核电厂烟羽应急计划区划分方法研究论文.pdf

第 3 3卷 2 0 l 2年 第 2期 4月 核 动 力 1 程 nu c l e a r po we r en gi n ee r i n g vlo 1 3 3 no 2 a p r 2 0 1 2 文章编号 0 2 5 8 0 9 2 6 2 0 1 2 0 2 0 1 2 7 0 5 核 电厂烟羽应急计划区划分方法研 究 黄挺 曲静原 童节娟 曹建主 清华大学核能与新能源技术研究院 北京 1 0 0 0 8 4 摘要 结合不同类型反应堆的安全特性 对不同的烟羽应急计划区 p e p z 划分方法进行对比分析 然 后依据反应堆类型进行系统归类 提出不同堆型所适用的烟羽应急计划区划分方法 最后以我国的模块式高 温气冷堆示范电厂 h t r p m 为例进行划分方法的初步应用 初步研究结果表明 ht r p m 在厂址边界处 满足烟羽应急计划区的划分准则 相对于目前的大型轻水堆 可以明显减小其烟羽应急计划区 关键词 核电厂 安全特性 烟羽应急计划区 高温气冷堆 中图分类号 t l 4 8 文献标志码 a 1 引 言 发展核电始终要把安全性放在第一位 美国 三哩岛核事故 前苏联的切尔诺贝利核事故和 日 本福岛核事故对核电的发展带来了很大的负面影 响 也使人们深刻地认识到应急计划及响应的重 要性 应急计划作为核安全纵深防御的最后一道 屏障 对于核事故后有效地保护公众安全具有十 分重要的意义 制定应急计划的最重要内容之一 是确定应急计划区的大小 应急计划区是指为在核电厂发生事故时能及 时有效地采取保护公众的防护行动 事先在核电 厂周围建立 制定应急计划并做好应急准备的区 域 l j 应急计划区一般包括烟羽应急计划区和食 入应急计划区 本文主要对烟羽应急计划区的划 分方法进行研究 1 9 7 8 年 美国核管会 n r c 发表的n u r e g 0 3 9 6报告详细阐述了应急计划区划分的原则和 技术基础 并在此基础上形成了应急计划区的划 分方法和技术准则 该方法在大型轻水堆的相关 研究 中得到了广泛的应用和认可 与 目前的反应 堆相比 先进堆具有更好的安全特性 因此核工 业界望能够减小甚至取消先进堆的场外应急计划 区 1 9 8 7 年 美国能源部 d o e 根据其设计的 模块式高温气冷堆 mh t g r 提出了一种应急 计划区划分方法 2 j 可以将 mht g r的烟羽应急 计划区划定到厂址的禁区边界 e a b o 2 0 0 8 年 收稿 日期 2 0 1 1 0 1 0 4 修回 日期 2 0 l l 1 1 1 6 基金项 目 国家重大科技专项经费资助项 目 z x0 6 9 0 1 西屋公 司针对 国际革新与安全反应堆 i r i s 的 设计特点 提出一种风险指引型的应急计划区划 分方法 则将 ir i s的烟羽应急计划区划定到 1 8 k m 引 我国目前也在开展先进堆的相关研究工 作 其中应急计划区划分方法的研究是十分重要 的课题 之一 本文深入探讨不同烟羽应急计划区划分方法 的适用范围 并在此基础上对我国模块式高温气 冷堆示范电厂 h t r p m 的烟羽应急计划区划 分进行初步研究 2 烟羽应急计划区的划分方法 2 1 n ure g一 0 3 9 6方法简介 瓜e g 0 3 9 6报告在确定应急计划 区时考虑 了设计基准事故和 反应堆安全研究 r s s 4 1 中堆芯熔化事故谱的后果评价结果 对于设计基准事故 考虑具有包络性的设计 基准失水事故 d b a l o c a 采用确定论的方 法计算了 1 2 9 个核电机组 9 5 气象条件下 2 h内 的场外个人剂量 并与相应的防护行动指南值 p ag 作 比较 研究结果表明 在距反应堆 l 6 k m 处 所有核电机组的个人剂量都不会超过相 应 p a g的上限 全身剂量 5 0 m s v 甲状腺剂量 2 5 0 ms v 只有 3 0 核电机组的个人剂量超过相 应 p a g的下限 全身剂量 1 0 ms v 甲状腺剂量 5 0 ms v o l 2 8 核 动 力 工 程 v l0 1 3 3 no 2 2 0 l 2 对于 r s s中的严重事故谱 压水堆 p wr 堆芯熔化事故 p wr 1 p wr 7和沸水堆 b wr 堆芯熔化事故 b wr1 b wr 4 1 采用概率论的评 价方法计算每个事故发生时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 研究结果表明 堆芯熔化事故在距反应堆 1 6 k m处的全身剂量超 过 1 0 m s v的条件概率为 3 0 超过 2 s v的条件 概率很小 在 0 1 一 1 之间 并随距离增加迅速 减小 其他关键器官如肺和甲状腺的剂量计算都 