GB T 17680.11-2008 核电厂应急计划与准备准则.第11部分 应急响应时的场外放射评价准则.pdf

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1、ICS 2712020F 77 园雪中华人民共和国国家标准GBT 17680112008核电厂应急计划与准备准则第1 1部分：应急响应时的场外放射评价准则Criteria for emergency planning and preparednessfor nuclear power plantsPart 1 1：Criteria for the conduct ofoffsite radiological assessment for emergency response20080324发布 2008-1 1-01实施宰瞀髁鬻瓣訾雠瞥星发布中国国家标准化管理委员会促19GBT 176801

2、12008目 次前言1 范围2规范性引用文件3术语和定义4剂量评价5释放特征的描述6剂量计算模式7剂量评价在防护行动决策中的应用8与场外应急组织的协调9剂量评价小组及人员培训【l1l234666刖 置GBT 176801 12008目前，GBT 17680(核电厂应急计划与准备准则分为以下12个部分：一第1部分：应急计划区的划分；。一第2部分：场外应急职能与组织；第3部分：场外应急设施功能与特性；第4部分：场外应急计划与执行程序；第5部分：场外应急响应能力的保持；第6部分：场内应急响应职能与组织机构I第7部分：场内应急设施功能与特性f一第8部分：场内应急计划与执行程序；第9部分：场内应急响应能

3、力的保持第10部分；核电厂营运单位应急野外辐射监测、取样与分析准则；第11部分：应急响应时的场外放射评价准则；第12部分：核应急练习与演习的计划、准备、实施与评估。本部分是GBT 17680的第1l部分，对应于美国国家标准ANSIANS 386：1995(核电厂应急响应时的场外放射评价准则。本部分与美国国家标准ANSIANS 386：1995的一致性程度为非等效。本部分由中国核工业集团公司提出。本部分由全国核能标准化技术委员会归口。本部分起草单位；清华大学核能技术设计研究院。本部分的主要起草人：刘原中。GBT 17680112008核电厂应急计划与准备准则第1 1部分：应急响应时的场外放射评价

4、准则1范围GBT 17680的本部分规定了核电厂发生或可能发生的放射性物质向环境释放的事故时所采用的辐射剂量评价简称剂量评价)准则。本部分适用于核电厂事故所致的场外辐射剂量的评价，包括预期评价和后续评价。2规范性引用文件下列文件中的条款通过GBT 17680的本部分的引用成为本部分的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单(不包括勘误的内容)或修订版均不适用于本部分。然而，鼓励根据本部分达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本部分。GBT 49605核科学技术术语辐射防护与辐射源安全(GBT 496051996，neq ISODIS921

5、：1992)GBT 176809核电厂应急计划与准备准则场内应急响应能力的保持GB 18871 电离辐射防护与辐射源安全基本标准(GB 18871 2002，neq IAEA安全系列)3术语和定义GBT 49605确立的以及下列术语和定义适用于GBT 17680的本部分。31应急emergency需要立即采取某些超出正常工作程序的行动，以避免事故发生或减轻事故后果的状态。同时，也是泛指立即采取超出正常工作程序的行动。32应急行动emergency action；EA为控制或减轻核事故或辐射应急状态的后果而采取的紧急行动。33应急行动水平emergency action level；EAL用作应

6、急分类基础的一种参数或准则。34应急计划区emergency planning zone；EPZ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的，制定有应急计划并作好应急准备的区域。35食入应急计划区ingestion EPZ针对食入照射途径(食入被污染食物和水的内照射)而建立的应急计划区。但食品和饮水控制通常不属于“紧急”防护对策。一般情况下允许根据事故释放后所进行的监测与取样分析来确定该区的实际范围与具体对策。在应急计划阶段考虑该区的范围和安排有关应急措施时应充分考虑这个因素。1GBT 1768011200836烟羽应急计划区plume EPZ针对烟羽照射途径

