船用小堆应急计划区划分研究
李凯忠 林一 李超
(中国核能电力股份有限公司  北京  100000)
摘要：该文基于国内监管部门对小型堆应急计划区划分的指导意见和审评原则的系统研究，提出了适用于船用小堆应急计划区的建立区域与确定方法。同时，以船用小堆ACP100S的包络性源项数据为例，将停靠港区典型气象条件作为计算输入，按照剂量评估模型计算给出船用小堆烟羽应急计划区半径的初步建议，以期为国内船用小堆核应急工作提供良好借鉴。
关键词：小型堆 ACP100S 船用小堆 应急计划区
中图分类号：TL41文献标识码：A 文章编号：1672-3791(2023)13-0155-07
Research on the Division of the Emergency Planning Area of
The Shipborne Small Reactor
LI Kaizhong LIN Yi LI Chao
(China National Nuclear Power Co., Ltd., Beijing, 100000 China)
Abstract: Based on the systematic research on the guidelines and review principles of the division of the emergency panning area of the small reactor from domestic regulatory authorities, this paper puts forward the establishment area and determination method suitable for the emergency panning area of the shipborne small reactor. Meanwhile, it takes the enveloping source data of the shipborne small reactor ACP100S as an example, takes the typical meteoro‐logical conditions in the port area of call as the calculation input, and gives a preliminary suggestion on the radius of the emergency panning area of the shipborne small reactor plume according to the calculation of the dose assessment model, so as to provide a good reference for the nuclear emergency work of the domestic shipborne small reactor. Key Words: Small reactor; ACP100S; Shipborne small reactor; Emergency planning area
随着全球对于碳排放控制的高度关注，核能作为一种高效、安全的清洁能源，越来越受到海事行业的关注。其中，2020年俄罗斯“罗蒙诺索夫”号浮式核电站（见图1）的正式商运，成为船用水堆在民用领域应用的一个标志性事件。
2022年，国家发改委、能源局和科技部陆续发布“十四五”能源领域规划，明确积极推进我国海上浮动堆关键技术研究、健全标准规范体系，对船用小堆的发展进行了顶层规划。目前，我国核辐射应急准备与
响应的相关法律法规、导则和标准普遍是针对陆上核设施建立的，对于船用小堆这种移动式核设施，不但国内，即使国际上也鲜有专门的导则或者标准，因此有必要完善船用小堆这一特殊类别反应堆的核或辐射应急准备与响应的上游监管文件。文章根据船用小堆的设计和运行特点，以国内监管部门现有的小型堆应急计
划区划分的指导意见、审评原则为技术依据，对船用小堆应急计划区划分的关键技术进行探讨和研究[1]。
1 船用小堆应急计划区的建立区域
应急计划区特指为了保证事故时能迅速采取有效行动保护公众，在核设施周围需要进行应急响应计划
DOI：10.16661/jki.1672-3791.2210-5042-8707
作者简介：李凯忠（1991—），男，本科，工程师，研究方向为核应急、核安全。