得到类似的结果 根据 d b a l o c a 和堆芯熔化事故谱的研究 结果 n ure g 0 3 9 6中确定 1 6 k m 为美国核电厂 烟羽应急计划 区的大小 并形成确定烟羽应急计 划区的 3条准则 j 1 在烟羽应急计划区外 各种设计基准事 故产生的预期剂量不超过 p a g 2 在烟羽应急计划区外 大多数堆芯熔化 事故序列产生的预期剂量不超过 p a g 3 在烟羽应急计划区外 最严重的堆芯熔 化序列一般不产生立即造成威胁生命的剂量 2 2 mht gr方法简介 美国d o e针对mh t g r的设计及安全特性 根据目前规章和导则中的一系列后果和风险准则 定义顶层管理准则 t l r c 目的是建立 统一明确的量化基础判断潜在放射性释放的可接 受性 以便于保持对公众健康和安全的防护 这 个准则的核心思想是 核电厂的e a b处应满足美 国相关法规中对辐射防护 如 1 0 c f r 5 0 附件 i 选址 如 1 0 c f r 1 0 0 和应急计划 如 p a g 等 所提出的所有数值要求 图 1 在 mh t g r概率安全分析 p s a 相关信息 基础上 按照概率准则定义了 3 组许可证基准事 件 l b e 预期运行事件 a o o 设计基准事 件 d b e 和应急计划基准事件 e p b e 并且 考虑 d b e和 e p b e作为制定应急计划的基础 各 类事件概率范围见图 1 其中 e p b e的概率下限 为 5 l 0 电厂 年 是根据 n r c安全目标中 急性死亡的定量健康 目 标 q h o 导出的 这 相当于在事故选择时考虑了概率截断 对所有 l b e 计算了mh t g r的b 4 2 5 m 处的个人剂量分布 包括均值及 5 和 9 5 气象 条件下的值 图 l中给出部分后果较为严重的 霹 斗 e ab 处全身剂量 s v 图 1 t l r c和 mh t g r在 e ab处 的剂 量 f i g 1 tl rc a n ddo s e s a t e ab f o r m htgr l b e的全身剂量计算结果 由图 l 可知 d b e和 e p b e在 e a b处的全身剂量 尤其是 9 5 气象条 件下的保守剂量值均小于 p ag的下限 该结果表 明 mh t g r可以在技术上将烟羽应急计划区减 小到 e ab处 2 3 i rl s方法简介 i r i s烟羽应急计划区研究以现有的 p s a技 术和确定论剂量评价方法为基础 通过重点研究 给定 距离 上超 过指定剂 量的概率 对 应 于 n u r e g 0 3 9 6 中超过指定剂量条件概率与堆芯熔 化事故谱发生总概率的乘积 对现阶段应急计划 区的划分准则进行更加完整的定义p j 并且在保 持 nr c定义的剂量 在现阶段的 p ag中明确定 义 和概率 在选择合适距离时隐含定义 准则 不变的情况下 确定应急计划区 该方法具体分 为如下 5个步骤 步骤 1 将核电厂二级 p s a研究结果中的完 整事故谱重新分类 并根据确定论剂量评价方法 将释放时期后果相似的事故序列合并 步骤 2 根据所确定的事故谱源项和气象条 件对事故谱的后果进行评价 步骤 3 确定剂量和概率准则 步骤 4 根据确定的剂量准则和事故后果的 评价结果 得出超过剂量准则值的概率与距离的 关系曲线 步骤 5 按照概率准则确定应急计划区范围 图 2给出 i r i s烟羽应急计划因研究的初步结果 3 如果选取剂量 1 0 ro s y 和概率 1 0 一 作为确定烟 羽应急计划区的准则 那么 i r i s 的烟羽应急计划 区可以划定到 1 8 k m 黄挺等 核电厂烟羽应急计划区划分方法研究 1 2 9 瓣 窭 g 鲁 2 靶 蚓 距离 k l n 图 2 i r i s烟羽应急计划区划分结果 f i g 2 re s u l t o f di v i d i n g p ep z f o r i ri s 3 3种方法对 比分析和系统归类 3 1 对比分析 二级 p s a 的事故及源项研究结果为核电厂 应急计划区的划分提供了重要的技术支持 尤其 是对于处于设计阶段的先进堆 如 m ht g r 和 ir i s 基本是以二级 p s a 的研究结果作为应急 计划区划分研究的基础 表 l 给出3 种烟羽应急 计划区划分方法的对比 表 1 3种烟羽应急计划区划分方法对比 t a b l e i co mp a r i s o n o f t h r e e me t h o d s o f di v i d i n g p l u me eme r g e n c y p l a n n i n g z o n e 方法 nu i g o 3 9 6 睢 盯lg r u s 事故 d ba l oc a 堆 