7、(烟羽浸没外照射、吸人内照射和地面沉积外照射)而建立的应急计划区，这种应急计划区通常又分为内、外两区：在内区应作好应急撤离和服用碘片的准备，外区则应作好应急隐蔽与服用碘片的准备。37应急环境辐射监测emergency environmental(radiological)monitoring：EEM在应急期为了确定人员所受照射和环境污染水平，在应急计划区所进行的室外测量的环境取样分析活动。注：也称野外监测。38扩散diffusion弥散的分量，该分量表征在传输过程中因湍流作用和浓度差引起的分子运动而使物质浓度在介质中沿传输路径的变化。39弥散dispersion物质在介质(例如大气、水体)中的

8、传输和传输过程中该物质的扩散这二者的联合效应。310场内onsite具有法定边界，受核电厂营运单位有效控制的核电厂所在区域。311场外offsite在场内之外的区域。312防护行动protective action；PA在应急响应期间和过后，为避免或减少电厂工作人员和公众成员受到的照射所采取的干预行动。313防护行动建议protective action recommendation；PAR有关执行防护行动的建议。314干预水平 intervention level；IL针对应急照射情况或慢性照射情况，预先制定的可防止的剂量水平，当达到或超过这一水平时，则应对公众采取相应的防护行动或补救行动。

9、4剂量评价41剂量评价的作用411 剂量评价是估计事故放射性释放对公众造成辐射剂量的方法。对于进展较快的事故，在事故的早期，可采用剂量评价来评估公众可能受到的辐射剂量，以验证基于事故时电厂损伤状态和工况参数而提出的防护行动建议的适宜性和事故早期防护行动决策的依据，以及确立受影响区域的各种环境辐射监测项目的优先次序。412 随着事故的进展，特别在事故的中、后期，应采用辐射监测的结果验证最初的防护行动建议、修改防护行动决策，并再确定受影响区域和环境辐射监测项目的先后次序。413对于进展较慢的事故，可以利用剂量评价系统提出一系列的应急防护行动建议，从而为核电厂2GBT 17680112008核事故应

10、急的初始评价和贯穿于整个应急过程中的后续剂量评价提供一种方法。42对应急响应组织的要求421 事故发生后，核电厂营运单位应急响应组织应尽可能迅速地对该事故的放射性释放作出场外辐射剂量评价，以便估计出场外人员可能受到的剂量。辐射照射可以来自于放射性烟羽和地面沉积引起的直接外照射或摄人(即吸入或食入)放射性物质引起的内照射。422对可能受到的辐射照射在早期评价中十分重要，地方和核电厂营运单位应急响应组织应利用剂量评价的结果对公众的防护行动做出决策。核电厂营运单位应急组织也可利用这些结果对场内工作人员的防护行动建议作出决策。43 剂量评价中涉爰的内容为更好地做好剂量评价工作，评价中涉及到的内容应包括

11、如下方面：a) 电厂状态及相应的征兆；b)事故类型；c)事故放射性释放源项(气载释放源项和液态释放源项)；d) 当前的和预期的气象条件；e) 滨河或滨海厂址的水文资料；f)环境监测数据。5释放特征的描述51概述511对于任何剂量评价，需要输入的重要参数之一是放射性释放源项，对于事故放射性释放可分为气载放射性释放和液态放射性释放。512为进行剂量评价和对应急行动分级，应定量给出释放源项。多数情况下只需给出气载释放源项，但有些事故也可能需要给出液态释放源项。气载释放源项包括：释放的放射性核素的数量和成分、释放速率、释放的启始时间和持续时间、释放高度和热量等。液态释放源项包括：释放的放射性核素的数量

12、和成分，释放速率、释放的启始时间和持续时间。513为正确地对应急状态进行分类，应把气载和液态流出物的释放大小同应急行动水平进行比较，以便正确地对应急状态进行分级，并把它应用到剂量评价过程中。52有监测的释放521 应提供放射性流出物排放浓度的在线监测结果。对于气载释放源项，应测量流出物中惰性气体，并根据安全分析报告给出的放射性核索比例推导出碘和粒子的排放活度。522有关气载放射性核素混合物的成分，应在专门的文件中给出对碘和惰性气体所做的各种假设、对混合物的核素成分进行的校正，以及停堆后进行的时间修正方法。53无监测释放或预计释放531 在核电厂最终安全分析报告中给出的假想事故释放源项数据不应作

