｅｒｅ ａｎａｌｙｚｅｄ ａｎｄ ａｓｓｅｓｓｅｄ ｗｉｔｈ ｔｈｅ ｒｅｌｅｖａｎｔ ｃｒｉｔｅｒｉａ．Ｔｈｉｓ ｐｒｅｌｉｍｉｎａｒｙ ｓｔｕｄｙ ｒｅｓｕｌｔ ｓｈｏｗｓ ｔｈａｔ ｉｔ ｉｓ ａｐｐｒｏｐｒｉａｔｅ ｔｏ ｄｅｆｉｎｅ ｔｈｅ ｒａｄｉｕｓ ｏｆ ３ｋｍ ａｓ ｉｎｎｅｒ ｚｏｎｅ ａｎｄ ７ｋｍ ａｓ ｏｕｔｅｒ ｚｏｎｅ ｆｏｒ ＡＰ１０００ｐｌｕｍｅ ＥＰＺ． Ｋｅｙ ｗｏｒｄｓ： ＡＰ１０００；ａｃｃｉｄｅｎｔ ｓｏｕｒｃｅ ｔｅｒｍ；ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ ｐｌａｎｎｉｎｇ；ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ ｐｌａｎｎｉｎｇ ｚｏｎｅ
对AP1000核电厂简化应急计划的分析与探讨
对AP1000核电厂简化应急计划的分析与探讨摘要：针对AP1000核电厂的应急计划问题，本文首先对非能动安全系统有关的设计特点进行了阐述，并论述了美国权威的核管理部门对轻水堆简化应急计划的分析；其次针对我国对应急计划进行法律法规的分析与论述；最后针对简化应急计划提出了三个重点需要关注的问题，为AP1000核电厂简化应急计划问题提供技术支持。
关键词：AP1000；应急计划；法律法规；技术支持引言1引言AP1000非能动先进压水堆具有十分成熟的技术，利用自然界的力量以及自身的简化设计特性保障了核电厂的安全与稳定，大大提升了可操作性，在一定程度上也提升了经济效益，其所使用的零部件以及安全系统都受到了美国NRC的审核与批准。
如今，随着核电项目的逐渐自主化发展，我国也正在积极的引入AP1000中先进的压水堆电机组，该技术正逐渐向着我国的方向迈进[1]。
虽然AP1000在设计上能够起到多层防护事故的作用，降低堆芯损坏率的同时提高安全性能。
但对于核事故发生时的应急响应以及应对措施依然是降低危害的重要保障。
因此，AP1000压水堆能否对场外的应急计划起到简化的作用？在哪些内容上能够进行简化？简化的程度应该具备什么情况？这些问题都是急需认真思考与解决的。
本文针对AP1000的预防事故情况以及特点，对简化应急计划进行了分析与探讨。
2简化场外应急计划的可行性分析2.1简化场外应急计划是重要的设计目标发生事故时，其应急的准备与措施是尽可能较小危害的主要方式。
核电站一旦发生事故时，对于抢修人员的人身安全进行保护、加快事故现场的恢复、保护公众不受损害是制定应急计划的主要目的。
无论哪一代核电站都需要必要的场外应急计划，而简化场外应急计划仅仅只作为第三代核电厂的主要目标之一。
国际核安全机构提出了核电厂几点安全的目标与原则：（1）核电厂务必要降低堆芯损伤的频率；（2）使用先进的人机界面进行操作，提高事故现场的安全性；（3）将数字自动化仪器仪表以及操控系统引入到核电厂；（4）严格控制故障时对环境的释放影响，为简化应急计划奠定基础；（5）采用先进的非能动系统与部件。
核电行业应急预案构建的问题与对策分析
核电行业应急预案构建的问题与对策分析引言核电行业作为一种高风险行业，应急预案的构建是确保人员安全、防止事故发生以及应对事故的关键措施之一。
然而，当前核电行业的应急预案存在许多问题，需要借鉴国际先进经验并采取相应对策来提升应急预案的效能。
一、制定预案的难点核电行业应急预案的制定涉及各种复杂因素，其中包括技术难题、政策限制、组织管理等。
技术难题在核电站事故的应对过程中，需要掌握复杂的核能反应原理以及应急处置技术。
制定有效的应急预案需要各方专家的共同努力，但是核技术人才的匮乏和保密限制给这一过程带来了挑战。
政策限制核电行业作为敏感行业，受到政策与法律的限制。
一些敏感信息难以公开，这给应急预案的制定带来限制。
同时，政策缺乏灵活性，无法及时调整应急预案以应对新的情况。
组织管理核电行业的复杂性导致了应急预案的制定涉及多个组织的协同。