根据二级 p s a 分 芯熔化事故谱 二级 析结果选取 d b e 和 二 级 p s a 选取 e p b e 概率截断值 完整事故谱 p s a结果 5 x 1 0 7 电厂 年 db a l oc a 9 5 计算 d b e和 e p b e 评价 气象条件下 2 h内的 在 e a b 处的剂量分 计 算 超 过 剂量 堆芯 熔化事 布 包括平均值 以及 剂 量 准 则 值 方式 故 超过指定剂量的 9 5 和 5 气象条件 的概率 条件概率 下的值 相关 剂 量准 则 p a g 概 率 和剂 量 准则 剂 量 和 概 和立即造成威胁 生 早 期死 亡安 全 目 准则 率准则 命的剂量 标和 p a g 由于 mh t g r与压水堆的设计特性不同 因 此其划分方法与 瓜e g 0 3 9 6 有较大差异 在与 剂量准则作比较时 mh t g r 的划分方法考虑了 各保守包络的事故源项在保守气象条件下的后 果 这与 n u r e g 0 3 9 6中计算各事故后果加权平 均值的方式不同 为了更好地理解 mh t g r方法 与 n u r e g 0 3 9 6 方法上的差异 选用 r s s中的压 水堆严重事故谱 p wri p wr 7 进行后果计算 并将 p wr1 p wr 7在 e a b处的2 d 有效剂量与 图 l中后果较为严重 的 db e与 e p be进行对 比 同时与全身 p a g下限 1 0 ms v 比较 图 3 l 翌 谆 1斗 碲 昌 z 一 唑斗 o m 即 阱 pw p w r 种211 w rr e ab 处剂量 s v 图 3 mh t g r与 p wr事故后果比较 fi g 3 ac c i d e n t co n s e q u e n c e co mp a r i s o n b e t we e n m htgr a n d p w r 0 一 0 0 廿 簧 褂 迥 岳 盎 稿 由图 3可知 mh t g r在 e a b处的剂量比 p wr 7小至少 2个数量级 比 p wri 小至少 6个 数量级 对于 p wri p wr7在 e ab处的平均剂量均 超过 1 0 m s v 较严重的事故 如 p wr 1 p wr 5 甚至超过立即造成威胁生命的剂量 如 2 s v o n u r e g 0 3 9 6的研究表明 如果使用具有包络性 的严重事故后果作为确定大型轻水堆烟羽应急计 划区大小的依据 会使应急计划区范围过大而给 电厂带来不必要的经济负担 因此 对于 p wr 来说 通过计算严重事故谱后果的加权平均值 可以确定比较合适的烟羽应急计划区 这种方法 使烟羽应急计划区外保留一定的剩余风险 如超 过 1 0 m s v的概率为 1 5 1 o 堆 年 n r c认 为该剩余风险是可以接受的 p wr一般具有详细 的应急计戈 和充足的应急准备 可以保证在发生 较为严重事故时 能够以现有的烟羽应急计划区 为基础 将应急防护行动扩展到更大的区域内 以应对应急计划区之外的公众风险 对于 mh t g r 由于其他事件的后果可以被 d b e和 e p b e的后果包络 如果 d b e和 e p b e 在 e a b 处的剂量不超过 1 0 ms v 则可以认为 mh t g r在d b e 和e p b e区内的所有事件在e a b 处的剂量均不超过 1 0 ms v 使用保守的气象条件 可以保证后果的保守性 而且在后果评价中不涉 及到事件的发生概率 因此可以避免事件发生概 率的不确定性对评价结果的影响 i r i s 中明确提出使用超过指定剂量的概率 确定烟羽应急计划区的大小 这与 nu re g 0 3 9 6中使用条件概率的方法有所不同 但均对事 故的后果和发生概率进行了综合考虑 i r i s 在确 l 3 0 核 动 力 程 定烟羽应急计划区时 能够将先进轻水堆严重事 故发生概率更低的特点考虑在其中 但其所使用 概率准则的可接受性仍有待探讨 需要注意的是 3种方法 中应急计划考虑 的 事故主要是由内部事件导致的严重事故 事故后 果基本考虑的是单个反应堆的事故后果 福岛核 事故发生后 可能会加强应急计划对外部事件和 多堆共因失效事故的考虑 可能对目前核电厂的 应急计划区划分造成一定的影响 3 2 系统归类 无论现役的大型轻水堆还是尚处于设计 阶段 的先进堆 都需要通过对所选择的事故后果进行 分析来确定烟羽应急计划区的大小 大型轻水堆 如 p wr 和模块式高温气冷堆 如 mh t g r 具备 2 种较为典型的事故特性 在划分烟羽应急 计划区时采用的具体方法有以下不同 对于事故特性与大型轻水堆类似的堆型 可 以通过计算事故谱后果的加权平均值 然后根据 可接受的剩余风险确定烟羽应急计划区 对于事故特性与模块式高温气冷堆类似的堆 