核电厂应急计划是核电厂纵深防御的重要构成。当核电厂出现紧急情况时，应急指挥或当班值长依照预先制定的程序和指标，快速判断事故等级，宣布进入应急状态，启动应急预案。

在IAEA TECDOC-955中明确：应急初始条件（IC）和应急行动水平（EAL）是核反应堆事故工况下用于确定公众防护行为及控制应急响应人员照射的体系中进行应急状态等级划分的重要指标^[1]。IC是预先确定的根据核电站发生或可能发生辐射应急情况应进入某特定应急状态的一套初始条件^[2]，其可以是基于“征兆的”（如超技术规范的一回路水位过低）、基于“屏障的”（如一回路破口）、基于“事件的”（如火灾）。EAL定义为用于识别和确定应急等级而预置的、特定的、可观测的准则，即是对应于进入某种应急状态初始条件所确定的可衡量阈值水平。EAL可以是仪表读数、设备状态、可测量参数、可确认的事件、分析的结果、应急运行规程的启用和其他应进入应急状态的情况。EAL除了要具备“基于事件”或“基于征兆”的特点外，最重要的是必须具有“可观察的”和“可操作的”特性。

IAEA的IC和EAL制定方法是以美国相关研究成果为基础建立起来的。早在1992年，美国核能及资源管理会发布的NUMARC/ NESP-007第2版中提出，将清水反应堆核电厂的IC和EAL按照：辐射水平/放射性流出物异常- Abnormal Rad Levels/Radiological Effluent（简称A类）、裂变产物屏障损伤或恶化- Fission Product Barrier Degradation（简称F类）、系统或设备故障- System Malfunction（简称S类）、影响电厂安全的危害和其它条件- Hazards and Other Conditions Affecting Plant Safety（简称H类）等分为四种识别类^[3]，在后期发布的导则NEI 99-01（2008）中进一步推荐为七种识别类^[4]，即增加了冷停堆/换料工况下系统或设备故障（C类）、长期卸料情况下系统或设备故障（D类）和与独立乏燃料贮存设施相关的事件（E类）。在EAL体系中进一步把停堆风险分析结果和存在源项形态等反映进去。

在“A类”识别类型中，有一组“基于放射性气载流出物异常”的IC（简称“气载流出物异常”）是令人关注的。对于气载流出物异常类的EAL值则需要通过相关计算推导，才能给出利于操作员直观判断的数值水平。本文以下将针对该类EAL推导中的一些问题进行讨论。

1 气载流出物类EAL释义及推导方法

应急行动矩阵表（ICs/EALs矩阵）是一个能直观反映各应急状态下IC对应EAL的矩阵，并在各核电站得到广泛应用。

ICs/EALs矩阵针对不同的应急状态等级，按照识别类型划分，列出触发不同应急状态所对应的初始条件IC及对应的EAL阈值。NEI 99-01中明确指出“对流出物异常类的IC应尽可能给出多种不同形式的EAL”，且要便于决策者及时进行合理的应急分级。

我国核安全局自2008年开始组织进行适用于我国核电厂IC和EAL制定的技术体系研究，并完成了《压水堆核电厂应急行动水平制定（征求意见稿）》的制定。在充分学习和借鉴我国相关法规、美国核管会（NRC）和国际原子能机构（IAEA）技术文献的基础上，结合我国具体情况，提出了采用A、S、F、H等4种识别类的初始条件—应急行动水平制定方法^[5]，并将NEI99-01（Rev.5）的思想进行了吸收与合并，提出了我国应急行动水平制定的格式与内容。因此，各核电厂均是以IC/EAL矩阵表的形式给出了应急状态分级下4个识别类A、S、F、H的IC和EAL，但矩阵表中的形式和内容间略有差异^[6]。

在《压水堆核电厂应急行动水平制定（征求意见稿）》的附件中对ICs/EALs矩阵给出了的明确的建议格式，附表A是针对识别类A：放射性释放异常的ICs/EALs，其与NEI99-01（Rev.5）的Table 5-A-1提出的矩阵结构和基本内容相同，但对应于不同应急状态下的不同初始条件则给出了更具体的针对性EAL建议。例如对应于进入“场外应急（G）初始条件IC-AG1”：在实际或预期排放时间内，任何非计划排放的气态放射性流出物，用实际气象条件计算出的场区边界处或场区边界处有效剂量大于10 mSv，或甲状腺吸收剂量大于100 mGy。其对应的应急行动水平可以采用多种形式表征，如：对气载流出物的监测数据、场区的辐射监测数据、场地巡测取样数据、实时剂量评价结果等形式的EAL^[7]。但触发场外应急行动水平的监测阈值则通过计算导出的。

以EAL1-AG1为例，它对应于“场外应急初始条件IC-AG1”，以“辐射监测仪表有效读数大于核电厂特定值”为指标，表征为平均气象条件下因事故释放气载放射性物质引致厂址边界人员“全身剂量超过10 mSv或甲状腺剂量超过100 mGy”（GB 18871–2002 附录E中隐蔽通用优化干预水平），出现该应急行动水平则达到触发场外应急的初始条件。但一方面“全身剂量超10 mSv”或“甲状腺剂量超100 mGy”并不是个可直接获取的测量值，它需要通过“核电厂特定值”这个可直接观测指标去触发；另一方面，EAL必须给出个一个量化阈值，而不能如NUMARC/NESP-007中采用的如“快速”、“明显”等非量化表述。