信息的共享和流通不畅以及组织之间的合作困难，阻碍了应急预案的制定。
此外，应急预案需要全员参与，组织的内部协调和培训也是制定应急预案的难点。
二、国际经验借鉴国际上已经有一些国家的核电行业在应急预案的制定方面取得了成功，我们可以借鉴其经验。
美国的教训福岛核电站事故后，美国对核电站的应急预案进行了全面评估。
他们发现，应急预案制定必须考虑到当地地理环境、社会组织以及民众的反馈。
因此，我们可以从美国的先进做法中学习，加强与社区的合作，提高全民参与度。
德国的策略德国决定关闭其核电站，但仍然制定了详细的应急预案。
这是因为他们意识到在核电站关闭前，应急预案依然是必要的。
德国的做法提醒我们，在核电站建设期间就要做好应急预案的规划，而不是等到发生事故后才进行。
三、改进对策为了解决核电行业应急预案制定的问题，我们可以采取一系列的改进对策。
技术创新加强核技术人才的培养，提高核能反应原理的理论研究水平，以及应急处置技术的研发和改进。
通过技术的创新和进步，提高应急预案的有效性和可行性。
政策调整建立更加灵活的政策机制，及时调整应急预案以应对新情况。
某核电厂场内应急撤离工作的规划与改进
某核电厂场内应急撤离工作的规划与改进核电厂场内应急撤离工作需要一个清晰的组织结构。
这意味着必须明确各部门和人员在应急情况下的责任和行动计划。
特别是应急指挥部门的设置和人员的分工要清晰明确，以便在紧急情况下能够迅速有效地组织应急撤离工作。
对于每个岗位的人员，都需要进行定期的应急培训，确保他们在发生意外情况时能够熟练地执行撤离工作。
核电厂场内应急撤离工作需要一个科学合理的撤离路线规划。
核电厂通常是一个庞大的设施，拥有复杂的建筑结构和设备设施。
在紧急情况下，人员需要迅速、有效地撤离到安全区域，因此规划合理的撤离路线至关重要。
要对核电厂内部的各个区域进行全面的调查和评估，确定最短、最安全的撤离路线，并在关键位置设置标识和提示，确保员工能够清晰、迅速地找到撤离通道。
核电厂场内应急撤离工作需要一个完善的应急联络系统。
及时、准确地发布紧急消息和指令对于应急撤离工作至关重要。
应急联络系统需要具备快速高效的功能。
在现代技术条件下，可以利用无线通讯、网络通讯以及应急广播系统等多种手段，确保应急消息和指令能够及时传达到每一个员工，并且能够获得及时的反馈。
核电厂场内应急撤离工作需要一个完善的演练计划。
只有经过有效的演练，员工才能真正掌握应急撤离工作的技能和程序。
核电厂需要定期组织应急撤离演练，模拟不同类型的紧急情况，让员工了解应对措施，并对演练结果进行评估和总结，不断改进应急撤离计划。
在实践中，一些核电厂已经意识到应急撤离工作的重要性，并采取了一系列措施来改进。
加强对员工的培训，定期组织模拟演练，改进应急联络系统等。
这些改进措施不仅提高了核电厂内部应急撤离工作的效率和安全性，也提高了员工的安全意识和自救能力。
核电厂场内应急撤离工作的规划与改进，需要从组织结构、撤离路线规划、应急联络系统以及应急演练等多个方面进行全面考虑。
只有通过不断的改进和完善，核电厂的应急撤离工作才能更加科学高效地进行。
希望通过大家的共同努力，使核电厂的安全生产工作更上一个新的台阶。
核电站应急救援预案研究
核电站应急救援预案研究随着核能的普及和核电站的建设，核电站的应急救援预案变得越来越重要。
在面对核电站事故时，应急救援预案是保障人民生命财产安全的有效手段。
本文将从应急救援预案的定义，核电站应急救援预案的重要性以及未来研究方向入手，探讨核电站应急救援预案。
应急救援预案是预先制定好的应对突发事件的计划。
在灾难发生时，应急救援预案的实施可以最大限度地降低灾难造成的损失。
核电站应急救援预案是特别针对核电站事故制定的预案。
在核电站事故中，应急救援预案需要覆盖从事故发生到结束的整个过程，包括联络、救援、处置、排除等环节。
核电站应急救援预案需要囊括各种可能的事故，包括放射性泄漏、火灾、爆炸等情况。
