浅议核电厂应急行动水平制定中环境辐射监测数值的选取

２０１３年第１期　Ｎｏ．１．２０１３　蔓　≯＊　蓦　蓦蓦蓦　蓦蓦　ｘｘ鳓誊　鳓　善　浅议核电厂应急行动水平制定中　环境辐射监测数值的选取　黄　力　，卢媛媛　，侯　杰　，李　雳　，刘志明　（　环境保护部核与辐射安全中心，北京１０００８２；　中核核电运行管理有限公司，海盐摘３１４３００）　要：核电厂的应急行动水平是核电厂应急状态的分级依据。环境辐射监测数据在核电厂　异常工况和事故情况下对于判断放射性释放水平有着重要作用。本文根据美国核能研究所　（ＮＥＩ）的技术文件并结合国内核电厂的情况，对环境辐射监测数据在应急行动水平制定中存在　的问题进行了讨论。　关键词：应急行动水平；环境辐射监测；干预水平；应急状态分级　ｌ　引言　应急行动水平源于美国对核设施应急的监管，　应急和场外应急４个等级。　对应急ＩＣ及ＥＡＬ按照一定的方式进行分类，　称之为识别类。分类目的不同，产生的识别类可以　不同。在我国核电厂的应急行动水平编制中，所采　１９８０年美国核管会（ＮＲＣ）与联邦应急管理署　ＦＥＭＡ联合发布了ＮＵＲＥＧ－０６５４／ＦＥＭＡ—ＲＥＰ．１第一　版“Ｃｒｉｔｅｒｉａ　ｆｏｒ　Ｐｒｅｐａｒａｔｉｏｎ　ａｎｄ　Ｅｖａｌｕａｔｉｏｎ　ｏｆ　Ｒａｄｉｏ—　ｌｏｇｉｃａｌ　Ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ　Ｐｌａｎ　ａｎｄ　Ｐｒｅｐａｒｅｄｎｅｓｓ　ｉｎ　Ｓｕｐｐｏｒｔ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ　Ｐｌａｎｔｓ”，２００８年美国核能研究所　用的识别类有以下４种：　Ａ类：异常辐射水平／放射性排出物；　Ｆ类：裂变产物屏障降级；　Ｈ类：影响电厂安全的危害和其他条件；　（ＮＥＩ）出版了ＮＥＩ９９．０１第５版的应急行动水平制　定方法，为满足非能动轻水反应堆的商业使用，　２００９年又出版了ＮＥ１０７－０１文件。我国国家核安全　局以ＮＥＩ９９—０１第４修订版（ＮＵＭＡＲＣ／ＮＥＳＰ一００７）　“Ｍｅｔｈｏｄｏｌｏｇｙｆｏｒ　Ｄｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔ　ｏｆＥｍｅｒｇｅｎｃｙ　Ａｃｔｏｉｎ　Ｌｅｖ－　ｅ　”¨　为蓝本，并结合我国相关法规＿２　和实际情况　Ｓ类：系统故障。　我国压水堆核电厂在制定ＥＡＬ时，延续了美　国ＮＥＩ９９．０１的分级框架，其中很多仪表和监测阈　值都参照了ＮＥＩ９９—０１或其他报告中的数据。这样，　问题就产生了，这类数据用在我们这里是否合适或　是否合理？本文就《制定方法》（征求意见稿）识　别类Ａ中，使用核电厂辐射监测系统的数值来判　断电厂应急状态及其依据是否合理做相关讨论。　编译了《制定压水堆核电厂应急行动水平的方法》　（以下简称《制定方法》）的征求意见稿，供我国　核电厂营运单位制定核电厂应急行动水平和核安全　审评人员参考使用。　作为建立通用应急行动水平（Ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ　Ａｃ．　ｔｉｏｎ　Ｌｅｖｅｌ，ＥＡＬ）方法的第一步，需准确理解“应　２《制定方法》识别类Ａ中关于环境辐射　监测系统测量值的ＥＡＬ　在《制定方法》　（征求意见稿）中，与ＥＡＬ　相关的环境辐射监测数据的描述见表１。　通过表１中４种应急状态下环境辐射监测系统　测量值的对比可以看出，从应急待命的１￣Ｓｖ／ｈ到　场外应急的１０ｍＳｖ／ｈ，在取值上按数量级依次递　急行动水平”和有关法规要求中涉及的关键相关　术语（例如初始条件、应急等级等）的含义。