反应堆应急行动水平的历史和新发展

陈畅其，夏晓彬，吕晓雯，蔡 军，郭先伟

（1.中国科学院大学，北京 100049；2.中国科学院上海应用物理研究所，上海 201800）



反应堆应急行动水平的历史和新发展

陈畅其1，2，夏晓彬2，*，吕晓雯1，2，蔡 军2，郭先伟2

（1.中国科学院大学，北京 100049；2.中国科学院上海应用物理研究所，上海 201800）

摘要：建立应急行动水平对反应堆应急计划起着重要的作用。本文详细回顾了美国和国际原子能机构在建立应急行动水平方面的发展情况，着重介绍了反应堆建立应急行动水平方法学的历史发展和完善过程，对比了美国和国际原子能机构、动力堆和研究堆在建立应急行动水平方法学上的异同，介绍了福岛事故后国际社会对核应急关注的热点和对反应堆建立应急行动水平的影响。

关键词：动力堆；研究堆；应急行动水平

应急计划是核反应堆安全必不可少的重要部分，其中包含几个应急等级，每个应急等级各自对应一套应急响应行动。当反应堆发生事故时，为了有效地实施事故应急响应，必须评估当前处于哪一应急等级，以便确定其应急响应行动的范围和程度。

应急行动水平（Emergency Action Level，简称EAL）是应急计划的重要组成部分，是用于确定反应堆某一事件或状况属于某一应急等级的判据和标准，如超过某项标准即表示该事件属于该应急等级的分级。应急行动水平通常以矩阵表的形式展示，矩阵表中不同的应急行动水平对应于各自的应急状态。

本文详细回顾了动力堆和研究堆应急行动水平建立方法的历史发展情况，对比了美国和国际原子能机构建立应急行动水平的方法学，比较了动力堆和研究堆在应急行动水平建立上的异同，并介绍了福岛事故后国际社会对核应急关注的热点和对应急行动水平建立的影响。

1 核动力堆应急行动水平历史发展

1. 1 在美国的发展

三里岛事故发生之后，系统的建立应急行动水平的方法最先在美国出现。1980年10月，美国核管会（Nuclear Regulatory Commission，简称NRC）和美国联邦应急管理机构联合发布了文件NUREG - 0654/ FEMA - REP - 1，Rev. 1［1］，其附件1中提出了确定核电厂应急行动水平的依据，即美国应急等级分级的列表，并被普遍采用。

1992年，美国核管理和资源理事会发布了NUMARC/ NESP -007，Rev. 2［2］，这份文件是在NUREG - 0654、10 CFR 50. 47、Draft NUREG -0818“轻水堆应急行动水平”以及对美国26个核电站的调查报告基础上完成的。它构建了根据电厂特定的设计特征、环境特征、运行程序等资料建立应急行动水平的方法体系，并加入了许多细节上的规定：定义了应急基本概念，把初始条件分为异常放射性水平/放射性流出物、裂变产物屏障降级、影响反应堆安全的灾害和其他情况、系统故障4种识别类等。

2003年，美国核能研究所（Nuclear Energy Institute，简称NEI）发布了应急行动水平建立方法的第四版NEI 99 - 01，Rev. 4［3］。NEI 99 - 01在前几版的基础上增加了反应堆关闭过程中可能导致系统故障，永久性卸料电站和独立乏燃料存储装置的初始条件和应急行动水平实例，即新增加了3类识别类。此外，此文件中还针对9·11及类似事件，给出了核电站安保事件的应急行动水平。

2008年，美国核能研究所出版了NEI 99 -01，Rev. 5［4］，这份文件是以Rev. 4为基础，糅合RIS 2006 -12报告和NEI03 -12中的安保应急行动水平规定而成的，并对一些从前表述含糊可能导致误解的部分进行了说明。

