您的当前位置:首页正文

核电厂核事故应急疏散研究

2024-04-15 来源:好走旅游网
第20卷第7期2010年7月

中国China安全Safety科学Science学报JournalVol.20No.7Jul.2010

核电厂核事故应急疏散研究

王海峰

上官志洪

高级工程师赵锋张启明

(苏州热工研究院有限公司,苏州215004)

中图分类号:X928.9

*

黄义超

文献标志码:A

学科分类与代码:6202740(安全模拟与安全仿真学)

【摘要】根据我国法规、标准与美国核管委对核电厂核事故应急疏散的要求,考虑我国核电厂特

殊的厂址条件与社会环境,分析核事故应急疏散的可行性。通过应急疏散行为研究、厂区的交通需

对不同情境,考虑核事故应急疏散的特殊问题,分别采用人工容量分析与宏观仿求估计和路网分析,

真模拟得到应急疏散时间。针对某核电厂,给出核事故应急疏散分析的一般步骤、方法与计算结果。对宏观仿真模型的主要参数进行灵敏度分析,找出影响应急疏散时间的主要因素,提出缩短应急疏散时间的针对性措施。

【关键词】核电厂;应急;疏散;人工容量分析;宏观仿真模型;灵敏度分析

StudyonEmergencyEvacuationforNuclearPowerPlants

WANGHai-feng

SHANGGUANZhi-hong,SeniorEngineerZHAOFeng

ZHANGQi-mingHUANGYi-chao

(SuzhouNuclearPowerResearchInstitute,Suzhou215004,China)

Abstract:ConsideringthespecificconditionsandsocialenvironmentofnuclearpowerplantsitesinChi-na,thefeasibilityfornuclearaccidentemergencyevacuationisanalyzedaccordingtothesafetyrequire-mentsofemergencyevacuationfornuclearpowerplantsofUSNRCandChina'slawsandstandards.Throughstudyingtheemergencyevacuationbehaviors,trafficrequirementsandroadnetaroundnuclearpowerplants,specificproblemsunderdifferentconditionareconsidered.AndManualCapacityAnalysisandMacro-SimulationEstimationModelarerespectivelyusedtogettheemergencyevacuationtime.With

somenuclearpowerplantasanexample,thegeneralstepsandmethodsforemergencyevacuationanalysisandthecalculationresultsaregiven.ThroughmakingasensitivityanalysisofthemainparametersofMac-ro-SimulationEstimationModel,mainfactorsaffectingemergencyevacuationarefoundout,andsugges-tionsforshorteningevacuationtimeareproposed.

Keywords:nuclearpowerplant;emergency;evacuation;manualcapacityanalysis;

macro-simulationmodel;sensitivityanalysis

截至2010年底,我国将有秦山核电站一期、二期、三期,大亚湾、岭澳核电站一期、二期和田湾核电站同一期等3个核电基地共13台核电机组商业运行,时还有一大批开工建设项目。因此,开展核电厂应急疏散研究十分迫切。我国已建成的秦山、大亚湾(岭澳)和田湾核电厂,在选址时周围人口较少,但由于核电对周围经济的带动,厂址周围人口增加较快,对此应通过应急疏散分析,提出改善疏散条件的措施。对新建厂址,特别是内陆厂址,其烟羽应急计

修稿日期:2010-06-30

0引言

核电厂发生严重核事故时,放射性物质可能进

入周围环境而对民众造成威胁,应急疏散是有效的

曾有坐落于美国纽约应急防护措施之一。历史上,

因难以进行有效的应急疏长岛的Shoreham核电厂,

散,市政府拒绝签订应急疏散计划,而没有取得美国

导致其建成核管委(USNRC)颁发的运行许可证,

[1]

后未发电就提前退役。我国核电事业快速发展,

*

文章编号:1003-3033(2010)07-0026-06;

收稿日期:2010-04-06;