ＥＡＬ　指对于用作应急状态分级基础的核电厂初始条件　（ＩＣ）而预先确定的、厂址特有的和可观察得到的　阈值或判据。初始条件是指预先确定的具有潜在辐　射应急或已经发生应急的各种核电厂条件之一。我　国核电厂应急状态分为应急待命、厂房应急、场区　４２　——增，但取值依据却不相同。应急待命与厂房应急情　况下，取值来源依据是ＯＤＣＭ／ＲＥＴＳ中提供的年度　控制释放率；场区应急与场外应急的取值依据是通　核事故应急——　２０１３－ｑ－第１期　Ｎｏ．１．２０１３　核安全　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓａｆｅｔｙ　用干预水平。干预水平（Ｉｎｔｅｒｖｅｎｔｉｏｎ　Ｌｅｖｅｌ，ＩＬ）　是针对应急照射情况或持续照射情况所制定的可防　止剂量水平，当达到这种水平时，应考虑采取相应　的防护行动或补救行动，可以作为采取某些紧急行　动（如预防性撤离或隐蔽）的直接判据。　表１关于环境辐射监测系统的ＥＡＬ示例　３应急待命与厂房应急按年度控制释放率　（１）美国推荐指标取值依据来自其《放射性　作为取值依据的相关情况　排出物技术规格书（ＲＥＴＳ）》和《场外剂量计算　手册（ＯＤＣＭ）》中提供的释放率不超过５ｍＳｖ／ａ的　由于应急待命与厂房应急情况下ＥＡＬ取值依　要求，是对核电厂释放剂量的控制值。　据相似，此处仅对应急待命情况进行探讨。在我国　（２）我国核电厂的取值依据来自ＧＢ１８８７１—　某核电厂所提供的ＥＡＬ中对此条有如下解释：　２００２附录Ｂ１．２．１中规定：“特殊情况下，如果５　应急待命　个连续年的年平均剂量不超过１ｍＳｖ，则某一单一　应急行动水平举例：ＥＡＬ４－ＡＵ１厂区辐射与气　年份的有效剂量可提高到５ｍＳｖ”。而此标准是指公　象监测系统（ＫＲＳ）的有效读数扣除正常本底后大　众中有关关键人群组的成员所受到的平均剂量估计　于１￣Ｓｖ／ｈ，并持续６０分钟或更长。　值，并非仅仅针对核电厂。　编制说明：在ＥＡＬ４一ＡＵ１中所给出的剂量率值　在ＩＡＥＡ于２０１１年发布的通用安全导则　１Ｉ．ｚＳｖ／ｈ是根据每年所受的剂量不超过５ｍＳｖ（在　ＮＯ．ＧＳＧ－２《核与辐射应急准备和响应准则》中，　ＧＢ１８８７１－２００２附录Ｂ１．２．１中规定：特殊情况下，　对轻水反应堆正常运行、热备用或热停堆工况下的　如果５个连续年的年平均剂量不超过１ｍＳｖ，则某　应急分级示例，给出的参考依据是：如果场区边界　一单一年份的有效剂量可提高到５ｍＳｖ）　折算过来　处或以外的环境剂量率超过１０Ｉ￣Ｓｖ／ｈ（或给出特定　的，将５ｍＳｖ平均分配到８　７６６ｈ中，再乘以２，然　厂址的显示为本底值１００倍的读数），则宣布警　后对第２位有效数字四舍五人即可得到（５／８７６６×　报。此处选取的依据则是根据核电厂厂址的本底值　２＝０．００１１４ｍＳｖ／ｈ）。　的倍数，当所测得的环境剂量率超过平时正常剂量　我国压水堆核电厂在所提供的应急行动水平文　率水平值的一定倍数时，则判定电厂出现异常，并　件中，对此条的取值及相关说明基本相同。按此论　进人相应的应急状态。判定的依据较为明确。　述与美国ＮＥＩ文件相比较，可以发现如下问题。　因此，作者认为，采用核电厂自身向环境释放　核事故应急　４３　２０１３年第１期　Ｎｏ．１．２０１３　核安全　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓａｆｅｔｙ　的放射性剂量控制值或者选取核电厂正常本底值的　倍数作为取值依据，要比采用“对公众造成的剂　量限值”作为取值依据来得合理，因为这样更能　直接体现电厂对辐射环境剂量释放的控制和辐射环　境剂量率测量的意义。　