的区域，也是制订应急计划的技术基础。当事故发生时，对公众采取的防护行动很可能仅局限于应急计划区的一小部分；但在发生极为罕见的最严重事故时，也需要在应急计划区外的部分地区采取防护措施。
需要注意的是，由于船用小堆在海上航行期间航行海域不固定，各海域海洋环境、大气环境条件也不尽相同，受船用小堆核事故放射性物质释放影响的其他船舶、海洋工程或航空器存在较大的随机性，将船用小堆可能航行作业的海域都划分为应急计划区的方式显然是不现实的。当船用小堆发生海上核事故，且放射性物质释放的影响即将或已经蔓延至船外时，只能通过尽量减少放射性物质向海洋环境释放，通过现场监测或事故放射性后果预测临时划分警戒区域、及时通报相关船舶和航空器远离事故区域，以及相关海洋工程做好防御措施等手段，减少对外部环境造成的辐射威胁[2]，再加上海域周边无常驻居民或公众这一客观事实，船用小堆在海上航行作业时无须建立应急计划区。
相关科研成果显示，相较于陆上大型核设施，尽管小型堆放射性物质含量相差几个数量级[3-4]，但没有足够的论证表明船用小堆在停靠港区发生设计基准事故和严重事故时无须船外应急，考虑到周边存在常驻居民或公众，因此有必要在停靠港区划分应急计划区并给出其划分范围，以便各应急部门迅速组织有效的应
急响应行动，最大限度地降低核事故对公众和环境可能产生的影响。
2  船用小堆应急计划区确定
2.1  应急计划区划分准则
目前，国际上对应急计划区划分的一般原则是：对应急计划所考虑的事故进行分析，估计其场外的预期剂量（在不采取应急防护措施条件下居民个人可能受到的剂量），与干预水平相比较，使计划区外的预期剂量不超过相应的干预水平。在具体做法上，所考虑的事故和采用的干预水平，各国都有较大的差别，但美国在应急计划区的安全准则上设定合理、概念清楚且便于操作，已成为国际核行业的代表性方法。因此，我国陆上核设施应急计划区现有的划分原则和方法主要参考了美国核管理委员会（NRC ）发表的《国家和地方政府用于支持发展轻水反应堆辐射应急响应计划的基
础》（NUREG-0396）[5]。
船用小堆应急计划区划分的准则根据《陆上小型
压水堆核应急工作指导意见（试行）》[6]《小型压水堆核动力厂安全审评原则（试行）》[7]的监管要求，应与我国
陆上核设施要求保持一致，即按照《核电厂应急计划与准备准则第一部分：应急计划区的划分》（GB/T 17680.1-2008）[8]的一般性要求展开如图2所示。首先，结合船
用小堆设计特征和事故分析结果，选取代表性事故场景并确定源项。其次，根据停靠港区厂址气象条件，对各事故工况下不同距离处的公众受照剂量进行计算，得出对应剂量值。再次，将剂量计算值与国标规定的剂量水平进行对比，分析其包络性。最后，根据剂量对比结果以及有关应急计划区范围的要求，给出应急计划区半径推荐值。2.2  源项选取规则
确定船用小堆应急计划区的安全准则，需要同时考虑设计基准事故（DBA ）和严重事故（SA ），分别对应DBA 源项和SA 源项。GB/T 17680.1-2008中“后果最严重的事故序列”通常理解为SA 事故谱中放射性释放量具有包络性的某个事故，陆上核设施应用的是完整
图2  应急计划区划分方法
图1  “罗蒙诺索夫”号全景
事故谱的计算结果，而船用小堆运行功率较低，源项较核电厂低几个数量级，在计划区划分时选取包络性的严重事故，具有一定的保守性[9]。
《陆上小型压水堆核应急工作指导意见（试行）》已明确指出，严重事故的选取应合理考虑事故的发生频率，对于发生频率低于10-7~10-8/（堆•年）的严重事故场景，在应急计划区划分中可不予考虑。船用小堆在设计上考虑了较完善的严重事故预防和缓解措施，采用了非能动技术，能够高置信度地保证安全壳的完整性，若将发生概率极低的事故都纳入考虑范围，既不合理也不符合经济性[10]。
2.3  剂量评估方式
船用小堆发生事故后，放射性核素将在大气弥散作用下迁移。在事故早期阶段，通过放射性烟云浸没外照射、地面沉积外照射和吸入内照射等途径对停靠港区周边居民或公众产生辐射照射。根据评价场景的不同，通常采用不同剂量评估模型。根据工程实践经验，对于设计基准事故，倾向采用较为保守的PAVAN 模型计算大气弥散因子，评估公众的受照剂量后果；对于严重事故，更倾向采用MACCS评价模型进行计算[11-12]。
《陆上小型压水堆核应急工作指导意见（试行）》和《小型压水堆核动力厂安全审评原则（试行）》对小型堆应急干预水平的规定基本一致，两者均基于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB 18871-2002）[13]给出了设计基准事故、严重事故情况下的剂量控制值要求。