13、为估计真实应急期间无监测释放的源项，但是在缺乏更为精确的数据时，可以把这些基于保守假设得出的源项数值作为释放数量级的上限。532应建立一组根据电厂事故状态而得出的事故释放源项数据，在事故时若没有真实的释放源项监测数据，则可根据事故时的电厂状态而给出事故释放源项。533可以利用电厂的取样监测结果，以及工艺和场所辐射监测结果为确定事故时的释放源项提供基础资料。534如果不能利用电厂事故状态的参数资料来估计事故释放源项，可以利用环境监测的测量数据并结合气象和水文资料来估计事故释放源项，但此种估计应十分谨慎。3GBT 176801 120086剂量计算横式61概述611应具备多种剂量评价手段，例如采用

14、计算机进行模式计算、采用计算器进行手算，采用预先编制好的剂量图表来进行估算，或利用这几种方式的组合。612除了徭要具备气载放射性释放的剂量评价能力之外，在某些情况下可能还需具备液体放射性释放的剂量评价能力，这取决于核电厂的位暨与水体之间或与公众饮用水源之间的相对关系。62模式的要求621剂量评价模式和它所需要的数据库应结合厂址和核电厂的情况，以体现出该电厂厂址周围的主要气象和地形(和水文)的特征，社会特征(例人口分布、土地和水资源的利用等)以及该电厂的事故放射性释放特征。为了体现当地的特征或影响，应该对计算中用到的与环境有关的某些参数(即模式参数中的缺省值)作实地调查。622模式中涉及到的气象

15、或水文部分应适合于应急时剂量评价的实时性和短期性的特征。在应急条件下，该模式所需的输人数据应该是一组能够合理地获取的自然环境参数和人文经济参数等。就气象部分而言，气象数据应能足够代表当地的弥散特性，特别是滨海厂址或位于复杂她形的厂址。623在发生事故应急时应根据需要选择合适的模式和评价手段，以便能满足应急评价及时、快速的要求。624剂量模式应能计算核事故中释放的主要放射性核素引起的剂量。对于气载放射性释放模式，一般应具有对下列照射途径进行计算的能力：a)放射性烟羽引起的外照射；b) 吸人烟羽中的放射性核素引起的内照射；c)地面放射性沉积物引起的外照射；d) 吸人地面放射性沉积物再悬浮引起的内照

16、射fe)食人污染的食物和饮水引起的内照射。对于液态放射性释放，应根据核电站厂址的具体环境情况来确定各种可能的照射途径。625计算的剂量至少应包括：预期剂量、可防止剂量、剩余剂量。6251对于预期剂量，至少应包括：有效剂量、甲状腺剂量。6252对于可防止剂量，至少应包括：采取隐蔽措施下2 d的有效刺量，采取撤离措施下1周的有效剂量，以及服碘后的甲状腺剂量。626 模式应提供各种源项特性的选择，例如，监测的读数值(总排放活度或排放浓度)、缺省的源项值。模式还应考虑到释放开始前的放射性衰变，以及输运过程中的放射性衰变的修正。627模式输人的基本要求。6271模式的数据输入应尽可能自动化，并应保留简化

17、的用户输入的人口，对用户的提示应十分醒目，格式要统一，有助于用户的使用。6272 模式的用户界面应更好地体现人一机对话特性，以便在应急响应条件下更方便、及时、有效和准确地运行该模式。6273模式应设计为可直接接受用测量单位表示的输人数据，不应要求用户必须通过人工换算来准备输入数据。为了帮助用户准备输入数据和检查数据，模式应具有把数据显示在计算机监示器屏幕上的能力，以便查看该数据的正确性和合理性。6274用户界面应能鉴别无效的或遗漏的数据，并为用户提供替代的输入，对那些无效的或遗漏的输人数据提供缺省值。6275应该提供用户在开始计算之前可以检查和编辑输入数据的手段。628模式输出的基本要求。GB