型 由于其应急计划所考虑事故的源项相对于大 型轻水堆小很多 可以计算保守条件下的事故后 果 并根据相应的剂量准则确定烟羽应急计划区 4 我国先进堆应急计划区划分研究 目前 我国正在开展先进堆应急计划区划分 的相关研究工作 如 h t r p m 已经初步完成 p s a 的相关研究工作 h t r p m 属于模块式高温气冷 堆 因此可以采用 mh t g r研究中类似的方法确 定烟羽应急计划区 选取发生概率在 l 0 电厂 年 以上且后果 具有包络性的 4个典型事件作为应急基准事件 暂用 e p b e 1 e p b e 4 表示 选用石岛湾核电 厂厂址 2 0 0 6 年全年的气象条件 计算厂址边界处 5 0 0 m 的2 d 有效剂量 包括均值以及 5 和 9 5 气象条件下的剂量值 剂量计算中不考虑辐 射屏蔽和防护行动 计算程序使用 ma c c s j 计算结果见图 4 由图 4可知 即使在保守假设的情况下 5 0 0 m处各应急基准事件的 2 d 有效剂量均不超 过我国隐蔽通用的干预水平 1 0 ms v 其中2 d 有效剂量的最大值为 0 6 ms v 仅占通用干预水 平的 6 按照同样的计算方法可以得出 5 0 0 m 廿 l 褂 斗 隐蔽 通用 优化 下 预水平 l 1 012 s v ep be 1 e p b e 2 t 嘧 嘲 5 0 0 m处2 d 奋效剂 量 s v 图 4 ht r p m 厂址边界处 2 d有效 剂量 fi g 4 t wo da y s e ffe c t i v e do s e s o fht r p m a t si t e bo u n d a r y 处 7 d 有效剂量的最大值为 o 7 3 ms v 甲状腺剂 量为 8 9 ms v 分别小于撤离通用优化干预水平 5 0 m s v 和碘防护通用优化干预水平 1 0 0 m s v 由 于上述应急基准事件是通过保守包络的方式选取 的 因此 可以认为发生概率在 l 0 电厂 年 以上的所有事件在厂址边界处的个人剂量都不会 超过相应的通用优化干预水平 从辐射剂量的角 度 h t r p m 的烟羽应急计划区相比于目 前的轻 水堆核电厂将明显减小 在厂址边界上可以满足 我国烟羽应急计划区的准则要求 5 结论 1 通过对不同烟羽应急计划区划分方法的 研究可以看出 p s a的事故及源项研究结果为核 电厂应急计划区的划分提供了重要技术支持 尤 其是尚处于设计阶段的先进堆 其应急计划的基 础可能更加依赖于p s a的研究结果 2 在烟羽应急计划区划分的研究中 根据 事故源项特性的不同 将大型轻水堆与模块式高 温气冷堆归为 2 类具有代表性的反应堆 对于大 型轻水堆 可以考虑通过完整事故谱后果及发生 概率的综合评价结果来确定烟羽应急计划区 对 于模块式高温气冷堆 可以对所选择的应急计划 考虑的事故采用保守条件下的事故评价结果来确 定应急计划区 考虑到福岛核事故的影响 应当 在应急计划区的研究中加强对外部事件和多堆共 因失效的考虑 3 h t r p m 烟羽应急计划区的初步研究结 果表明 发生概率在 1 0 1 电厂 年 以上的所有 事件在厂址边界处的个人剂量都不会超过相应的 通用优化干预水平 因此 h t r p m在厂址边界 上可以满足我国烟羽应急计划区划分准则的要 黄挺等 核电厂烟羽应急计划区划分方法研究 l 3 1 求 具备减小烟羽应急计划区的技术基础 参考文献 f 1 g b t l 7 6 8 0 2 0 0 8 电厂应急计划与准备准则 s f 2 1 us d0e e me r g e n c y p l a n n i n g ba s e s for t h e s t a n d a r d mhtgr r1 doe ht gr一 8 7 0 0 1 1 9 8 7 f 3 1 we s t i n g h o u s e e l e c t r i c c o p o l i t e c n i c o d i ml l a n o r e v i s i n g t h e ne e d f o r re l o c a t i o n a n d ev a c u a i o n me a s u r e s u n i q u e for np p s f o r i n n o v a t i v e s m rs r 1 c r p l a e a 1 3 0 9 1 1 3 0 9 5 2 0 0 8 4 1 us nr c r e a c t o r s a f e t y s t u d y a n as s e s s me n t o f ac c i d e n t r i s k s i n u s c o mme r c i a l