徐廣鐸，余文生，王金秋，曹建主

（1.中核能源科技有限公司，北京 100193；2.清華大學(xué)核能與新能源技術(shù)研究院，北京 100084）

低溫核供熱堆技術(shù)的研究始于80 年代初，1989 年清華大學(xué)成功建成5 MW 低溫核供熱試驗(yàn)堆并完成連續(xù)三年供暖實(shí)驗(yàn)運(yùn)行，同時完成了各項(xiàng)實(shí)驗(yàn)，取得大量的研究成果，通過了國家核安全局組織的為期一年半的全面安全評審，并獲得國家科技進(jìn)步一等獎，是國際上公認(rèn)的先進(jìn)反應(yīng)堆技術(shù)[1]。

在5 MW 核供熱試驗(yàn)堆建成和連續(xù)安全運(yùn)行的基礎(chǔ)上，清華大學(xué)經(jīng)過技術(shù)攻關(guān)和相關(guān)的工程驗(yàn)證，保持了試驗(yàn)堆的設(shè)計(jì)理念和安全特性的同時，先后研發(fā)出了 NHR200-Ⅰ型和NHR200-Ⅱ型兩種堆型，考慮實(shí)際應(yīng)用場景需靠近熱用戶，核供熱堆在設(shè)計(jì)中采用了固有安全、非能動安全等提高安全性的設(shè)計(jì)理念，通過“一體化布置、全功率自然循環(huán)、非能動的余熱排出系統(tǒng)、非能動的注硼系統(tǒng)”等先進(jìn)技術(shù)，排除了堆芯放射性物質(zhì)的大規(guī)模泄漏的可能性，基于核供熱堆的安全特性，對應(yīng)急預(yù)案進(jìn)行適當(dāng)簡化，對于提升核供熱堆經(jīng)濟(jì)性具有重要意義，本文針對可信的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，對 NHR200-Ⅱ型核供熱堆事故后果進(jìn)行了測算，并與國標(biāo)及“小型壓水堆核動力廠安全審評原則”等進(jìn)行了對比，進(jìn)而提出應(yīng)急計(jì)劃區(qū)的劃分和應(yīng)急預(yù)案簡化的建議。

1 低溫核供熱堆安全特性

1.1 低溫核供熱堆的安全原則

NHR200-Ⅱ型核供熱堆技術(shù)是在保持NHR200-Ⅰ型的安全特性和技術(shù)特性的基礎(chǔ)上，通過適當(dāng)提高反應(yīng)堆內(nèi)設(shè)計(jì)運(yùn)行壓力和溫度，將三回路出口飽和蒸汽的參數(shù)提高到1.6 MPa、201 ℃（見表1），除可應(yīng)用于集中供熱和熱法海水淡化領(lǐng)域外，還可廣泛應(yīng)用于工業(yè)蒸汽、熱膜混合法海水淡化、集中制冷以及熱電聯(lián)供等領(lǐng)域。NHR200-Ⅱ型核供熱堆技術(shù)作為我國非電領(lǐng)域的能源結(jié)構(gòu)調(diào)整的重要技術(shù)途徑，是低碳、清潔的替代能源，采用 2 ×200 MW 的NHR200-Ⅱ型核供熱堆供熱，與同等規(guī)模燃煤鍋爐相比，每年可以少排放 1 萬 t煙塵、1.2 萬t 二氧化硫、3 200 t 氮氧化物、77萬t 二氧化碳和10 萬t 灰渣等有害氣體或固體[2]，因此核能供熱具有極大的環(huán)境效益，也有助于“碳達(dá)峰碳中和”目標(biāo)的早日實(shí)現(xiàn)。

表1 NHR200-Ⅰ型與NHR200-Ⅱ型核供熱堆主要技術(shù)參數(shù)對比Table 1 Comparison of main technical parameters between NHR200-Ⅰ and NHR200-Ⅱ nuclear heating reactors

供熱堆的應(yīng)用場景通常在靠近人口稠密的區(qū)域，其安全性要求應(yīng)高于常規(guī)核電廠，因此NHR200-Ⅱ核供熱堆設(shè)計(jì)上遵循如下安全原則：不僅在核供熱堆正常運(yùn)行和發(fā)生設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故時，甚至在超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故和純粹假想的嚴(yán)重事故工況下，均應(yīng)保護(hù)站區(qū)工作人員的健康、安全，免受放射性的過量輻射；保證不讓超過限值的放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境里去；廠區(qū)邊界外無撤離、隱蔽等應(yīng)急行動要求。為此，核供熱站應(yīng)滿足如下基本安全要求：