18、T 176801120086281模式的输出应格式化，以便于及时确定出应急状态、作出防护行动决策以及实施其他的应急响应功能。6282输出文件中应给出评价的日期、时间和必要的特征标志，并列表给出计算的输人参数和控制变量的选取，以作为计算结果的依据。6283输出文件中应保存对应急分级和防护行动决策有用的所有计算结果。629应该以文件的形式给出气象资料和基础资料的描述，以及剂量评价模式在使用中的限制条件。6210应该提供在应急响应期间，如何使用这些模式的实施步骤和方法。6211 政府机构使用的模式和执行这些模式得到的结果与核电厂使用的模式和得到的结果可能有差别。作为执行应急响应过程的一部分，应该对这

19、些模式和计算的结果进行比对，我出它们之间的差异，并对造成这些差异的原因进行分析，说明这些差异的合理性，并把它们做成相应的文件，以便在应急期间能够针对这些差异的关键问题进行协调。63大气传输和扩散评价模式631 大气传输与扩散模式应能够根据当前的气象数据计算出气载放射性物质释放之后当前的放射性弥散情况，和根据预报的气象数据估计出预期的弥散情况。632应该说明模式对核电厂事故源项的释放高度(例地面释放、高架释放或混合释放)和释放特征(例气态、粒子、化学形态和反应、释放热量、气流出口速度等)的适用性范围。633应该说明模式对厂址的气象特征、地形特征和电站建(构)筑物的适用范围，以及这些特征可能对烟羽

20、传输带来的影响，并针对这些影响作出的必要修正。634模式应可以提供有代表性的烟羽大小、位置和轨迹的估计。635模式应给出场区边界、烟羽应急计划区边界、食入应急计划区边界处的剂量率和时间积分剂量，也应有能够提供在应急计划区内其他感兴趣的地点(例医院、学校、重要居民点、场外应急指挥中心等)的这些数据，并应能提供最大剂量率和最大时间积分剂量点的计算。636剂量评价中的大气传输和扩散模式可分为两类：基本模式和提高模式。6361基本模式应有能力在开始分析的15 min内对烟羽应急计划区内的传输和扩散作出初步的估计和预测。典型的基本模式有直线高斯烟羽模式和分段高斯烟羽模式。6362提高模式应能够预测电厂周

21、围烟羽弥散的实际空问和时间的变化，估算和预测事故期间在烟羽应急计划区内烟羽的传输和扩散，可以利用这些估算结果来确定环境监测行动的优先次序，并可验证早期的估计值，也可为制定食入应急计划区防护行动的决策提供支持性材料。典型的提高模式有拉格朗日烟团模式、拉格朗日粒子模式，以及三维欧拉大气输运模式等。6363有许多大气传输和扩散模式都能满足基本模式和提高模式的要求。选择一个特定模式的基本要求是，它所得到的结果要能合理地代表预测区域的真实情况。6364基本模式一般只适用于较简单地形厂址的大气弥散计算，而对于复杂地形厂址或海岸厂址，由于基本模式不能对该厂址的大气弥散作出合理的计算，应尽量采用提高模式。63

22、7模式所需要输入的气象数据应能直接读取国家或地方气象台站通过网络系统提供的数据。638模式应能直接读取核电厂放射性流出物监测数据。639为模式提供数据的数据库系统应能够贮存至少释放前2 h的数据、释放后12 h的数据(以15 min为一个时间间隔)，以及释放后2周的数据(时间间隔可视具体情况而定)。64放射性液体排放的评价模式641放射性液体排放评价模式的主要目的是定量地确定进入公众饮水系统的放射性核素的活度。假如某核电厂排放到环境中的放射性液体有可能进入公众的饮水系统，则该核电厂应提供能够用于评价饮水系统的放射性核素浓度和对公众可能造成的辐射剂量的模式。642模式应能代表从排放点到受影响公众