第7期王海峰等:核电厂核事故应急疏散研究

·27·

划区内一般都有几千甚至几万人口,需分析其应急疏散可能性与厂址适宜性。

《放射性污染防治法》和《核电厂核事故应急管

:“核电厂及所在省人民政府的指定部理条例》规定

”核电厂应急疏散门应做好核事故应急准备工作。

研究通过交通仿真模型模拟核事故发生时的疏散情

况,估算应急疏散时间,为核电厂和地方政府的核事

对降低核电厂严故应急准备与决策提供重要依据,

[2]

重事故后果有着积极作用。

美国从三哩岛事故后一直致力于核电厂应急疏散研究,应急疏散时间估算主要有数学分析方法和计算机仿真模拟方法。早期多用数学分析方法,代

[3][4]

表性的模型有消散率模式与人工容量分析。计算机仿真模拟的发展经历了20世纪80年代的宏

[5]

观仿真模型,到90年代的动态交通指派、微观仿

以及基于宏观仿真模型、微观仿真模型等的真模型,

直到现在流行的智能交通系统(ITS)与混合模型,

通过交通仿真形成应地理信息系统(GIS)相结合,[6]

急交通疏散决策和评价系统。

美国核管委分别发布了技术导则NUREG-0654[7],NUREG/CR-4831[8],NUREG/CR-6863[9],明确了核事故应急疏散时间的估算方法和表达方式,给出实例,并要求各核电厂在取得运行许可证前提交应急疏散的研究报告。根据核电厂应急疏散研究的进展,美国核管委即将发布新的导则NUREG/CR-7002。我国目前仅有赵善贵[10]等人

[11]

以及张子民、刘小对核电厂应急疏散有所介绍,

[12]

尚未有针对核电厂核明等人对应急疏散的研究,

事故应急疏散的研究文献发表。

锁等措施。国家标准《核电厂应急计划与准备准

[2]

则》中进一步明确核电厂应向场外应急组织“提出防护行动建议应考虑的因素包括撤离时间估

,计”核电厂场外应急计划应“给出公众撤离的程序,包括通知公众撤离的步骤,撤离的路线。给出负责组织撤离的机构,并列表给出人员的撤离安置地

;“给出应急交通运输的组成,点及安置能力”给出。应急车辆(船舶或飞机)调配方法”

2疏散行为研究

[14]

三哩岛事件的调查报告显示:因为政府未下达疏散命令,绝大多数民众前往旅馆或亲友家中躲

避,政府规划的安置点未发挥作用;部份民众受邻居的影响而疏散,部份民众没有疏散。也有研究显[15]

示:有组织、有预警的应急疏散将更有秩序,民众不易恐慌;疏散时交通事故发生率极低;疏散过程中大部分会与亲友联系,与邻居或亲友一起疏散。

我国核电厂附近人口较密集,私人汽车保有量很低,居民交通工具以摩托车和电动车为主。故我国核事故应急疏散不适合以家庭为单位、自驾小汽车为主的疏散方式,必须采取以公共交通工具疏散

[11-12]

。公共与摩托车自行疏散相结合的疏散方式

交通工具疏散需要考虑疏散集结点、收容站的设置

及公共交通疏散模式

[16]

;摩托车自行疏散则需研究

1核事故应急疏散特点

摩托车与汽车混合疏散模式。

核事故时,将进行交通管制,只允许特定车辆和

其余车辆禁止进事故核电站的车辆进出管制范围,

入。交警在控制路段巡逻疏导交通,保证道路畅通,持有应急特许通行证车辆和核电站车辆优先通过。在交叉路口备有交通救护车,由各路段交警负责指挥。在疏散公众命令下达后,对部分区域实施封锁。核电厂所在省指定部门对公共疏散所用车辆进行征调,当民用应急车辆的征调在时间上达不到要求或