应急救援预案还需要考虑人员的撤离转移、救治、身体检测等细节问题。
应急救援预案的制定需要高度精细的工作。
核电站应急救援预案的制定十分重要。
核能是一种高风险、高回报的能源，与其他能源相比，它的意外灾害可能会对周围环境造成更为严重的影响。
因此，核电站应急救援预案可以监测和确保核电站在事故时快速响应，避免人员伤亡和环境污染。
核电站应急救援预案的实施还有助于增强公众对核电站的信任和支持，并且可以加强核电站在舆论环境中的抗压能力。
核电站应急救援预案可以为核电站的良性发展提供强有力的后盾。
针对核电站应急救援预案，未来的研究方向应从两方面入手。
首先，应急管理机构可以从实践经验中总结经验教训，对核电站应急救援预案进行优化。
例如，提高应急救援预案中的节能减排措施，选择尽量环境友好的处理方式，以及增加与各级政府和社会力量的沟通和联系等方面进行完善和强化。
其次，应急管理机构可以对核电站应急救援预案进行科学研究，提供更科学的理论和方法支持。
例如，对应急救援预案中各个环节的人员、设备、物资等进行智能化、信息化处理，通过信息技术提高应急救援效率。
综上所述，核电站应急救援预案对于核电站的安全和可持续发展至关重要。
应急救援预案的制定需要经过严谨的设计和实践，针对不同的事故有不同的策略和措施。
某核电厂场内应急撤离工作的规划与改进
某核电厂场内应急撤离工作的规划与改进应急撤离是指在突发事件发生时快速、有序地将事故现场的人员尽可能安全地撤离到安全地点，以减少人员伤亡和财产损失。
核电厂是一种高危行业，应急撤离的重要性不言而喻。
因此，在规划和改进应急撤离工作时，需要注意以下几点：首先，应制定科学合理的应急预案。
应急预案是应急撤离工作的重要依据和指导，它包括应急组织机构、应急指挥系统、应急处置流程、人员撤离和疏散方案等。
预案的制定应充分考虑核电厂设施的特点和情况，并采用先进的科技手段，以确保预案的科学性和可行性。
其次，应加强应急救援力量的建设。
应急救援力量包括专业的应急队伍和配备完善的应急设备。
在应急救援队伍的建设中，应注重队伍的组织结构、人员数量、素质水平等方面，并加强队伍的训练和演练。
同时，在应急设备的配备上，也应考虑到设备的多样性和完备性，以应对不同类型的事故。
第三，应加强应急知识的宣传和教育。
应急撤离工作需要全员参与，因此，应急知识的普及和教育是十分必要的。
这不仅可以提高员工的安全意识和应急处置能力，还可以增强员工的自救互救能力，从而减少事故的损失。
最后，应充分利用信息化技术。
信息化技术在应急撤离工作中具有十分重要的作用。
通过信息化技术，可以对事故现场进行实时监测和预警，并对应急救援人员进行定位和指挥，以确保应急撤离工作的快速、高效和安全。
总之，规划和改进核电厂场内的应急撤离工作是一项艰巨而又重要的工作。
只有通过制定科学合理的应急预案，加强应急救援力量的建设和应急知识的宣传和教育，充分利用信息化技术等手段，才能保证核电厂在突发事件中能够快速、有序地进行撤离和处置，最大程度地减少安全事故所带来的损失。
核电站应急管理体系的优化探讨
核电站应急管理体系的优化探讨咱先来说说核电站这玩意儿，它可是个超级重要的存在，为咱们提供了大量的电能。
但您想啊，这核能要是万一出点岔子，那可不是闹着玩的。
所以呢，核电站的应急管理体系就显得特别特别关键。
我给您讲个事儿，之前我去一个核电站参观学习，正好赶上他们搞应急演练。
那场面，真是紧张又有序。
警报声一响，所有人立马就动起来了。
不过，我在旁边观察的时候，发现了一些小细节，让我觉得现在的应急管理体系还是有可以优化的地方。
比如说，在信息传递这一块。
当时，各个部门之间的信息沟通好像有点不太顺畅，导致有些行动稍微有点延迟。
这就像是接力赛中，交接棒的时候没接好，影响了整个比赛的速度。
再一个就是物资储备方面。
我看到仓库里的一些应急物资，摆放得有点乱，找起来费了不少时间。