（1）在任何工況下為安全停堆和維持停堆狀態(tài)提供必要和可靠的手段；

（2）為排出堆芯余熱提供必要和可靠的手段；

（3）提供必要的手段確保放射性物質(zhì)向熱網(wǎng)和環(huán)境的釋放不超過規(guī)定的限值；

（4）確保不會發(fā)生堆芯熔化事故，在任何工況下，不需要依賴撤離、隱蔽等應(yīng)急行動。

1.2 低溫核供熱堆安全特點(diǎn)

為滿足設(shè)計(jì)安全目標(biāo)，NHR200-Ⅱ型核供熱堆具有以下的安全特點(diǎn)。

（1）一體化設(shè)計(jì)

NHR200-Ⅱ型核供熱堆采用一體化布置方式，整個一回路系統(tǒng)都在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)，系統(tǒng)壓力靠壓力容器上部自穩(wěn)壓氣空間內(nèi)的飽和蒸汽及所充入的氮?dú)鈽?gòu)成的混和氣體壓力維持，在壓力容器上沒有任何外延的粗管道，因此極大地降低了發(fā)生反應(yīng)堆冷卻劑流失事故的可能性和事故后果的嚴(yán)重性。

（2）自然循環(huán)冷卻方式

NHR200-Ⅱ型核供熱堆一回路系統(tǒng)采用全功率自然循環(huán)冷卻，沒有轉(zhuǎn)動部件，不需要外部動力源來維持堆芯載熱劑的流動；同時，反應(yīng)堆余熱排出系統(tǒng)也是采用自然循環(huán)冷卻方式，即在余熱排出鏈上，除了閥門外，沒有任何其他的能動部件，因此極大地提高了堆芯冷卻的安全可靠性，即使在發(fā)生全廠停電事故情況下，只要有小容量的可靠電源用以操作閥門，堆芯余熱就能暢通無阻地排向熱阱。

（3）多重回路設(shè)計(jì)

NHR200-Ⅱ型核供熱堆設(shè)置中間回路，將具有放射性的一回路與蒸汽供應(yīng)回路隔離開。中間回路的工作壓力高于反應(yīng)堆一回路系統(tǒng)，因此，在一般情況下，即使一回路的界面（主換熱器）有泄漏，也只是中間回路的水流入堆內(nèi)。這樣就可確保蒸汽供應(yīng)回路輻射安全。

（4）良好的失水響應(yīng)特性

NHR200-Ⅱ型核供熱堆采用一體化布置方式，壓力容器上沒有大的引出管，因此完全排除了發(fā)生大破口失水事故的可能性。同時，所有直接與冷卻劑壓力邊界相連的小口徑工藝管道都考慮了防止冷卻劑流失的特殊措施?？傊?，對NHR200-Ⅱ型核供熱堆來說，在任何可信的事故情況下，都不可能發(fā)生堆芯失去冷卻的現(xiàn)象。

綜上所述，NHR200-Ⅱ型核供熱堆采用一體化布置，從根本上排除了大破口失水事故的可能性，一回路采用全功率自然循環(huán)，同時具備自然循環(huán)的余熱排出系統(tǒng)，因此，NHR200-Ⅱ型核供熱堆具備固有安全性，不會發(fā)生堆芯放射性物質(zhì)的大規(guī)模泄漏。

2 我國先進(jìn)小型堆應(yīng)急簡化的法規(guī)基礎(chǔ)