通过省核应急指挥部请求部队支援。数量不足时,

核电厂核事故应急疏散与一般应急疏散不同,

它是有计划、有阈值、有预警、有组织的。所谓有计划是指,按照国家规定,核电厂与地方政府必须编制

根据放射性物质的释核事故应急计划;有阈值是指,

放情况,只选择2天的可避免剂量在50mSv以上的

[13]

核电厂采取纵深防人群进行疏散;有预警是指,

御的原则,设置5层保护与多道屏障,建立多种预警

采用应急待命、厂房应急、场区应急和场外应措施,

急4级响应,能在应急疏散前做好各种应急准备并

核应急在放射性物质释放前提供预警;有组织是指,

疏散将根据应急计划的安排,依靠基层干部、公安交

有组织地进行疏散。警和部队,

《核电厂核事故应急管理条例》规定“省级人民政府指定的部门”应当适时选用控制通道、撤离、封

3交通需求估计与路网分析

核事故应急疏散需进行交通需求估计与路网分

[7,9]

。交通需求估计包括:分析调查得到区域人析

口数据;通过私人车辆和承载率计算自行撤离的人口;分析需要公共交通疏散的人口,规划集结点,计算各个集结点需要的公共应急车辆数。路网分析包括如下内容:收集疏散道路网信息,描述各条路段的情况,包括位置、类型和容量;通过模型计算疏散时各路段的疏散速率与交通容量。路段通行能力与该

·28·

中国安全科学ChinaSafetyScience学报

Journal第20卷2010年

路段的车辆情况、天气情况密切相关。设计公用车

考虑其与自行撤离的相互作用对疏辆的疏散路线,

散时的交通容量产生的作用。对路网做完整的评述,分析车辆在狭窄路段发生严重堵塞的可能位置。

为明确表示各个路段的情况,根据美国核管委NUREG/CR-6863[9]的要求,采用节点和路段表示

;路段表示方法为节点-节点,方法,如“节点3”如

“路段1~3”。各节点与各路段的分布如图1所示。统计各路段的长度与车道数。根据厂址周围道路分布图,对私人车辆与公共车辆疏散将采用一定的道路管制,公共车辆设定疏散路线。

力往往是按车流密度发生变化。特别是在核事故发

车辆数可能在各居民点同时迅速增大,某些路生时,

这时车速可能小于10km/h,道段将可能发生拥堵,

路的通行能力将下降到1000pcu/h以下,给疏散造

由于不同的人群准备疏散的时间不成延迟;另外,

同,车辆进入道路是一个随机过程,人工容量分析并不能反映这种情况。

5

5.1

宏观仿真模型

模型设计

宏观仿真模型通过交通流、路段速度、路段容量、排队长度以及其他交通变量之间的数学关系来

计算疏散时间。笔者参考麻省理工模拟疏散过程,

学院的Sheffi等人研究发展的NETVAC宏观仿真模[18]

考虑了路网性质、标志策略、转向行为分析等型,

以车流模式计算各路段的车流性质,以及路口因素,

的车辆分配。

宏观车流模型将车辆分成公用车辆与私人车辆两种,并假设公用车辆按照事先指定的应急疏散路线移动,而私人车辆以尽快离开应急计划区为目的,并参考路口下游路段的车速来选择专项。模拟的过

“时间步长”程采用推进的方式,每隔一段时间计算并更新系统资料。具体步骤如图2所示。

图1某核电厂址周围疏散道路网分布图

4人工容量分析应急疏散时间

根据美国核管委NUREG-0654,可用简单的方法保守估算疏散时间。假设事件是相继发生的,即在任何人开始行动之前,所有的人都得到了通知并准备好疏散。时间的估算方法是简单地把每一部份时间相加,其中疏散时间包含决策动员时间30min、

[17]