这要是真遇到紧急情况，每一秒都很宝贵，哪能在找东西上浪费时间呢。
还有人员培训，虽然大家都很认真，但是在实际操作中，还是有个别人员显得有点生疏。
这就好比考试前复习得挺好，一上考场就紧张得忘了知识点。
那怎么优化这个应急管理体系呢？首先，得建立一个超级高效的信息共享平台。
让各个部门能像一家人在微信群里聊天一样，随时知道彼此的情况，信息传递又快又准。
物资储备得重新规划整理，贴上清楚的标签，分类存放，还要定期盘点，保证需要的时候能一下子就找到。
人员培训可不能走过场，得多搞实战模拟，让大家真正熟悉每一个操作步骤，形成肌肉记忆，遇到紧急情况也能不慌不忙。
另外，应急方案也得不断更新完善。
就像我们的手机系统要不断升级一样，得跟上时代的发展和技术的进步。
比如说，新的监测技术出现了，就得赶紧把它用到应急方案里，提高监测的准确性和及时性。
还有，要加强和周边社区的合作与沟通。
万一出了事，不能让老百姓蒙在鼓里，得让他们知道该怎么配合，往哪儿疏散。
优化核电站应急管理体系，这可不是一件小事。
这就像给核电站穿上了一层更坚固的防护服，能让它更安全、更稳定地运行。
咱不能等到出了问题才后悔莫及，得提前做好准备，把每一个可能的漏洞都堵上，让核电站成为咱们可靠的能源伙伴，而不是让人提心吊胆的“定时炸弹”。
核能公司应急预案
核能公司应急预案核能公司作为一种高风险行业，必须具备完善的应急预案，以保障核能发电运营的安全和可靠性。
本文将探讨核能公司应急预案的重要性、应包含的内容以及实施步骤。
一、核能公司应急预案的重要性核能发电具有特殊的风险性，一旦发生意外事故，后果将不堪设想。
因此，核能公司应急预案的制定与执行显得尤为重要。
应急预案是为了应对各类突发事件而制定的详细操作指南，它能在事故发生的关键时刻提供决策支持和行动指引，最大程度地减少事故带来的损失。
合理有效的应急预案能够在事故初期控制事态发展，减少环境污染和人员伤亡，并为事故后的清理与恢复工作提供有力支持。
二、核能公司应急预案的内容1. 应急组织机构：明确各级应急组织的职责和权限，确保应急响应的高效运转。
2. 事件分类与级别划分：按照事故风险程度将事件进行分类，并制定相应的应对措施。
3. 应急响应步骤：根据事件级别确定应急响应的具体步骤，包括警报、紧急停运和疏散、事故调查等。
4. 物资与人员保障：明确应急所需物资和装备的储备与管理，确保在紧急情况下的供应和配备；同时，制定培训计划，提高应急人员的专业素质。
5. 信息沟通与发布：建立高效的信息沟通系统，保证信息的及时传递与交流，并及时向公众发布事故情况。
三、核能公司应急预案的实施步骤1. 制定应急预案：核能公司应组织专家和技术人员，参考国际及国内核能行业的最佳实践，制定符合本公司实际情况的应急预案。
预案制定过程中，要充分考虑周边环境、公司规模、技术水平等各种因素。
2. 预案演练与修订：核能公司应定期进行应急预案演练，模拟各类事故场景，以验证预案的可行性和完备性。
在演练结束后，对应急预案进行评估和修订，不断提高其科学性和实用性。
3. 培训与意识提升：核能公司应定期开展应急培训，加强员工应急意识和技能培训，提高应急响应能力。
培训内容应涵盖应急预案的内容和执行流程，以及相关的紧急处理技能。
4. 政府与公众合作：核能公司应积极与政府和社会公众建立良好的沟通渠道，共同制定应急预案，并及时向公众提供相关信息，增强公众对核能公司的信任和支持。
核能公司应急预案
核能公司应急预案一、引言核能公司是建设和运营核能发电站的企业，拥有重要的能源供应责任。
然而，核能事故可能会导致严重后果，因此建立应急预案成为保障公众安全的必要措施。
本文将探讨核能公司应急预案的重要性、内容要点以及有效实施方法。
二、应急预案的重要性1. 保障公众安全核能公司应急预案的首要目标是保障公众的安全。
通过建立科学合理的预案，及时采取措施应对潜在的核能事故，可以降低事故发生的风险，并及时减少辐射泄漏对公众的影响。