nu c l e ar p o w e r p l ant s r1 was h 1 4 0 0 1 9 7 5 5 1 us nrc cr i t e r i a for p r e p a r a t i o n a n d ev a l u a t i o n o f ra o d i o l o g i c a l e me r g e n g e y re s p o n s e p l a n s an d p r e p are d n e s s i n s u p p o r t o f nu c l e ar po we r p l an t s re v l f r1 nu reg一 0 6 5 4 1 9 8 0 6 1 1 0 c f r 5 0 a p p e n d i x 1 n u me r i c a l gu i d e s for de s i g n 0b j e c t i v e s and l i mi t i n g c o n d i t i o n s for o p e r ati o n t o me e t t h e cr i t e r i o n as lo w a s i s re a s o n a b l y ac h i e v a b l e for ra d i o a c t i v e m a t e r i a l i n li g h t wa t e r co o l e d nu c l e a r p o w e r r e a c t o r e mu e n t s f s 1 9 7 5 7 1 u s e p a manu a l o f p r o t e c t i v e a c t i o n gu i d e s and p r o t e c t i v e ac t i o n s for nu c l e ar l n c i d e n t s r1 e p a 5 2 0 1 7 5 0 01 1 9 7 5 f 8 1 l o c f r1 0 0 r e a c t o r s i t e c r i t e r i a s 1 1 9 7 5 f 9 1 us nrc s afe t y go a l s f o r nu c l e a r p o we r p l ant s o p e r a t i o n re v i f o r c o mme n t r 1 n ur e g 0 8 8 0 1 9 8 3 l o 1 l e wi s j h t o p l e v e l re g u l a t o r y c r i t e r i a f o r t h e s t an d a r d mht gr r e v 3 r 1 do e h t g r 8 5 0 0 2 1 9 8 5 1 1 1 c h a n i n d l r o l l s t i n j a me l c o r ac c i d e n t co n s e q u e n c e c o d e s y s t e m mac cs u s e r s g u i d e r1 nu r eg cr 4 6 9 1 v1 1 9 9 0 s t u d y on me t h o d o f di v i di n g pi u me emer g en c y pl a nn i n g zon e i n nu c l e a r po we r pl an t s h u a ng t i n g q u j i n g y u a n t o ng j i e j u a n c a o j i a n z h u i n s t i t u t e o f n u c l e a r a n d ne w e n e r g y t e c h n o l o g y t s i n g h u a u n i v e r s i t y b e i j in g 1 0 0 0 8 4 c h i n a ab s t r a c t co n s i d e r i n g t h e s a f e t y f e a t u r e s o f d i ffe r e n t t y p e s o f r e a c t o r s d i ffe r e n t me t h o d s o f d i v i d i n g p l u me e me r g e n c y p l a n n i n g z o n e p e p z w e r e c o mp a r e d a n d ana l y z e d a n d t h