核电厂对环境的放射性污染及其防治

本文调查研究了世界范围内和我国正在运行的核电厂放射性污染物向环境的排放及其对公众的照射，历史上发生的核电厂严重事故对环境的放射性污染及其后果，我国对核电厂放射性污染防治的管理和国际组织、美国、德国等对放射性污染防治的立法情况，并对我国在核电厂放射性污染防治方面尚存在的一些问题提出了意见，建议进一步加强相关的法制建设和加强核电厂环境放射性污染防治的监督。

制定核电厂应急行动水平的方法学

制定应急行动水平对实施核电厂应急计划的有效性起着重要的作用。本文首先说明我国核安全法规对制定核电厂应急行动水平的要求 ,简单回顾美国制定应急行动水平方面的发展情况 ,着重介绍美国和国际原子能机构制定核电厂应急行动水平的方法学 。

根据核电厂工况进行应急防护决策

介绍了美国核管会 (NRC)和国际原子能机构 (IAEA)有关在严重事故期间根据核电厂工况进行防护决策的方法 ,特别是制定核电厂应急行动水平、根据核电厂工况进行堆芯损坏评价、估计源项和确定防护行动的方法。为提高我国核电厂应急响应的有效性 ,提高在事故期间进行防护决策的科学性 ,建议我国应尽快掌握和研究制定核电厂应急行动水平。

我国核事故后果评价/决策支持系统开发的状况、要求和建议

本文介绍了我国核应急响应期间事故后果评价 /决策支持系统开发的状况 ,特别是开发的技术路线 ;依据我国三级核应急组织体系的基本职能、现有法规等对三级核应急组织在后果评价方面的要求 ,提出了三级核应急组织的后果评价 /决策支持系统的基本功能、分工的见解及其说明 ,最后提出了开展相关工作的建议。

我国在建核电厂烟羽应急计划区大小的研究和建议

用偏保守的压水堆核电厂堆芯熔化事故源项和我国在建核电厂厂址资料,分析事故后果,与选定的干预水平相比较,导出了这些核电厂烟羽应急计划区的大小,并与美国相类似的推导和结果进行了比较。根据我国的实际情况,部份地根据上述分析,建议我国核电厂(压水堆类型)烟羽应急计划区可按堆功率的大小和厂址条件选择等于或小于10公里,计划撤离的半径等于或小于5公里。

对香港的辐射应急计划的评论

本文评述了英国人尼尔·A和戴维斯·M为香港政府研究大亚湾核电厂环境问题提交的顾问报告书“应变计划”,讨论了适宜香港的应急防护措施、事故时的饮水问题和该报告书中对我国政府提出的要求。根据国际标准和香港及大亚湾核电厂的具体情况,本文强调香港毋需制定有关撤离、迁置和普遍发放碘片措施的应急计划,宜重视加强及时通报事故信息和应急监测能力;并建议对饮用水的应急防护问题作进一步的研究。

核或辐射应急计划基本概念的最新发展

自 90年代以来 ,特别是切尔诺贝利事故后 ,ICRP明确提出了干预的辐射防护体系 ,核或辐射应急计划的很多方面有了进一步的发展 ,国际组织 (ICRP、IAEA等 )对他们原先的建议进行了若干重要修改 ,其中包括干预水平、应急计划类型、应急计划区、应急等级和集成应急计划等基本概念。与此同时 ,国际上对先进核电厂要求从设计上减少事故对场外的影响 ,免除对周围居民快速撤离之类的应急计划要求。本文对这些基本概念的发展及其含义作了综合介绍 ,进行了讨论并提出了建议。

核设施事故场外后果的预测和评价

介绍和评论了核设施事故场外后果的实时评价模式及其选择，提出了我国核电厂实时应急剂量评价宜采用的模式的建议。文章还说明了后果预测结果的不确定性，后果预测与防护决策的关系。

各国核电厂场外应急计划的比较

本文分析和比较了各国核电厂的应急计划,特别是场外应急的干予水平和应急计划区,讨论了我国干予水平、核电厂应急计划区和香港核应急计划几个实际问题。

核电厂应急计划中若干问题和概念的讨论

本文讨论了我国核电厂应急计划和应急准备中所关心的若干问题，阐述了应急计划中一些基本概念；弄清这些问题和概念，对推动和恰当地进行应急准备可能是重要的。

核事故后果的概率评价计算机程序CRACBJ

CRACBJ 是用于广东大亚湾核电站概率安全评价潜在事故厂外后果和风险分析的计算程序,是在 CRAC2 的基础上修改而成。本文介绍了修改的目的、主要的修改内容和用于大亚湾厂址的适宜性,同时介绍了 CRACBJ 和 CRAC2 的 VAX 机版本。

5MW低温核供热试验站的应急计划与应急演习

本文主要介绍5MW 低温核供热堆应急计划的主要内容及其编制中的一些考虑,并介绍了运行前应急准备实施情况和一次应急演习的实况。

商用低温核供热站潜在事故环境影响和厂址选择

介绍了国外核供热站安全评价和潜在事故环境影响估计.根据我国拟建中200MW核供热站潜在事故后果初步分析结果表明,商用核供热站靠近城市不会给公众带来不适当的风险.此外在我国和国际核安全法规和导则框架内还讨论了核供热站的应急计划和选址准则.由于核供热站的高安全水平,在其周围不需要场外应急撤离计划,人口分布不应是核反应堆选址的决定因素.但从尽可能合理低的辐射防护原则考虑,建立约2km半径的限制发展区和必要的环境辐射应急监测及应急通讯则是有利的.