2. 维护公司形象核能公司是能源产业的重要组成部分，其形象直接影响社会和投资者的信任。
应急预案的建立和执行，展示了公司的责任心和应对突发事件的能力，有助于维护公司形象，增强公众对公司的信心。
3. 遵守法律法规核能发电行业有着严格的法律法规要求，其中包括对应急管理的规定。
建立健全的应急预案，是公司遵守法律法规的必要条件，也是获得相关许可证件的前提。
三、应急预案的内容要点1. 应急组织机构核能公司应当设立完善的应急组织机构，明确各级职责和权限，确保应急工作的高效运行。
该机构应包括领导小组、应急指挥中心等。
领导小组负责决策、协调各部门；指挥中心负责指挥和协调应急工作。
2. 应急响应流程应急预案需要明确应急响应的流程和各环节的职责。
一般而言，应包括事故报告、应急评估和决策、应急处置、事后评估等环节。
每个环节的细节需要根据实际情况进行具体规定。
3. 风险评估和管控核能公司应建立完善的风险评估和管控机制，及时识别并防范潜在风险，以降低事故发生的可能性。
这需要进行细致的事故模拟和风险分析，针对不同类型的事故制定相应的应对措施。
4. 人员培训和演练核能公司应定期进行员工的应急培训和演练，提高员工的应急响应能力和素质。
培训内容应包括应急预案的熟悉、危险源辨识与排除、事故处置技能等。
演练活动可以通过模拟实际事故来测试预案的可行性和有效性。
四、应急预案的有效实施方法1. 紧密配合相关部门核能公司应与相关政府部门、监管机构等保持紧密的合作关系。
核电厂突发事件应急预案管理的优化思考
核电厂突发事件应急预案管理的优化思考摘要] 本文介绍了核电厂突发事件应急预案管理中普遍存在的问题，结合管理过程中积累的实践经验，通过思考提出了后续应急预案管理的优化建议。
期望对于处在建设阶段的核电厂或核电机组，提供一点突发事件应急管理方面的帮助。
[关键词] 核电厂应急预案对于国内核电厂来说，应急管理工作主要包含两个方面：核应急和非核突发事件应急。
核应急是针对发生核事故而进行的应急准备与响应，非核突发事件应急是针对不满足应急行动水平（EAL）接口条件或不涉及核应急的突发事件应急准备和响应工作.核应急管理对于核电厂来说有完善健全的体系，管理相对规范，非核突发事件应急管理仍存在较多问题。
一、应急预案管理缺陷1、现场处置方案编制不到位完整的突发事件应急预案体系包括综合应急预案、专项应急预案和现场处置方案三个层级。
对于核电厂来说，现场处置方案的编制相对薄弱，主要表现在：针对现场的具体装置、场所、岗位面临的事故风险分析缺乏判定依据，危险因素识别不全面，编制人员对于现场处置方案编制目的不清晰，以致处置方案可操作性不强，实用性大打折扣。
2、专项应急预案编制质量参差不齐核电厂在实际构建应急预案体系的过程中，危险源辨识及风险分析的结果普遍没有作为指导构建预案体系的先决条件，通常做法是调研同行业其他兄弟核电厂的预案体系构建情况，把经验反馈作为构建预案体系的依据来编制应急预案。
同时，对于核电厂不同于其他行业，部分突发事件的严重程度一旦达到了应急行动水平（EAL）的阈值，就必须启动核事故应急响应的情况考虑不足。
综上所述，导致了部分专项预案在编制过程中存在对核电厂特殊风险的考虑不足，缺少与其他专项预案或EAL的接口或接口分析不足等诸多问题。
部分预案编制人员对《生产经营单位生产安全事故应急预案编制导则》等法规标准理解不到位，以致现有的部分应急预案不求所用，为编而编，不以应用为出发点，内容多数照搬同行核电厂编制的应急预案，不考虑自身的特点。
消防应急准备在AP1000核电项目的应用
消防应急准备在AP1000核电项目的应用摘要：核电项目在安全管理中建立预防机制，通过风险分析评估，利用制度、物项、措施等治理手段，从根源上和施工过程中减少或消除火灾事故发生诱因，而当火灾事件成为不可避免时，则应提前做好应急相关的准备工作，本文通过物资准备、人力准备和预案准备等三个方面的措施来完善核电项目的消防应急管理，从而降低火灾事故所带来的危害。