2.1 我國對于核設(shè)施應(yīng)急的基本法規(guī)要求

在國家標(biāo)準(zhǔn)《核電廠應(yīng)急計(jì)劃與準(zhǔn)備準(zhǔn)則 第1 部分：應(yīng)急計(jì)劃區(qū)的劃分》（GB/T 17680.1）[3]中對應(yīng)急計(jì)劃區(qū)的劃分進(jìn)行了規(guī)定，通過計(jì)算事故通過煙羽照射途徑使公眾可能受到的預(yù)期劑量和采取特定防護(hù)行動后的可防止的劑量，并估計(jì)可能被污染的食品和飲用水的污染水平，在與《電離輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)》（GB 18871）[4]所規(guī)定的相應(yīng)的通用優(yōu)化干預(yù)水平或行動水平進(jìn)行比較，確定應(yīng)急計(jì)劃區(qū)的范圍大小，使在所確定的應(yīng)急計(jì)劃區(qū)的范圍之外，事故可能導(dǎo)致的公眾劑量和食品與飲用水的污染水平分別低于相應(yīng)的通用優(yōu)化干預(yù)水平和行動水平。根據(jù)《電離輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)》（GB 18871），各項(xiàng)干預(yù)水平和行動水平如下：

（1）隱蔽的通用優(yōu)化干預(yù)水平是：在2 天以內(nèi)可防止的劑量為10 mSv。決策部門可以建議在較短期間內(nèi)的較低的干預(yù)水平下實(shí)施隱蔽，或者為便于執(zhí)行下一步的防護(hù)對策（如撤離），也可以將隱蔽的干預(yù)水平適當(dāng)降低。

（2）臨時撤離的通用優(yōu)化干預(yù)水平是：在不長于一周的期間內(nèi)可防止的劑量為50 mSv。當(dāng)能夠迅速和容易地完成撤離時（例如對于小的人群），決策部門可以建議在較短期間內(nèi)的較低的干預(yù)水平下開始撤離。在進(jìn)行撤離有困難的情況下（例如大的人群或交通工具不足），采用更高的干預(yù)水平則可能是合適的。

（3）碘防護(hù)的通用優(yōu)化干預(yù)水平是100 mGy（指甲狀腺的可防止的待積吸收劑量）。

（4）食品通用行動水平如表2 所示，實(shí)際應(yīng)用時，應(yīng)將對不同核素組分別給出的水平值單獨(dú)應(yīng)用于相應(yīng)核素組中各種核素的活度的總和。

表2 食品通用行動水平Table 2 Food general action level

該標(biāo)準(zhǔn)還明確反應(yīng)堆煙羽應(yīng)急計(jì)劃區(qū)在以反應(yīng)堆為中心、半徑7～l0 km 范圍內(nèi)確定；煙羽應(yīng)急計(jì)劃區(qū)內(nèi)區(qū)的區(qū)域范圍，一般應(yīng)考慮反應(yīng)堆熱功率的大小，在以反應(yīng)堆為中心、半徑3～5 km 的范圍內(nèi)確定。在《國家核應(yīng)急預(yù)案》（2006 年版本）還規(guī)定“食入應(yīng)急計(jì)劃區(qū)系以核電廠為中心、半徑為 30～50 km 劃定的區(qū)域”，而在2013 年新版《國家核應(yīng)急預(yù)案》中沒有對應(yīng)急計(jì)劃區(qū)范圍做具體要求。

2.2 我國針對小型堆新出臺的管理規(guī)定

考慮到小型堆的特點(diǎn)，原有針對大型壓水堆應(yīng)急先關(guān)法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)并不能完全適用，因此國家相關(guān)管理機(jī)構(gòu)也正在不斷完善管理體系。

2016 年，國家核安全局發(fā)布了《小型壓水堆核動力廠安全審評原則（試行）》，文件提出了小型壓水堆核動力廠總的核安全目標(biāo)是：在小型壓水堆核動力廠中建立并保持對放射性危害的有效防御，以保護(hù)人員、社會和環(huán)境免受危害。該安全目標(biāo)旨在使小型壓水堆在設(shè)計(jì)上能夠達(dá)到一個目標(biāo)：“盡管管理當(dāng)局仍然可以要求設(shè)置外部干預(yù)措施，然而在技術(shù)上對外部干預(yù)措施的需求可以是有限的，甚至是可免除的”（國際原子能機(jī)構(gòu)在No.SSR-2/1“SAFETY OF NUCLEAR POWER PLANTS：DESIGN”[5]中的表述），為在技術(shù)上取消場外應(yīng)急提供了基礎(chǔ)。