2009年，美国核能研究所的应急行动水平工作组为了满足非能动轻水反应堆的商业使用，出版了NEI 07 - 01［5］。NEI 07 - 01是在NUMARC/ NESP -007和NEI 99 -01的基础上完成的，是专门针对先进非能动1 000 MW轻水堆和经济简化型沸水堆的应急行动水平制定方法，目前已被翻译成中文出版［6］。先进非能动轻水堆与第二代反应堆面临的屏障完整性和核电厂的其他主要安全问题上是相似的，它们应急行动水平的不同主要是由设计上的差异所引起的。

2012年，美国核能研究所更新了NEI 99 -01，Rev.6［7］，总结了建立应急行动水平的法规和发展历程，并再次对能动反应堆的应急行动水平制定做出修订。该版本主要适用于第三代核反应堆型，与之前几版相比，这一版中加入了3条通过乏燃料池的水位测量值的增强作为判断的应急行动水平。

1. 2 在国际原子能机构的发展

1997年8月，国际原子能机构（Intermational Alomic Energy Agency，简称IAEA）在美国法规的基础上，组建专家组进行再研究后发表了文件IAEA - TECDOC -955《在核事故中决定防护措施的通用评估程序》［8］。这份文件将应急状态分为3级：警报、场区应急、总体应急，将事故进入条件分为5类，增加考虑了乏燃料事件，并给出了对应于警报、场区应急和总体应急3个应急等级的轻水堆在正常运行、热备用或热停堆以及冷停堆/换料5种工况下的应急行动水平。

2002年，国际原子能机构出版了安全标准No. GS -R -2《核或辐射紧急情况的应急准备和响应》［9］，其中详细阐述了应急准备和响应的目的和意义，以术语的形式定义了应急行动水平，并将核与辐射的威胁分为5个威胁等级。该标准有中文版发布。

2007年，国际原子能机构出版安全导则No. GS - G - 2. 1《核或辐射应急的准备安排》［10］，其中将应急等级更新为4级：警报、设施应急、场区应急和总体应急。

2011年，国际原子能机构发布通用安全导则No. GS - G - 2《核与辐射应急准备和响应准则》［11］。No. GS -G -2中将IAEA -TECDOC -955报告中事故分级程序的输入条件由5类改为6类，并对给出的应急行动水平示例做出了些许修订。

2013年，根据福岛事故经验和总结，国际原子能机构出版了IAEA-EPR-NPP Public protective Actions［12］。这一文件主要的应用对象是轻水反应堆核应急，同时也用于石墨慢化堆，但对重水堆和热功率小于100 MW的轻水堆不适用。因为该文件中认为热功率小于100 MW的轻水堆不大可能发生导致场外紧急防护或其它应急响应行动的事故。

2015年，国际原子能机构出版了No. GSR Part7［13］，用于取代2002年出版的No. GS -R -2。No. GSR Part7关注国际区域或全球协同核应急的问题，特地添加了一个章节来解释该标准适用对象和范围，以方便各国使用。这份文件中对No. GS -R -2中许多概念定义做了修改，使之更详细明确；并在附录中增加了紧急防护行动中通用的各类剂量限值标准列表。

1. 3 比较

因为同出一源，国际原子能机构建立应急行动水平的方法学在框架上与美国的相似而又有不同，如图1、2所示。

图1 美国应急行动水平建立方法的框架Fig. 1 Emergency action level framework of NRC

图2 IAEA应急行动水平建立方法的框架Fig. 2 Emergency action level framework of IAEA

除了框架上的区别，细节上两者也有不少区别。对比国际原子能机构和美国所给出的应急行动水平示例表可以发现：①两者选取的反应堆运行模式和应急状态不一样，前者只选取了认为有代表性的几种，后者则罗列了全部，见表1、2、3；②所推荐的应急行动水平有所不同，以场区边界处或以外的环境剂量率为例，见表2、表3，可以看出同一应急状态下两者的推荐值相差一个数量级，即国际原子能机构对进入反应堆应急状态的阈值设定得更低，而美国在这方面考虑的更保守。

表1 美国和国际原子能机构考虑的反应堆运行模式对比Table 1 Comparison of operation modesused incriteria of NRC and IAEA