堆底熔穿事故的场外后果及其对策

在压水堆核电站应急计划和应急响应中,堆底熔穿事故占有重要位置。本文用法国核电厂事故源项S_3(对应于堆底熔穿事故)计算了在典型气象条件下的场外放射学的后果,根据一般防护决策原则和我国颁布的干预水平,提出了保护公众的应急防护措施的建议。

核电厂事故后果的概率安全评价方法学

本文主要介绍概率安全评价（ＰＳＡ）中的事故后果评价（ＡＣＡ）方法学以及与此相关的内容，如ＡＣＡ输入的源项、模式参数对后果的影响、评价ＡＣＡ结果的概率安全准则；同时结合广东大亚湾核电站ＰＳＡ中的后果和风险分析，说明ＡＣＡ中模式和参数的使用。文中还列举说明了ＡＣＡ在应急计划中的应用。

对放射性物质释放越界影响的应急响应和双边协定

阐明对放射性物质释放具有超越国界影响的响应的有关国际准则，以及当出现这类事故时需要交换的信息和资料；讨论了事故国和受影响国（或地区）缔结双边或多边协定的一些重要问题。

关于我国核应急决策支持系统建设的实施建议

作为我国三级应急管理体系的一个重要组成部分 ,目前已初步在国家、省级地方和核电厂三个层次上建立了核应急决策支持 /事故后果评价系统 (以下统称为“核应急决策支持系统”) ,并在这些系统的研究开发、应用与维护等方面积累了宝贵的经验。与此同时 ,如何保证这些系统及其使用能够在真实事故情况下给出准确的评价和预报 ,日益受到有关方面的高度关注。本文在概要介绍我国核应急决策支持系统的开发与应用现状及其存在的主要问题的基础上 ,就如何建立国家、省级地方与核电厂三级有机统一的核应急决策支持系统 ,对三级系统的功能划分、模式比对和数据共享等问题做了初步探讨 。

IAEA推荐的操作干预水平OIL1和OIL2缺省值的导出及其适宜性的初步研究

本文简要介绍了操作干预水平 (OIL)的概念、应用和IAEA建议的缺省值及其导出方法 ,运用有代表性的美国《反应堆安全研究》的事故源项和法国严重事故源项 (S1 ,S2 ,S3 ) ,着重研究了压水堆事故下OIL缺省值导出假定的两个参数R1(总有效剂量率和烟羽外照射剂量率的比值 )、R2 (甲状腺剂量率和烟羽外照射剂量率的比值 )数值的合理性。初步研究表明 ,对所研究的事故类型 ,平均来说 ,R1、R2 参数取值和相应的OIL1、OIL2缺省值是适宜的 ;但对不同事故类型计算得出的OIL与其缺省值存在一定的偏差。相对事故源项来说 ,事故天气条件以及距离对R1、R2 的影响较小 (PWR1～PWR7中R1、R2 的数值随距离变化的最大值约为最小值的 2倍 ;而在大气稳定度类别为A、D和F这三类气象条件下 ,PWR1～PWR6平均的R1、R2 数值与缺省值假定计算条件设定值的最大偏差大约为 5 0 % )。因此 ,在实际应急响应中运用OIL缺省值时 。

江苏省核应急管理与指挥决策支持系统的研究

在核应急响应期间,为确定公众防护的正确决策,需对大量场内、外的数据和信息进行科学分析和统一管理,并从大量的核应急原始数据和加工、处理后得到的信息中挖掘对决策有用的信息,以便捷直观的方式提供给决策者。本文设计了一个基于网络的、指挥及响应信息通畅的计算机管理信息系统——江苏省核应急管理与指挥决策支持系统,能解决数据形式和结构复杂、信息形式缺乏规范、外部接口多、用户需求多样、信息处理时间短、输出直观性要求高等难题。该系统综合了后果评价和预测子系统、应急信息子系统、文件处理子系统、地理信息子系统和操作干预水平计算子系统,能在事故期间处理来自核电厂场内、外的各种信息,为应急管理及指挥决策及提供技术支持,提高应急管理和指挥决策的科学性及技术含量。

广东省核应急管理与指挥决策支持系统的初步设计

本文简要介绍了国内外有关核应急管理信息系统方向上的进展和研究,提出了广东省核应急管理信息系统的初步设计构想。其开发目的在于完成一个基于网络的、指挥及响应信息通畅的计算机软件系统,能在事故期间接受、贮存、分析、处理和发布来自核电厂场内、外的各种信息,为应急的管理及指挥决策及提供技术支持,提高应急管理和指挥决策的科学性及技术含量,以保护公众、保护环境。该系统基于网络和地理信息系统进行开发,包括(1)操作子系统;(2)后果实时预测与评价子系统; (3)操作干预水平(OIL)计算子系统; (4)辐射监测剂量(率)子系统; (5)信息发布和管理子系统; (6)防护决策支持子系统; (7)指挥命令发布与文件处理子系统。