2017 年10 月17 日，國家核事故應(yīng)急辦公室組織編制了《陸上小型壓水堆核應(yīng)急工作指導(dǎo)意見（試行）》，該文件提出了小型壓水堆核應(yīng)急應(yīng)遵循的工作原則，對于小型壓水堆的應(yīng)急計(jì)劃區(qū)的劃定，文件指出小型堆應(yīng)急計(jì)劃區(qū)的劃定應(yīng)遵循《核電廠應(yīng)急計(jì)劃與準(zhǔn)備準(zhǔn)則第1 部分：應(yīng)急計(jì)劃區(qū)的劃分》（GB/T 17680.1—2008）規(guī)定的總體原則和一般方法，結(jié)合小型堆的技術(shù)特點(diǎn)、事故分析、綜合因素等情況合理確定范圍。綜合考慮，小型堆應(yīng)急計(jì)劃區(qū)的范圍推薦值不大于3 km，具體范圍由營運(yùn)單位經(jīng)系統(tǒng)論證和科學(xué)測算后提出建議，按規(guī)定程序確定。對于小型堆核應(yīng)急準(zhǔn)備內(nèi)容，考慮小型堆技術(shù)特點(diǎn)，可根據(jù)項(xiàng)目具體情況、技術(shù)方案、廠址特征等實(shí)際情況，在嚴(yán)格的安全審評和技術(shù)評估基礎(chǔ)上進(jìn)行適當(dāng)優(yōu)化。

上述兩份文件是后續(xù)小型壓水堆設(shè)計(jì)和應(yīng)急工作開展的重要依據(jù)和參考，對小型堆應(yīng)急簡化已經(jīng)給出了一定鋪墊，NHR200-Ⅱ型核供熱堆在設(shè)計(jì)上遵循了《審評原則》提出的安全目標(biāo)和設(shè)計(jì)理念。

3 國外先進(jìn)小型堆應(yīng)急預(yù)案法規(guī)要求

國際上對小型核反應(yīng)堆應(yīng)急計(jì)劃區(qū)的設(shè)置尚未有統(tǒng)一定論，但基于小型核反應(yīng)堆更好的安全性適當(dāng)減小甚至取消場外應(yīng)急以提升小型核反應(yīng)堆的經(jīng)濟(jì)性和適用場景是各國研究和實(shí)踐的共同方向。

2013 年，西歐核管會（WENRA）發(fā)布了新核電站安全目標(biāo)[6]，報告提出假想堆芯熔化事故中放射性物質(zhì)的可能釋放將使距反應(yīng)堆3 km（接近IAEA 建議預(yù)防行動區(qū)范圍下限）之外不需采取應(yīng)急撤離，5 km（接近IAEA 建議的緊急防護(hù)行動計(jì)劃區(qū)的范圍下限）之外不需采取隱蔽和服用碘片。

2011 年，美國核管會發(fā)布文件介紹了核管會對小堆應(yīng)急預(yù)案的研究成果[7]，文件認(rèn)為小型堆的應(yīng)急預(yù)案應(yīng)考慮小堆源項(xiàng)較小、安全性高等特點(diǎn)，可設(shè)立一種半徑可變的應(yīng)急計(jì)劃區(qū)，并制定匹配的場區(qū)外應(yīng)急準(zhǔn)備要求，應(yīng)急計(jì)劃區(qū)的設(shè)立基于場區(qū)外劑量，使用環(huán)保署的保護(hù)行動準(zhǔn)則（PAG）值作為主要依據(jù)，當(dāng)場區(qū)邊界事故工況下劑量小于10 mSv 時，可不在場外建立應(yīng)急計(jì)劃區(qū)。

俄羅斯可以允許根據(jù)核電站具體情況設(shè)置應(yīng)急計(jì)劃區(qū)半徑，如KLT-40S 浮動核電站，場外應(yīng)急計(jì)劃區(qū)半徑設(shè)置為1 000 m[8]。此外，國內(nèi)外很多先進(jìn)小型堆設(shè)計(jì)者根據(jù)小堆技術(shù)情況給出了應(yīng)急計(jì)劃區(qū)半徑的方案[9]（見表3），這些方案中小型堆的應(yīng)急計(jì)劃區(qū)顯著小于大型壓水堆電站。

表3 部分先進(jìn)小型堆場外應(yīng)急計(jì)劃區(qū)半徑的估算Table 3 Estimation of the radius of the off-site EPZ for some advanced small nuclear reactors