表2 美国法规中的应急行动水平示例Table 2 Emergency action level samples in NRC standard

表3 国际原子能机构导则中的应急行动水平示例Table 3 Emergency action level samples in IAEA criteria

2 研究堆应急行动水平历史发展

研究堆的应急研究也起源于美国，美国核管会和核学会（American Nuclear Society，简称ANS）都分别对此发布过相关标准。1979年，美国核管会颁布的管理导则第2. 6号《研究堆应急计划》［14］中规定，研究堆的应急分级系统应包括个人应急、应急警报、反应堆应急和设施应急四个部分，其中设施应急仅适用于功率大于100 KW的研究堆，并简单描述了各等级应有对应的应急行动水平，但并未给出具体的规定。

1982年，美国核管会颁布了管理导则第2. 6号的第二版，同年美国核学会发布了ANS -15. 16 -1982《研究堆应急计划》［15］。1983年，美国核管会颁布了管理导则第2. 6号的第三版，以及NUREG -0849《研究和试验反应堆应急计划》［16］。NUREG - 0849将应急等级分为4级：异常事件通报、警戒、场区应急和总体应急，规定了研究堆应急计划适用于热功率为0.1 W至50 MW之间的研究和试验反应堆，并以列表的形式给出了各级应急行动水平的详细数值建议。

此后关于研究堆应急行动水平的标准一直没有更新，直到二十多年之后，2008年美国核学会才颁布了ANS -15. 16 -2008［17］，以替换1982年发布的旧版。这份文件延续了4级应急等级的划分，并给出了更详细的每一等级对应的应急行动水平和计算公式。

对比研究堆和动力堆的法规可以发现，两者关注的焦点不同，见表4。因为绝大多数核电厂都属于轻水堆，属于同一种堆型，虽然功率大小上有所差异，但可能发生的异常和事故都是一样或极其相近的，因此动力堆法规对核电厂所有可能发生的事件进行系统的归类和划分，指出每一事件属于的应急等级。而研究堆的堆型多样，一个通用性法规是无法涵盖每种研究堆可能发生的全部事件的，因此只能主要从放射性流出物释放量这样的通用量上做出规定，见表5。

但是，从构建应急行动水平的原理来看，两者是一样的，都是从反应堆的可信事故出发，通过事故分类，事故分析等步骤来建立应急行动水平。也就是说，构建应急行动水平的原理对于所有类型的反应堆都是通用的。

表4 研究堆和核电厂法规比较Table 4 Comparison of standards between research reactors and nuclear plants

表5 研究堆应急行动水平中的剂量推荐值Table 5 Emergency action levels of doses for research reactors

3 福岛事故对核应急行动水平的影响

从历史发展趋势来看，每当有大型核事故发生之后，核应急标准都有着更新和进步。应急行动水平这个概念虽然早在上世纪五十年代就出现了，但是一直到三里岛事故之后，相关的法规标准才正式走上舞台。

切尔诺贝利事故发生之后，由于其造成的严重后果和跨国大面积的辐射污染，这一问题才得到了全世界的重视，不仅美国着手完善了自己的法规，其他各国也纷纷制定相关标准并开设了培训班。国际原子能机构也加强了这方面的重视，陆续制定并发布了许多文件。

福岛事故发生之后，世界各国和国际组织都再次加强了对核应急的重视。以国际原子能机构为例，自2013年后，国际原子能机构一直致力于协助成员国加强应急准备和响应，对各成员国进行应急准备评审工作组访问，而且多次组织应急安全演习和举办培训班。其中最主要的两个行动，一个是开发和测试了“国际辐射监测信息系统”，为成员国在应急期间提供大量放射性监测数据工具；其二是着手开发“应急准备和响应信息管理系统”，以求提高成员国应急准备和响应信息的获得性。