染大气（烟羽）中的外照射、地面沉降放射性外　照射、污染空气吸人体内导致的内照射以及沉积于　衣物上和体表的放射性物质导致的外照射等。环境　辐射监测系统监测读数为＾ｙ剂量率，仅仅为外照　射，虽然在监测点位置测得相应剂量率并未超标，　４场区应急与场外应急按通用干预水平作　但考虑到事故情况下的内照射，那么在场外所产生　的受照剂量将可能已超过相应的干预水平。　为取值依据的相关情况　我国核电厂场区应急与场外应急ＥＡＬ的取值　依据均源自国标ＧＢ１８８７１－２００２附录Ｅ２．１．１中隐　蔽通用优化干预水平，即在２ｄ以内可防止的剂量　为１０ｍＳｖ。　在此，我们先了解一下ＩＡＥＡ推荐的操作干预　水平（Ｏｐｅｒａｔｉｏｎａｌ　Ｉｎｔｅｒｖｅｎｔｉｏｎ　Ｌｅｖｅｌ，ＯＩＬ）的概念，　ＯＩＬ是指根据仪表测量或实验室分析结果推算得到　的数值（周围剂量率或放射性核素浓度），其值与　通用干预水平或通用行动水平相对应。核电厂发生　事故后，根据核电厂的事故工况和环境监测数据，　在应急行动水平的实际应用中，采用以环境辐　射监测系统的有效读数大于１ｍＳｖ／ｈ或１０ｍＳｖ／ｈ的　以及厂址周围的气象条件，得到符合实际条件和监　剂量率表示。在核事故早期，事故释放的危害主要　来自放射性物质的吸人内照射和放射性烟羽的外照　射，潜在照射途径包括来自核设施本身和浸没在污　测结果的修正ＯＩＬ，可指导核电厂选择采取更加切　合实际的防护行动或补救行动措施。基于ＯＩＬ评价　给出防护行动建议的流程如图１。　图１　操作干预水平评价流程框图　ＩＡＥＡ－ＴＥＣＤＯＣ－９５５报告　推荐了压水堆核电　我国核电厂均采用或参考了ＩＡＥＡ推荐的ＯＩＬ　厂事故工况下的ＯＩＬ缺省值以及ＯＩＬ的使用程序。　其中将ＯＩＬ分为９类（ＯＩＬ１一ＯＩＬ９），分别给出了　烟羽环境剂量率、地面沉积环境剂量率以及食物、　水或牛奶样品中¨　Ｉ的活度浓度等的缺省值及所对　应的防护行动，如撤离、隐蔽、服用稳定碘、禁止　缺省值，作为首次测量或事故情景不明了或与　ＩＡＥＡ所述假设条件接近时的ＯＩＬ。但ＩＡＥＡ于　２０１１年发布了通用安全导则ＮＯ．ＧＳＧ．２《核与辐射　应急准备和响应准则》　］，其中提出的ＯＩＬ与　ＩＡＥＡ—ＴＥＣＤＯＣ－９５５报告中的相比，用通用准则取　或限制食用相关食品等。在ＯＩＬ１烟羽环境剂量率　中，撤离或在专设的隐蔽所隐蔽的防护行动所对应　的缺省值为ｌｍＳｖ／ｈ，假定为堆芯熔化事故后泄漏　代了以前规定中描述的通用干预水平和通用行动水　平体系，并基于设定的参考水平（２０～１００ｍＳｖ）　得到缺省的ＯＩＬ。同时将ＯＩＬ由９类改为６类，取　消了烟羽环境剂量率或空气中放射性核素浓度所对　应的ＯＩＬ。原因有：（１）在许多情况下，当得到环　的放射性物质导致吸人剂量为烟羽外照射剂量的　１０倍，烟羽照射４ｈ，该防护行动的可防止剂量　为５０ｍＳｖ。　——核事故应急——　２０１３年第１期　ＮＯ．１．２０１３　境测量结果时，严重释放还在进行；（２）难以及　此，作为进入场区应急状态条件的设定，作者认为　时分析空气样品中放射性核素的浓度；（３）在释　可以选取在场内辐射监测点测得的低于０．３６８ｍＳｖ／　放过程中，烟羽浓度随时间和位置有很大的变化；　ｈ的外照射剂量率的某个值。考虑现场的实际情况　（４）这些类型的ＯＩＬ取决于释放的性质。这使得　和保守原则，结合表２中ＩＡＥＡ所推荐的相关值，　制定出可用于释放的所有范围的ＯＩＬ非常难。在严　作者认为，可以设定当场区内任意一个辐射监测点　重释放的过程中，最好基于应遵守的准则采取防护　的环境剂量率超过０．