4 核供熱堆的應(yīng)急計(jì)劃區(qū)測算

4.1 事故選取

按照《小型壓水堆核動力廠安全審評原則（試行）》中關(guān)于事故源項(xiàng)保守性和包絡(luò)性的要求，選取超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故——反應(yīng)堆壓力容器外控制棒引水管（反應(yīng)堆壓力容器外與一回路相連的最大直徑管道）雙端斷裂疊加兩道隔離閥失效計(jì)算事故源項(xiàng)，計(jì)算采用KORIGEN 程序，具體源項(xiàng)計(jì)算假定如下：

（1）事故前堆芯達(dá)到0.1%的燃料元件破損限值，并已長時間連續(xù)滿功率運(yùn)行到平衡循環(huán)末。

（2）事故的熱工水力學(xué)分析結(jié)果表明，此事故累積排放到安全殼的水量約為50 t（主回路總水量為144 t）；作為保守的計(jì)算，在分析此事故的環(huán)境影響時，保守地選取排放到安全殼的水量為60 t。

（3）事故發(fā)生后壓力容器上部氣空間中原有的全部放射性核素（主要是惰性氣體核素）以及60 t 主冷卻劑水中的放射性核素進(jìn)入安全殼?？紤]到主回路的狀態(tài)變化，在放射性釋放的計(jì)算中考慮了碘的尖峰效應(yīng)，主回路水中原有的碘的濃度增加100 倍。

（4）主冷卻劑水進(jìn)入安全殼后，碘的氣/水分配因子（分配因子定義為：當(dāng)液態(tài)和氣態(tài)處于平衡狀態(tài)時，氣相中的核素量與氣液兩相中核素總量之比）為10-2。

（5）安全殼向外泄漏過程中不考慮空氣中的碘在安全殼壁面和設(shè)備表面的吸附和沉積。

（6）安全殼的體積泄漏率設(shè)計(jì)值（峰值壓力下）為10%/d，并假設(shè)整個事故持續(xù)期間安全殼泄漏率維持該泄漏率。

（7）不考慮排放過程中的過濾。

4.2 計(jì)算參數(shù)選取

選擇某廠址2015 年10 月—2016 年9 月一整年的逐時氣象觀測數(shù)據(jù)，按照美國核管會管理導(dǎo)則RG1.145 的模式，采用PAVAN 程序計(jì)算大氣彌散因子。

劑量計(jì)算采用MACCS 程序，考慮放射性煙云γ輻射引起的外照射，地面放射性沉積γ輻射引起的外照射（待積時間7 天），吸入空氣中的放射性核素引起的內(nèi)照射。

劑量轉(zhuǎn)換因子，主要取自《電離輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)》（GB 18871—2002）、國際輻射防護(hù)委員會（ICRP）71 號出版物和國際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）19 號安全報告（2001）。

干沉積速率取自聯(lián)邦德國輻射防護(hù)委員會第十七卷出版物（SSK No.17）。氣溶膠，干沉積速率取1.5 × 10-3m/s；分子碘，干沉積速率取1.0 × 10-2m/s；有機(jī)碘，干沉積速率取1 ×10-4m/s。

呼吸率取自美國核管會管理導(dǎo)則RG1.195，其中0～8 h 時間段取3.5 × 10-4m3/s；8～24 h時間段取1.8 × 10-4m3/s；24～720 h（30 天）時間段取2.3 × 10-4m3/s。

4.3 事故輻射后果

按照上述源項(xiàng)假設(shè)條件下得到的放射性源項(xiàng)，計(jì)算了該假想事故發(fā)生期間，某供熱堆參考廠址下風(fēng)向上個人劑量隨距離的關(guān)系并與《審評原則》劑量限值的對比。

根據(jù)《審評原則》要求，對于小型壓水堆核動力廠的稀有事故和極限事故，其個人劑量限值分別確定為：在每發(fā)生一次稀有事故時，場址邊界上公眾個人（成人）在整個事故持續(xù)時間內(nèi)（一般可取30 天）可能受到的有效劑量應(yīng)控制在5 mSv 以下，甲狀腺當(dāng)量劑量應(yīng)控制在50 mSv 以下；在每發(fā)生一次極限事故時，場址邊界上公眾個人（成人）在整個事故持續(xù)時間內(nèi)可能受到的有效劑量應(yīng)控制在10 mSv 以下，甲狀腺當(dāng)量劑量應(yīng)控制在100 mSv 以下。對于核供熱堆超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的重要事件序列，場址邊界上個人（成人）在整個事故持續(xù)時間內(nèi)可能受到的有效劑量應(yīng)小于10 mSv。該要求比國標(biāo)GB 18871 和《核動力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定》（GB 6249—2011）[10]均更嚴(yán)格，體現(xiàn)了小型堆更高安全性的要求。計(jì)算結(jié)果和對比如圖1 所示。