关键词：火灾；消防；应急准备措施1.引言随着核电工程的快速发展，其施工特点决定了安全事故的多发性。
一旦发生事故，将造成严重的生命财产损失和环境的破坏。
由于人为、自然、管理、设备本身等诸多因素，事故和灾害是无法完整避免的，事故的应急救援成为抵御事故风险或者控制灾害蔓延、降低事故危害的关键，而进行事故应急救援最重要是做好应急准备工作。
对待事故积极主动的基本原则是事故发生前的预防、事故发生前的准备、事故发生时的响应和事故发生后的恢复。
事故发生前的预防是指通过岗位风险辨识，识别出岗位风险，并落实风险防控措施，使事故或隐患控制在萌芽状态；事故发生前的准备是指有效应对突发事件而事先采取的各种措施的总称；事故发生时的响应是指财务措施使事故发生后不造成严重后果或者尽可能消减事故的危害程度；事故发生后的恢复是指突发事件的威胁和危害得到控制或者消除后所采取的处置工作。
应急管理的目的是指导对突发事件的紧急救援工作，控制事故的发展并尽可能地消除事故，将事故对人、财产和环境的损失减少到最低程度。
法律对应急管理有明文规定和强制要求，《安全生产法》第三十七条规定，“生产经营单位对重大危险源应当登记建档，进行定期检测、评估、监控，并制定应急预案，告知从业人员和相关人员在紧急情况下应当采取的应急措施。
”第七十六条规定，“国家加强生产安全事故应急能力建设，在重点行业、领域建立应急救援基地和应急救援队伍，鼓励生产经营单位和其他社会力量建立应急救援队伍，配备相应的应急救援装备和物资，提高应急救援的专业化水平。
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·经验交流·
辐射防护 Radiation Protection
Vol1 28 No14 Jul. 2008
对 AP1000 核电厂简化应急计划的探讨
陈晓秋 Ξ 李 冰 林权益
(国家环境保护总局核与辐射安全中心 ,北京 ,100082)
(1) 相对于目前的核电厂 ,减小堆芯损伤频
Ξ 第一作者简介 :陈晓秋 ,男 ,1956 年出生 ,1982 年毕业于南京大学大气物理专业 ,研究员 。
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目前 ,作为核电自主化依托项目的首批工 程 ,我国正在引进国外第三代先进压水堆核电 机组 ,AP1000 以其先进的技术特性和成熟性 , 正在迈进我国国门 。
尽管 AP1000 的设计为事故的缓解提供了 多层防护 ,从而使堆芯损坏率极低 ,同时将安全 壳水淹 、增压和升温的发生率降至最小 ,然而 , 核事故应急响应和准备仍然是减小核电站可能 危害的最后和必要的屏障 。AP1000 压水堆的 安全系统是否支持简化场外应急计划 ? 简化的 场外应急计划主要体现在哪些方面 ? 简化到何 种程度是适宜的 ? 这些都是需要认真对待和解 决的问题 。本文针对 AP1000 的事故预防和缓 解的主要特点 ,对其场外应急计划的简化问题 进行探讨 。
2 号机组 ( TMI22) 事故后 ,应急计划要求的颁布 并不是以严重事故概率的任何特殊假设为前提 的 。因此 ,作为一种政策 ,即使分析计算的严重 事故概率值非常低 ,也不应该作为改变应急计 划要求的基础[9] 。
为了获得非能动 ALWR 应急计划的技术 准则和方法 ,以及探讨简化应急计划要求的正 当性 ,NRC 工作人员审查了目前电厂应急计划 要求的技术基础 ,分析了非能动 ALWR 的设计 基准和严重事故资料[10] 。工作人员的评价由 两部分组成 : (1) 对于目前许可的反应堆设计 , 审查了作为应急计划基础的基本原理 、准则和 方法 ( 即 NUREG20396[11] ) ; ( 2 ) 对 于 非 能 动 ALWR设计 ,评价了变更应急计划的基本原理 、 技术准则和方法的正当性 ,包括是否改进了安 全特性就可以变更作为应急法规基础的技术准 则或方法 ,是否采用了这些准则就可以变更应 急计划的要求 。