对于船用小堆，应急干预水平的设置也应遵循上述原则及标准要求：所有设计基准事故和大多数严重事故，应急计划区外的个人可能受到的有效剂量和甲状腺剂量一般不大于GB 18871-2002规定的通用优化干预水平如表1所示；对于最严重事故，应急计划区外的个人可能受到的最大预期剂量一般不大于GB18871-2002规定的任何情况下均应进行干预的剂量水平，如表2所示。
2.4  烟羽应急计划区大小
文章基于国内首个基于浮式核电站开发的船用小堆ACP100S的源项数据，采用上述划分准则、源项选取原则、剂量评估方式，初步给出船用小堆停靠港区时的烟羽应急计划区半径推荐值。
2.4.1 设计基准事故后果
文章选取ACP100S堆型的失水事故和燃料操作事故作为典型设计基准事故场景：失水事故属于极限事故，假设一回路发生破口，造成冷却剂流失，最终导致约10%燃料组件发生损伤，燃料包壳间隙中的惰性气体、碘和铯等放射性物质泄漏到一回路中，经破口进入安全壳大气，最终通过安全壳不严密处释放到环境中；燃料操作事故也属于极限事故，假设一组乏燃料组件在操作过程中跌落至乏燃料水池内，造成该组件内所有燃料元件包壳破裂。由于乏燃料操作在水下完成，包壳间隙中的所有裂变产物将首先释放到燃料储存区的水中，经过水层过滤后进入厂房大气环境，再经过厂房不严密处或通风系统向环境释放。
选取某停靠港区典型气象条件作为计算输入，在船用小堆事故发生后2 d和7 d内，采用PAVAN模型计算得出距反应堆不同距离处的总有效剂量和甲状腺剂量，依据GB 18871-2002规定的10 mSv隐蔽通用优化干预水平、50 mSv撤离通用优化干预水平和100 mGy
表1    紧急防护行动的通用优化干预水平
紧急防护行动
隐蔽
撤离
碘防护
时间
2 d
7 d
100 mGy（甲状腺的可防止的待积吸收
剂量）
剂量
10 mSv
50 mSv
表2    任何情况下预期均应进行干预的剂量行动水平
器官或组织
2 d内预期吸收剂量/Gy 骨髓
1
肺
6
皮肤
3
甲状
腺
5
眼晶
体
2
性腺
3图3  失水事故造成的2 d和7 d剂量后果
碘防护通用优化干预水平，对不同距离处的计算剂量结果进行评价，给出失水事故（见图3）和燃料操作事故（见图4）的评价结果。其中，由于燃料操作事故的释放时间为2 h，事故后的2 d 有效剂量与7 d 有效剂量相同。
计算结果显示，距反应堆200 m 处，失水事故造成2 d 有效剂量为3.23 mSv，7 d 有效剂量为3.24 mSv，7 d 甲状腺剂量为31.2 mGy，均低于规定的相应通用优化干预水平；距反应堆300 m 处，燃料操作事故造成的2 d 有效剂量和7 d 有效剂量均为6.4 mSv，7 d 甲状腺剂量为92.6 mGy，也均低于规定的相应通用优化干预水平。2.4.2 严重事故后果
文章基于ACP100S 堆型的设计特征，选取失水事故始发的严重事故作为代表性严重事故场景开展分析。同时，参考美国核行业管理导则《评价压水堆失水
事故的潜在辐射后果的假定》（RG 1.183）[14]
的假设与
参数，考虑了全堆芯熔化事故情景，以确保应急计划区测算结果具有足够的裕量。
采用MACCS 模型对失水事故始发严重事故和RG1.183大破口失水事故的
2 d 和7 d
剂量后果进行计算，得出50%、90%、
reactor495%、99.5%概率水平的计算结果。
图5  失水事故始发严重事故造成的2 d 有效剂量
图6  失水事故始发严重事故造成的7 d 有效剂量
图7  失水事故始发严重事故造成的7 d 甲状腺剂量
图8  RG1.183大破口失水事故造成的2 d 有效剂量
图4  燃料操作事故造成的剂量后果
在不同气象概率水平下，失水事故始发严重事故发生后的2 d、7 d 有效剂量和7 d 甲状腺剂量后果评价分别如图5~图7所示；RG1.183大破口失水事故造成的2 d、
7 d
有效剂量和7 d 甲状腺剂量后果评价分别如图8~图10所示，
结论如下。
（1）对于失水事故始发严重事故，
99.5%概率水平
图9  RG1.183大破口失水事故造成的7 d 有效剂量
图10  RG1.183大破口失水事故造成的7 d 甲状腺剂量
图11  RG1.183大破口失水事故超越指定有效剂量的概率

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