23、获取饮水的水处理厂(或取水点)之间的真实传输和扩散，5GBT 17680112008并应能够在鉴别出真实释放或可能释放后的15 rain内，给出饮水处理厂(或取水点)水中放射性核索的浓度。643饮水污染虽然是一个重要的潜在照射途径，但也是十分有限的潜在照射途径，因而如果某核电厂对某一个别的照射途径特别敏感，则对这个途径也应有评价模式。7剂量评价在防护行动决策中的应用71核电厂营运单位的应急组织应对任何一个剂量水平可能超过GB 18871中规定的干预水平的事件给出详细的说明，并作出相应的剂量评价，以作为制定对公众防护行动建议的依据，在制定防护行动建议时要充分吸收地方有关部门的意见，以便结合当地的

24、具体情况。72在事故应急期间，场外应急组织应对核电厂营运单位应急组织根据剂量评价结果提出的防护行动建议进行评估，并结合当时当地的具体情况决定采取适宜的防护行动。73为尽量做到防护行动建议与环境辐射监测结果的协调一致，应该利用环境辐射监测得到的监测资料来验证防护行动建议的适宜性，以及核实基于气象数据和电厂释放源项数据而预测的剂量值。环境监测数据可以用来确定或调正最初的剂量估计值，但是在利用这些监测数据时应十分小心，因为相对于烟羽中心线而言烟羽真实路径的不确定性降低了环境测量定位的精确度，另外对于剂量估计值的调整也不应基于环境监测单次的瞬时测量值。74对于严重事故最初的防护行动建议应该以电厂的系统

25、状态为基础，可以采用堆芯损伤程度的征兆来确定出可能的放射性释放源项，通过剂量评价得出最初的剂量值，并以此作为最初防护行动建议的依据。75严重事故发生后，随着事故的进展应该利用实际的放射性释放量以及环境监测结果来修正剂量评价给出的剂量结果，并为下列应急响应行动提供支持：a)对于烟羽应急计划区内最初的防护行动建议是否应该扩大到附加的区域，或者最初建议中需要采取防护行动的区域是否可缩小；b)在最初防护行动建议中需要进行隐蔽的人群是否应该撤离或避迁，或者最初建议中需要进行撤离(或避迁)的人群是否可以不撤离(或避迁)；c) 为比较电厂选择的应急响应措施造成的潜在后果(例如，比较安全壳的晚期失效与早期通风

26、造成的潜在后果，以决定是否需要启动安全壳的早期通风)提供基础；d) 为制定食入应急计划区的防护措施提供较可靠的基础资料；e)为事故后的后果评价中的集体剂量计算提供支持性材料。76对于一些不太严重的事故(例如废气系统和废气贮罐失效造成的非控制放射性释放，乏燃料装卸事故引起的放射性释放，堆芯没有损伤情况下的蒸汽发生器传热管破裂事故引起的放射性释放等)，当预先制定的应急行动水乎和根据电厂状态提出的防护行动建议不适用的情况下，可以利用剂量评价结果作为相应事故情况下防护行动建议的基础。8与场外应急组织的协调81 核电厂营运单位与场外应急响应组织得出的剂量评价结果可能存在差异。为协调这个差异，除应进行结果

27、比对外，还应制定出核电厂与场外应急组织交换场外剂量评价资料的协议书，一旦发生核事故应急时便于快速、准确地交换资料。82交换协议书中至少应包括交换的方法、文件格式、计算中的假设，以及测量结果和单位等。9剂量评价小组及人员培训91剂量评价小组911 核电厂营运单位应有剂量评价小组，该小组应具备有多名合格的评价人员，核电厂运行时每班6GBT 17680112008至少应有一名合格的人员值班。评价小组人员应包括：负贵人、剂量评价人员和支持人员。912当应急响应组织启动之后，应该有足够的合格人员执行辐射荆量评价工作以便为公众防护行动建议提供可靠的依据。92人员培训921核电厂营运单位应按照GBT 176809的要求对辐射剂量评价人员进行培训，以便使他们有能力完成核事故应急的剂量评价工作，能够正确熟练地使用评价模式，以及对模式的计算结果作出合理的解释。922对辐射剂量评价人员最低要求的培训的内容有；计算模式的数学物理概念，数据库的使用，模式使用的限制条件以及计算结果的不确定性等。923人员培训最好在核电厂现场进行，因为在这里评价人员将会真实地熟悉该核电厂的设备和整体布局，以及当地的自然环境情况。