。发布警报与民众准备时间15min

利用容量分析方法计算应急疏散区域内每条道

路的容量,然后由使用者定义应急疏散区域内的可能疏散路径与车辆。应急疏散区路网疏散时间为欲疏散的车辆数除以各路径的容量。根据国内外相关资料,一般认为每车道的通行能力为1500pcu/h。摩托车的容量当量选择0.65。公共车辆采用30座的大巴车,容量当量为1.5。公共车辆的疏散时间与私人车辆的疏散时间相重叠,在原疏散时间基础上再叠加公共车辆疏散所需的时间。此外,还应考虑应急车辆开始疏散到第一辆车辆通过该路段的一个空白时间。

人工容量分析路网疏散时间将道路通行能力简单地确定为常数,而实际中,车流速度与道路通行能

5.1.1

图2宏观模型流程图

车辆产生

核事故应急时,人群在接到通知并经过准备后

第7期王海峰等:核电厂核事故应急疏散研究

·29·

开始疏散。一般通过调查的方法或者数学模型法得到车辆产生的时间分布。某一类人群的私人车辆产生服从泊松分布。通过对疏散居民的电话调查可以得到各类人群的响应时间期望。

对于依托公共交通工具疏散的人群所对应的公用车辆产生率更多依赖于应急车辆的调度与准备情况,参照疏散人群陆续到达的情况,公用车辆为固定并有一段反应时间让民众集结。产生率,

5.1.2车辆加载

假设车辆从产生源负载到邻近路段的起点上,一个产生源可连接到多条路段,一条路段也可由多个产生源负载。不考虑路边停车的影响,车辆随机产生后立即加载到相应路段。5.1.3

车辆移动

以宏观车流模型为基础,由该时刻路段中的车辆数来计算路段车流密度,然后代入“速率-密度车流关系式”中求得车流速率。选择Drew宏观车

V=Vf[1-(K/Kj)0.5],Vf为自由速流模式,其中,

率;Kj为拥挤密度。车速较慢时,按行驶原理计算按车头时距原理进行车道通行能力与最佳速度,修正。5.1.4

车辆到达与等候

将车流速率乘以仿真步长,即可求得该时距内到达下游路口的车辆数与等候车队长度。等候车队长度计算值往往不是整数,截取其中的整数部分,余数保留至下一步长计算等候车队时使用。5.1.5

路口处理在交叉路口,定义每个路段的出口方向和时间

间分配一般按照等比例分配,无信号灯的路口按照

车流量大小的相应比例分配。在交叉路口下游的路段可接收多个上游过来的等候车辆。5.1.6吸收端处理

吸收端是指离开紧急计划区内区的路段,一般情况下假设离开该路段的等候车辆将被快速疏散。吸收端的车流仅受路段容量的限制,流量计算比照一般路段的方式处理。5.1.7

不同情境

疏散情景设定多种,根据核电厂具体情况,按不同类别主要分:疏散季节分为农忙和农闲,按时段分为平常、假日、特殊假日(主要指春节,外出打工者都回到家中),按时间分白天、晚上,天气情况考虑:晴天、爆雨、雾天等,按风向分17个风向(包括无风)。各种情境下车辆源分布、车速与道路容量均有不同。5.2

实例计算及结果

针对某核电厂(图1),按照上述步骤设计宏观

通过Matlab编程计算结果如下。车流模型,

对于情景1(农闲、平常、白天、晴天):根据调

查,厂址周围5km范围内的人群大致分为3类:在家的、在附近工作的、有其他事情耽误的,所占份额

40%和30%。这3类人群,为30%,在非节假日、晴天、白天的情景下,应急疏散通知与准备时间之和的

60min和90min,期望值分别为30min,分布为泊松分布。私人疏散车辆产生源分布如图3(a)所示。

各主要路段各个时刻的车辆情况如图3(b)所示,其中横坐标为疏散时间,单位为s,纵坐标为各路段车辆数,单位为辆。

分配。车流对出口方向的分配可由预先确定相应比

例,也可按照下游路段的车流密度来确定比例。时

图3情景1时,某车辆源产生车辆数时间分布(a)与各路段车辆数(b)