因此，要给出ICs/EALs矩阵中的这些量化阈值，则需要对事故工况气载放射性释放后果进行计算，得到释放浓度与人员剂量间的关系，再根据干预水平反推导出EAL（核电厂特定值）。国际上有很多种软件均适用于做该类计算，如InterRAS和RASCAL等。但在软件计算中仍需注意气象参数、释放参数，以及释放距离与适用扩散模式等方面的选取和考虑^[8]，这些在文中不做论述。以下文中将对推导气载流出物类EAL有较大影响的一些因素进行讨论。

2 对气载流出物类EAL推导相关问题的探讨 2.1 延迟释放和核素衰变对流出物中核素比份的影响

EAL是厂界人员辐射剂量对事故工况下放射性排放浓度的反映。不同释放核素对人员的辐射影响不同。需要注意的是，在不同停堆时刻释放的流出物中核素比分的变化将会对导出EAL结果带来明显影响。实际上，事故中流出物释放的时间难以确定，其释放可能在停堆前或停堆后的不同时刻。

通常可认为在停堆前，堆内各种放射性核素基本稳定，即达到放射性平衡状态。因此如停堆前释放的源项可以参照堆芯寿期末的核素组成。

对停堆后释放，由于流出物中的短寿命核素存在，在一定时间内短寿命核素会快速衰减。因此释放时间相对于停堆时间，其延迟释放时间将导致源项中各核素比分发生显著变化，当然导出的EAL也就存在差异。以气态碘为例，图1给出在不同延迟释放时间后不同碘同位素在总活度中份额的变化。

从气态碘同位素随释放时间延迟的衰变情况看，碘同位素中¹³¹I的份额随释放延迟的时间增大。在停堆前¹³¹I占总活度的份额只有11%，停堆24 h后的份额已达到42%，而在停堆48 h后的份额竟然增大到80%以上。对于惰性气体或粒子类气溶胶素同样存在停堆后各核素比份快速变化的情况，因此在推导EAL中必须考虑延迟释放对气载释放物的比份影响。

2.2 源项及关键核素选择

其次应考虑对源项核素做适当的选取。通常直接采用反应堆平衡循环寿期末的堆芯核素组成是保守的。考但虑到堆芯中核素多达数十种，逐一核素做推导计算工作量巨大，因此应根据核素的辐射特性、释放特点等因素选取代表性核素。

考虑到核电站气载流出物的监测系统通常以碘、惰性气体、粒子类气溶胶等几类做为监测对象，因此EAL值以此为据制定才有意义。例如，以气载总碘浓度值作为判断场界人员的甲状腺剂量是否达到通用干预水平的EAL。对惰性气体和气溶胶粒子亦采用类似分析。对气溶胶粒子的放射性浓度水平作类似计算分析时，建议主要以剂量贡献权重大的几种核素来推导，如I、Cs、Te、Sr等，以减少计算量。如对象是重水堆型核电站，则还要考虑有关氚的监测及剂量估算^[9]。

2.3 核素释放率的选择

除了延迟释放时间会导致气载释放浓度的比份变化外，制定EAL时同样要符合不同反应堆型实际情况。因为不同核电站堆型、事故工况、燃料类型和核素特性的影响下的核素释放份额存在差别，也会对EAL推导产生影响。

美国NRC发布的NUREG-1465给出了典型压水堆（PWR）堆型在不同事故工况阶段下核素释出率的推荐值^[10]，如表1所示。

但对于如秦山三期核电站所采用的重水反应堆堆型，其事故工况下的气载放射性核素的释出率鲜见有文献数据支持。考虑到重水堆燃料组件棒径与BWR堆的较为接近，建议可参考BWR事故的核素释出份额。

2.4 导出EAL的单位变换

“直观反映”和“快速识别”是EAL的一个重要特点。因此，导出流出物类EAL必须能与该核电站流出物监测系统的监测对象及探测阈值相适宜^[11]，因此存在需要将导出EAL值与监测系统所设定阈值的单位相统一^[12]。

以惰性气体为例，某些核电厂流出物在线监测系统中的惰性气体监测值，是以核素辐射能量指标“Bq·MeV/m³”做为单位。而依据前述方法推导出的惰性气体应急行动水平则是以浓度“Bq/m³”做为参照指标的单位，这两者间单位的不同，将会影响决策者面对监测数据时的快速判断。

因此，在导出气载排放物浓度阈值后须考虑是否进行单位变换后才能发布作为EAL。即，对惰性气体要结合各核素衰变时γ辐射能量（MeV/衰变），将推导出气载流出物的排放浓度单位转变为辐射能量浓度指标，才能使之与核电站的监测系统相适用。

3 讨论

在EAL使用中，应注意到流出物类ICs/EALs在确定核电厂应急等级过程中的优先级是较低的。事故分级时将优先遵照核电厂运行工况的初始条件和应急行动水平进行判断。如未发现异常征兆，则原则上不会仅仅依据气载放射性流出物ICs/EALs单独做出判断。究其原因，一是因为在重大事故或事件中，流出物超量排放往往不是初始事件，而是其他工况的反映，仅依靠流出物监测数据做出的判断是不充分的；其二，严重事故工况下，实际监测到的流出物数据难以做到全面反映和完整地采集，而可能对决策准确性造成影响；其三，导出EAL的不确定度较大，在导出过程中相关源项、排放、气象等参数的不确定度较大，可能会有数量级的变化。当剂量评价结果与EAL导出结果不一致时，一般优先采用评价结果，但不能因此而导致应急行动的延迟。

总之，不同形式的ICs/EALs为应急指挥或当班值长做出全面正确地判断提供了支持，气载流出物异常类的IC和EAL也是反映核电厂运行安全水平的一种重要参考指标。它能在仅通过核电厂工况难以做出事故分级判断的情况下提供多方位的依据；通过流出物类IC和EAL可以更充分地注意到各种潜在事件的征兆，以补偿对某类事件风险认识上的不足。