也就是说，如何能够更快更准确的在事故应急中得到需要的监测数据，并做出正确的决策，是目前国际社会对核事故应急的主要要求。这主要是由于在福岛事故过程中，由于事故造成了高浓度辐射，导致原本设置的实时监测系统失灵，从而对事故严重程度无法准确认知或认知滞后，甚至导致很多人在剂量很高的情况下依然不自知，不能采取正确的防护和撤离行动，以致受到了辐射伤害。因此，不仅是构建网络平台和监测系统受到了重视，研制在极端条件下依然能够正常工作的监测仪器也成为了热点。

核应急行动水平的建立是建立在反应堆事故分析的基础上，同时应急行动水平本身又对事故过程中的决策和应对起着关键性作用。虽然应急监测仪器和系统的进步对建立应急行动水平的理论原理没有什么影响，但假如测量精度和速度能够得到提高的话，或许会对应急行动水平某些限值的制定造成影响。

福岛事故中由于衰变热不能排出而造成了一系列严重后果，因此使得具有非能动系统、固有安全性的新型反应堆受到了追捧。非能动系统的加入，会对反应堆的事故发生概率、发展过程和时间、后果严重程度都造成影响，而这些影响必然导致应急行动水平与从前有所不同。因此，研究现行的轻水堆应急行动水平建立导则对新堆型的适用性，以及对新型反应堆应急行动水平的开发也是近年来的一个热点。

4 结论

从应急行动水平法规的发展历程可以看出，建立应急行动水平的方法学与核反应堆事故的发生息息相关，并已发展形成了相当完善的轻水堆应急行动水平建立体系。总结上文可以得到以下结论。

（1）比较美国和国际原子能机构的方法学，美国的方法学系统性更强、分类更细致，对所有假想事故可能导致的后果都做了详细考虑，同时也更保守一些；国际原子能机构则是在确保安全性的情况下，有代表性的选择部分事故状态加以阐述。

（2）研究堆和动力堆的应急行动水平方法是同出一源的，因此具有共通性。也就是说，虽然在法规上，由于研究堆的多样性而无法制定一个如轻水堆那样详尽的标准，并且由于事故规模大小不同的原因，则主要关注于辐射水平异常之上。但在实际操作时，研究堆也和动力堆一样，是从反应堆的可信事故出发，通过事故分类，事故分析等步骤来建立应急行动水平，说明这一原理对于各类反应堆是通用的，因此其他堆型的反应堆在建立应急行动水平时可以参考轻水堆的方法转化得到。

（3）福岛事故发生后，国际社会对于事故应急监测和反应堆固有安全性倍加关注，对这两项的关注都会对应急行动水平的建立带来影响。

参考文献

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［6］NEI著，岳会国，侯杰，陈莹莹译.先进非能动轻水反应堆应急行动水平制定方法［M］.北京：科学出版社，2014.

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［17］American Nuclear Society. ANSI/ ANS - 15. 16：Emergency Planning of Research Reactors［S］. Illinois：ANS，2008.

The History and New Development of Emergency Action Levels of Nuclear Reactors

CHEN Changqi1，2，XIA Xiaobing2，*，LV Xiaowen1，2，CAI Jun2，GUO Xianwei2
（1. University of Chinese Academy of Sciences，Beijing 100049，China；2. Shanghai Institute of Applied Physics，Chinese Academy of Sciences，Shanghai 201800，China）

Abstract：Emergency action level（EAL）is very importantfor emergency plan of nuclear reactors. This paper presents the history and optimization process of developing emergency action levels of nuclear reactors in detail，the similarities and differences between American and International Atomic Energy Agency and those between nuclear power plants and research reactors in developing emergency action levels. Finally，it introduces the focus of international community in the field of nuclear emergencyand the impact on developing EALs after Fukushima accident.

Key words：nuclear power plant；research reactor；emergency action level

中图分类号：TL73

文章标志码：A

文章编号：1672-5360（2016）02-0046-06

收稿日期：2016-04-13 修回日期：2016-05-21

基金项目：中国科学院战略性先导科技专项项目资助，项目编号 No. XD02005004

作者简介：陈畅其（1990—），女，福建将乐人，博士研究生，现主要从事核应急安全工作

*通讯作者：夏晓彬，E-mail：xiaxiaobin@ sinap. ac. cn