圖1 超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下劑量計(jì)算結(jié)果與《審評原則》限值的比較Fig.1 Comparison of the dose consequences of a conservative BDBA and the limited dose in “Review Principles”

從圖1 的計(jì)算結(jié)果可以看出，在發(fā)生保守選取的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故—反應(yīng)堆壓力容器外控制棒引水管斷裂并迭加隔離閥失效的極端情況下，距反應(yīng)堆堆芯100 m 處的個人劑量仍然小于《審評原則》為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故規(guī)定的個人劑量限值，也遠(yuǎn)低于GB 18871 中推薦的緊急防護(hù)行動的通用優(yōu)化干預(yù)水平。對于一般廠址來說，場區(qū)邊界距離堆芯距離通常在200 m 以上，因此從技術(shù)上可以將煙羽應(yīng)急計(jì)劃區(qū)的范圍限制在場區(qū)邊界，也就是說在技術(shù)上可以不考慮場外應(yīng)急，為取消或簡化場外應(yīng)急的要求提供了技術(shù)基礎(chǔ)。

5 核供熱堆場外應(yīng)急簡化的建議

對于NHR200-Ⅱ型核供熱堆，場內(nèi)應(yīng)急仍然是必要的，應(yīng)當(dāng)按照國標(biāo)GB/T 17680.4[11]中的要求結(jié)合具體廠址條件制定應(yīng)急預(yù)案和執(zhí)行程序，建立場內(nèi)應(yīng)急的應(yīng)急組織機(jī)構(gòu)，配備相應(yīng)的應(yīng)急設(shè)施（包括控制室、輔助控制點(diǎn)或備用控制點(diǎn)、運(yùn)行支持中心、技術(shù)支持中心、應(yīng)急指揮中心、公眾信息中心、監(jiān)測評價系統(tǒng)、應(yīng)急通信系統(tǒng)等），制定應(yīng)急計(jì)劃和執(zhí)行程序，并做好應(yīng)急響應(yīng)能力的保持工作。

對于場外應(yīng)急，根據(jù)上文計(jì)算，從技術(shù)上說可以取消場外應(yīng)急，但目前尚缺少法規(guī)支持，根據(jù)本文2.2 節(jié)中《陸上小型壓水堆核應(yīng)急工作指導(dǎo)意見（試行）》要求，從堅(jiān)持縱深防御原則和公眾接受度等角度考慮，可根據(jù)具體廠址周邊的人口、環(huán)境情況，在不大于3 km 的范圍內(nèi)確定應(yīng)急計(jì)劃區(qū)，同時可優(yōu)化應(yīng)急準(zhǔn)備內(nèi)容，在保留部分場外應(yīng)急功能的同時，場外應(yīng)急的需求可以大幅進(jìn)行簡化，在職能上可更多考慮對場內(nèi)應(yīng)急的支援功能。

根據(jù)GB/T 17680.4 的要求，核電廠場外應(yīng)急預(yù)案應(yīng)包括的主要內(nèi)容如表4所示，其中總則、核電廠及其環(huán)境概況等通用性內(nèi)容的要求不變，其他各部分建議進(jìn)行簡化，具體內(nèi)容如下：

表4 核電廠場外應(yīng)急預(yù)案內(nèi)容Table 4 Contents of the off-site emergency plan of nuclear power plant

應(yīng)急計(jì)劃區(qū)：如上文討論，可根據(jù)具體廠址周邊的人口、環(huán)境情況，在不大于3 km 的范圍內(nèi)確定應(yīng)急計(jì)劃區(qū)。