《核电厂核事故应急管理条例》要求 ,针对 核电厂可能发生的核事故 ,核电厂的核事故应 急机构 、省级人民政府指定的部门和国务院指 定的部门应当预先制定核事故应急计划 。其 中 ,应急计划的内容包括烟羽应急计划区和食 入应急计划区的范围 。应急防护措施包括隐 蔽 、服用碘制剂 、控制通道 、控制食物和水源 、撤 离 、迁移 、对受影响的区域去污等 。
EPRI 曾建议与 NRC 工作人员共同制定一 个程序 ,以阐明简化应急计划的内容 。这种简 化包括制定应急计划的技术准则和方法 ,以及 实施这种方法的程序 ,如果满足应急计划要求 , 将说明这种行动的正当性 。其结果将作为核管 理与资源委员会 (NUMARC) 提出一般法规修 订的建议[9] 。
NRC 工作人员 (以下简称工作人员) 的结 论是 ,对联邦法规 10 CFR 50 中关于应急计划 要求和 10 CFR 100 中关于选址准则的某些修 改 ,可能对基于非能动设计特性的反应堆也是 适用的 。然而 ,确定这些问题的机构要对设计 进行详细的评价 。这些设计特性应当在确定烟 羽应急计划区要求的范围时加以考虑 。对于非 能动反应堆设计 ,应急计划要求的任何变更应 当反映电厂防止大量放射性释放的能力 ,或对 所有 (而不只是最可能) 事件放射性开始释放的 时间提供较长的滞后 。在放松应急计划要求之 前 ,要保证所有可能的安全壳旁路事故序列具 有非常低的可能性 。目前 ,由于缺乏源项和风 险的详细信息 ,妨碍了审评人员对非能动反应
摘 要 本文介绍了 AP1000 核电厂的非能动安全系统设计特性和美国核管理委员会对先进轻水堆简 化应急计划的见解 。针对 AP1000 的事故预防和缓解的主要特点 ,对其场外应急计划的简化问题进行探 讨 ,提出了简化应急计划需要关注的三个主要问题 : (1) 缓解应急响应的紧迫性 , (2) 适当缩小应急计划 区 , (3) 修订场外应急防护措施 。 关键词 简化应急计划 AP1000 应急计划区
因此 ,从堆芯损坏频率和大量放射性释放 事故的概率上来看 ,AP1000 已经实现了第三代 核电厂预定的目标 ,基本具备了简化场外应急 计划的技术基础 。 2. 2 NRC 对先进轻水堆( ALWR) 简化场外应 急计划的见解
美国电力研究所 ( EPRI) 评估了 ALWR 非 能动反应堆的设计 ,得出的结论是堆芯损坏概 率低 ,在堆芯损坏事故中 ,安全壳的完整性得以 保持 ,并具有较低的场外剂量 。在此基础上 , EPRI 建议较大地简化场外应急计划 。该建议 包括免除早期向公众通告 、详细的撤离计划和 场外应急计划演习等规定的要求 ,但仍然保留 场内应急计划和有限的场外应急防护行动[9] 。
首先 ,NRC 工作人员审查了 NUREG20396 的基本原理 、准则和方法 ,包括 : (1) 对确定应急 计划区大小的基础进行审查 ; (2) 对潜在释放时 间相关的特性进行审查 ; (3) 对放射性物质释放 的可能类型 (惰性气体和碘) 进行审查 。
然后 , 为判 定 变 更 用 于 确 定 应 急 计 划 区 ( EPZ) 大小的基本原理 、准则和方法的正当性 , 以及判定基于放射性物质释放特性和时间特性 而变更应急计划要求的正当性 ,工作人员对非 能动 ALWR 的设计进行了评估 。
1 引言
AP1000 作为第三代非能动先进压水堆 ,代 表了已验证的成熟技术与先进特性的完美结 合 ,通过自然力和简化设计加强了电厂的安全 性和可操作性 ,改善了经济性 ,并以其运行简 单 ,采用经验证的部件和非能动安全系统 ,经受 了全面的建造前许可证审查 ,获得美国核管会 (NRC) 的最终设计批准 ( FDA) [1] 。