·30·

中国安全科学ChinaSafetyScience学报

Journal第20卷2010年

情景2(农闲、平常、白天、雾天)和情景3(农

3类人群,忙、平常、白天、雾天)时,为各自按照期望75min,100min和60min,75min,100min为30min,

的泊松分布。情景4(农闲、特殊假日、晚上、雾天)

表1

编号

1234

情景

农闲平常白天晴天农闲平常白天雾天农忙平常白天雾天农闲特殊假日白天雾天

3类人群期望60min,75min,100min,时,疏散车辆数增加1/3。以上4种典型情景在完成95%和99.5%的人口疏散时所用的时间见表1。

各种典型情景下应急疏散所需时间

95%疏散125.2min129.0min141.0min169.8min

99.5%疏散127.3min134.7min144.0min173.5min

由表1可知,在农闲时,天气好的非周末,疏散时间最短,为127.3min;在特殊假日(春节或国有雾的白天,疏散时间最长,为173.5min;各种庆),

情景下疏散时间均在2~3h之间。5.3

计算结果的参数灵敏度分析

5.3.1

密度-速度关系

对密度-速度关系进行调整,当摩托车行驶速

按车头时距原理对密度-速度度小于10km/h时,关系进行修正,车辆密度大时通量增加约1/3,密度小时通量减小约1/3,此时各主要路段各个时刻的

(a)为未调整的情况,(b)为车辆变化如图4所示,

调整后的情况。由图可知原本最拥挤的路段车辆数

有显著降低,其他路段无明显变化,总的疏散时间的变化在3%以内。

研究中发现,宏观车流模型中各主要参数设定

将对结果产生一定影响,对结果造成影响的参数主车辆源的时间分布、要有:拥挤时密度与速度关系、模拟时间步长。

图4密度-速度关系改变前(a)后(b)各路段车辆变化情况

5.3.2

车辆源时间分布严格意义上,实际车辆的产生是一个复合泊松分布,可以发现,波峰展平后,疏散时间将有所减少,

时间变化在12%以内;此时,各路段车辆数基本保持在平稳状态。5.3.3时间步长

时间步长变小时,疏散时间基本不发生变化,对路段车辆分布无显著影响。时间步长变长时,疏散时间增加。这是因为,程序在设计时认为每经过一个时间步长,等候车队便加载到下游路段;而实际情况下,时间步长较大时,则某些车辆可以直接穿过下一路段而到达更后面的路程。实验发现,时间步长

过程,一般情况下其时间分布可以简化为几个泊松

分布的复合,文中采用3类人群的泊松分布的复合只是一种合理的近似。实际情况下车辆的分布应该更平滑,峰值相对较小,因而此方法得到的疏散时间较为保守。通过不同人群的不同时间期望分布对各路段疏散车辆数的比较可发现,大部分路段的车流将随着车辆源波峰的移动而移动,对较拥堵路段的车流情况则无十分明显的影响。通过改变车辆源的

第7期王海峰等:核电厂核事故应急疏散研究

·31·

在20s以内时,疏散时间计算结果的不确定度在1%以内,文中以10s作为时间步长。网容量分析,可用人工容量法估算应急疏散时间,进

而用宏观仿真模型模拟疏散情形,两种方法计算结果基本吻合。

4)宏观仿真模型所用参数进行灵敏度分析,分析发现模拟的时间步长是合适的,但拥挤状态下密度-速度关系参数对模型影响较大,最好能进行实地测量,并及时修正参数。

5)通过宏观模型仿真结果分析可知,针对某核电厂应采取以下措施来减少应急疏散时间:①核电厂应急公路修建时,适当考虑拓宽某些拥堵路段;②适当组织村民有组织疏散,展平车辆源峰值。各村疏散时间适当调整,避免峰值重叠;③疏散人群中某些特殊人群,如在较偏远的地方工作,警告、通知及准备的