應(yīng)急狀態(tài)分級：根據(jù)核事故性質(zhì)、嚴(yán)重程度及輻射后果影響范圍，我國核設(shè)施核事故應(yīng)急狀態(tài)分為應(yīng)急待命、廠房應(yīng)急、場區(qū)應(yīng)急、場外應(yīng)急（總體應(yīng)急），對于NHR200-Ⅱ型核反應(yīng)堆，如前文計(jì)算結(jié)果所表明，其事故后果基本可認(rèn)為不會擴(kuò)散到場區(qū)以外，因此在應(yīng)急狀態(tài)分級上可重點(diǎn)考慮前3 項(xiàng)，原則上不需要場外應(yīng)急，但綜合考慮核事故的非技術(shù)因素，公眾心理影響和接受度以及我國核應(yīng)急管理實(shí)際等情況，可保留場外應(yīng)急。

應(yīng)急組織及職責(zé)：省（自治區(qū)、直轄市）核事故應(yīng)急委員會、應(yīng)急辦公室、場外應(yīng)急響應(yīng)指揮部等從管理職能和公眾接受角度應(yīng)當(dāng)保留。專家咨詢組和有關(guān)專業(yè)組可保留，但其響應(yīng)職能可大大減少，除應(yīng)急監(jiān)測和事故評價外的交通管制、人員撤離及安置、去污洗消等理論上可以取消，在實(shí)際實(shí)施中可僅保留最基本的能力。核電廠所在地及相鄰地區(qū)的市（縣）核應(yīng)急準(zhǔn)備和響應(yīng)組織可取消或歸并到相關(guān)部門。

應(yīng)急設(shè)施和應(yīng)急設(shè)備：場外應(yīng)急指揮中心，場外應(yīng)急指揮中心可與當(dāng)?shù)仄渌呛嗽O(shè)施的應(yīng)急指揮中心兼容；場外應(yīng)急監(jiān)測中心應(yīng)保留；前沿指揮所、評價中心建議無需單獨(dú)設(shè)立，可以與場外應(yīng)急指揮中心、監(jiān)測中心整合公用以減少所需的人力物力成本。

應(yīng)急防護(hù)措施：由于場區(qū)外個人劑量不會達(dá)到相應(yīng)干預(yù)水平，原則上可以取消，但從公眾接受度和保守的角度出發(fā)，可保留一些最基本的能力即可，如人員撤離和臨時安置點(diǎn)、交通管制能力、洗消與去污點(diǎn)等這些功能通常可以與其他非核設(shè)施的應(yīng)急功能兼容。

應(yīng)急環(huán)境輻射監(jiān)測與評價：該部分功能建議全部保留，盡管場外劑量很小，但進(jìn)行監(jiān)測和評價仍然是非常必要的，且對于應(yīng)急決策和安撫公眾情緒等都具有重要意義。

應(yīng)急通知、通信和報警：對于場外應(yīng)急通信的要求可降低，但應(yīng)保證向公眾公布信息的渠道及時暢通。

應(yīng)急醫(yī)療救護(hù)：場外應(yīng)急醫(yī)療基本無需求，考慮對場內(nèi)應(yīng)急人員的應(yīng)急醫(yī)療需求的支援。

應(yīng)急能力的保持：場外演習(xí)可以簡化，比如演習(xí)過程中可不組織群眾參與，對于在場外應(yīng)急中已經(jīng)簡化的職能，如交通管制、人員撤離等可不作為演習(xí)重點(diǎn)，演習(xí)周期可適當(dāng)延長，同時演習(xí)內(nèi)容應(yīng)注重對場內(nèi)應(yīng)急的配合以及支援上。除輻射監(jiān)測外，其他的練習(xí)頻度可減少。

6 結(jié)論

NHR200-Ⅱ型核供熱堆為一種先進(jìn)小型堆，具有更好的安全特性，通過對保守選取的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故情況下的劑量計(jì)算表明，即便在極端事故情況下，NHR200-Ⅱ核電站場區(qū)邊界處的劑量值小于國內(nèi)規(guī)定限值，因而從技術(shù)上存在取消至少是簡化場外應(yīng)急的可行性。在借鑒國內(nèi)外在簡化先進(jìn)小型堆的應(yīng)急準(zhǔn)備的管理要求和實(shí)踐探索上，并考慮公眾接受度等影響，對NHR200-Ⅱ型核供熱堆場外應(yīng)急預(yù)案的簡化提出了具體建議。