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辐射防护 第 28 卷 第 4 期
堆设计的应急准备要求进行评价[9] 。 此外 ,使该问题变得更为复杂的是 ,三哩岛
为了证明对应急计划基础进行变更是正当 的 ,工作人员认为需要占用大量人力资源和需 要强调指出的问题是 : (1) 低于在应急计划中可 不予考虑的事故概率水平 ; (2) 在纵深防御框架 内 ,利用某一个层次上提高了的安全性来证明 在另一层次上降低要求是正当的 ; (3) 联邦 、州 和当地应急响应机构对这些变更的接受程度 。 由于尚未收到对 ALWR 应急计划要求进行变 更的申请 ,工作人员还没有投入资源对这些问 题进行全面评价 。 2. 3 我国简化场外应急计划的法规基础
事故应急准备和响应是减小核电站可能危 害的最后和必要的屏障 ,制定应急计划的目的 是在核电站发生事故工程屏障失效后 ,为了保 护抢修人员 、恢复和重建人员 ,为了保护公众而 预先制定的计划 。即使是第三代核电站也还需 要场外应急计划[2] ,而简化场外应急计划只是 第三代核电厂的设计目标之一 。
国际原子能机构 ( IAEA) 和国际核安全咨ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ询组 ( INSAG) 文件提出了未来核电厂的安全原 则和应当实现的安全目标[3～8] :
《中华人民共和国放射性污染防治法》中明 确规定 :核动力厂等重要核设施外围地区应当 划定规划限制区 。划定规划限制区是预防放射 性污染的一项重要措施 ,其主要目的是保证核 设施一旦发生事故 ,能够有效地实施应急计划 , 保护公众安全 ,并对该区域内的人口总数和工 业增长等加以规划 、限制或明确控制 。
非能动 ALWR 具有比目前电厂设计更低 的事故概率 。尽管发生严重事故的概率非常 低 ,然而 ,发生严重事故的可能性依然存在 。采 用后果原理与提供多重屏障的“纵深防御”理念 密切相关 。NRC 工作人员认为 , 对 于 非 能 动 ALWR ,应当维持目前根据事故谱的可能后果 确定应急计划区大小的原理[10] 。
图 1 AP1000 非能动安全壳冷却系统 Fig. 1 AP1000 passive containment cooling system
此外 ,AP1000 改进了安全壳隔离性能并降 低了安全壳外失水事故 (LOCA) 的可能性 。这 种设计大大降低了在严重事故堆芯损坏情形下
大规模放射性释放的概率 。用概率风险评价方 法预计的堆芯损坏频率为 2. 4 ×10 - 7Π(堆·年) , 远低于设计目标 1 ×10 - 5Π(堆·年) ,预测大量放 射性释放事故的概率为 1. 95 ×10 - 8Π(堆·年) , 也在规定的 1 ×10 - 6Π(堆·年) 以内 。这种改进 的安全壳性能提供了场外应急计划简化的技术 基础[1] 。
国家颁布的《电离辐射防护与辐射源安全 基本标准》( GB 1887122002) 对此也作出了规定 : 为具有大量放射性物质和可能造成这些放射性 物质大量释放的源选择场址时 ,应考虑可能影 响该源辐射安全的各种场址特征和可能受到该 源影响的场址特征 ,并应考虑实施场外干预 (包 括实施应急计划和防护行动) 的可行性 。
(PCCS) (见图 1) ,为核电厂提供了安全相关的 最终热阱 。在一次事故后 ,非能动安全壳冷却 系统能有效地冷却安全壳 ,使压力迅速下降并 不超过设计压力 。安全壳容器提供了将安全壳 热量排出并释放到大气中去的传热表面 。通过 空气流的自然循环把安全壳容器上的热量排 出 。事故期间 ,水的蒸发将作为空气冷却的补 充 ,由重力疏排的水来自安全壳屏蔽厂房顶部 的水箱 。AP1000 在只采取正常的非能动安全 壳冷却系统 ( PCCS) 空气冷却的条件下 ,安全壳 压力能至少在 24 h 内保持远低于预测的失效 压力[1] 。