需要特别准备疏散程序。时间特别长的情况,

6结论

通过对核电厂应急疏散的研究,可以得到以下

结论:

1)核电厂应急疏散有其自身的特点,它是有计划、有阈值、有预警、有组织的,我国核电事业的发展迫切需要研究核电厂应急疏散。迅猛,

2)根据我国核电厂的特点,应急疏散须以公共交通工具疏散与摩托车自行疏散相结合的疏散方式,需考虑疏散集结点、收容站的设置,摩托车自行疏散与汽车混合疏散的模式。

3)核事故应急疏散需进行交通需求估计与路

参考文献

[1][2][3][4][5][6][7][8][9][10][11][12][13][14][15][16][17][18]

NRC.NUREG-1437-2.GenericEnvironmentalImpactStatementforLicenseRenewalofNuclearPlants[R],1996.

GB/T17680-2008.核电厂应急计划与准备准则[S],2009.Hans,J.M.andT.C.Sell.EvacuationRisk-AnEvaluation[R].U.S.EnvironmentalProtectionAgency,1974.

WilburSmithandAssociates.RoadwayNetworkandEvacuationStudy[R].Seabrook,NewHampshire,ReportPreparedforthePublicServiceCompanyofNewHampshire,1974.

Sheffi,Y.URBANTRANSPORTATIONNETWORKS:EquilibriumAnalysiswithMathematicalProgrammingMethods[R].

1985.Prentice-HallInc,

MatthewHardy,KarlWunderlich.EvacuationManagementOperations(EMO)ModelingAssessment:TransportationModelingInventory[R].DOT,2007.

NRC/FEMA.NUREG-0654/FENA-REP-1Rev.1.CriteriaforPreparationandEvaluationofRadiologicalEmergencyResponsePlansandPreparednessinSupportofNuclearPowerPlants[R],1980.

NRC.NUREG/CR-4831.StateoftheArtinEvacuationTimeEstimateStudiesforNuclearPowerPlants[R],1992.NRC.NUREG/CR-6863.DevelopmentofEvacuationTimeEstimateStudiesforNuclearPowerPlants[R],2004.

J].核安全,2008(4):52-56.赵善贵,张琳,陈晓秋,等.核电厂应急撤离的有关问题[

J].中国安全科学学报,2008,18(10):120-126.张子民,李琦.应急撤离建模研究的现状、问题与发展趋势[

J].交通运输工程学报,2008,8(3):108-115.刘小明,胡红.应急交通疏散研究现状与展望[

GB/T18871—2002.电离辐射防护与辐射源安全基本标准[S],2002.Cutter,S.andK.Barnes.EvacuationbehaviorandthreemileIsland[J].Disasters,1982,6(2):116-124.

Quarantelli,E.L..EVACUATIONBEHAVIORANDPROBLEM:FindingsandImplicationsfromtheResearchLitera-ture[R].MiscellaneousReport,No.27,DisasterResearchCenter,1980.

J].中国安全科学学报,2008,18(5):46-48.刘杨,马立,云美萍,等.基于随机过程的城市应急车辆数量配置模型[

LouisianaPowerandLightCompany.EvacuationTimeEstimate,PreparedforLouisianaLP&LWaterfordandStreamelec-tricstation[R],1982:DocketNo.50-382.Sheffi,Y.,H.Mahmassani,andW.B.Powell.Atransportationnetworkevacuationmodel[J].TransportationResearch1981,16(3):209-218.A,

作者简介:王海峰(1981-),男,浙江桐乡人。2004年7月毕业于国防科学技术大学

2009年7月毕业于西安交通大学核科学与技术学院,应用物理专业,获工学学士学位,获

工学硕士学位。现为中国广东核电集团苏州热工研究院有限公司,环境保护与应急技术研

mail:wang-究中心助理工程师,从事核应急技术、核安全研究和环境影响评价工作。E-haifeng@cgnpc.com.cn.

因篇幅问题不能全部显示,请点此查看更多更全内容