１ｍＳｖ／ｈ时，便进入场区　行动（如撤离或隐蔽到预定的距离）。对于处在可　应急。　能导致长期气载释放应急状态的设施，其营运机构　释放２４ｈ后，３００ｍ处的总有效剂量达到约　应为可能从设施向空气中的释放制定ＥＡＬ以及设　５０ｍＳｖ，此时外照射剂量率为０．６６４ｍＳｖ／ｈ，同时　施特定的用于烟羽测量的ＯＩＬ，并可参考在ＩＡＥＡ—　１ｋｍ处的总有效剂量达到７．３４ｍＳｖ，外照射剂量率　ＴＥＣＤＯＣ－９５５所给出的由于堆芯融化而导致轻水堆　为０．１ｍＳｖ／ｈ。表示当场内辐射监测点的剂量率数　放射性释放的剂量率的ＯＩＬ的示例。同时　值在不到１ｍＳｖ／ｈ时，场区边界的有效剂量已趋向　ＮＯ．ＧＳＧ．２也给出了轻水反应堆正常运行、热备用　１０ｍＳｖ，而此时在场区边界处的剂量率还相对较　或热停堆工况下的应急分级示例（表２），其应急　低。结合表２中ＩＡＥＡ所推荐的相关值，作者认　分级示例中环境剂量率值与所对应的应急响应状态　为，可以设定当场区内任意一个辐射监测点的环境　与美国ＮＥＩ９９．０１的设定值有所不同，当场区边界　剂量率超过１ｍＳｖ／ｈ时，便进入场外应急。　环境剂量率超过１ｍＳｖ／ｈ时，就已应进入场外应急　状态，而不是场区应急状态，两者相差了一个数　表３某核电厂“ＬＬＯＣＡ＋ＳＢＯ”严重事故　第一阶段２４ｈ经安全壳的释放　量级。　表２　ＩＡＥＡ导则ＮＯ．ＧＳＧ－２中轻水反应堆应急分级示例　为验证辐射环境剂量率与所对应的剂量水平，　作者选取国内某核电厂“ＬＬＯＣＡ＋ＳＢＯ”严重事故　第一阶段（０—２４ｈ）向周围环境的释放作为源项　（表３），采取美国ＮＲＣ开发的ＲＡＳＣＡＩＡ．２作为计　算平台，选取此核电厂常规气象条件，风速２ｍ／ｓ，　大气稳定度Ｄ类，无湿沉积，得出事故后的相关　外照射剂量率及有效剂量如表４。　从计算结果可以看出，当此源项释放５ｈ后，　注：小于总括度０．０１％的放射性核幕的活度未在表中列出。　在距堆芯３００ｍ处的总有效剂量达到１０．４ｍＳｖ时，　・表示对这种核素没有核算。　相应的外照射剂量率为０．３６８ｍＳｖ／ｈ，同时１ｋｍ处　ＲＡＳＣＡＬ程序只是针对特定源项和特定气象条　的总有效剂量达到１．５４ｍＳｖ。这就表示当场内（距　件下的估算方法，适用于稳定释放条件下的剂量估　堆芯３００ｍ处）的辐射监测点测得剂量率数值为　算，与事故发生时的实际情况还有较多差别，辐射　０．３６８ｍＳｖ／ｈ时，场区边界的有效剂量已超过　环境监测数据的获取有其本身的特殊性，如放射性　１ｍＳｖ，已达到进入场区应急状态的条件，而此时　物质释放的连续性、突发性，辐射监测系统在事故　场区边界的外照射剂量率仅为０．０５７６ｍＳｖ／ｈ。因　状态下的可用性、稳定性。例如日本福岛核事故　——核事故应急——　４５　２０１３＃－第１期　ＮＯ．１．２０１３　。。警　譬　ｊ　曩＿　＿　曩。鼍　誊蠹搿曩　麓一　掇安全　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓａｆｅｔｙ　时，场区内的辐射监测系统由于地震海啸及断电的　据对进行技术判定及开展应急行动有着重要的作　影响导致部分不可用，在事故初期测得的　空气吸　收剂量率有间歇性的峰值１１．９ｍＳｖ／ｈ（可能与当时　４号机组发生氢爆有关）。在发生事故情况下，以　特定源项和释放途径为前提，经修订过的ＯＩＬ才是　判断实际剂量水平并采取相关防护行动最有效的依　据，但同时ＯＩＬ的修订也受到时间和空间上的一定　限制，如需要获取空气及地面核素活度浓度数据，　用。日本福岛核事故后，国家核安全局发布了核电　厂改进行动通用技术要求，其中对辐射环境监测及　应急改进的技术要求是：分析评估核电厂环境监测　布置的合理性和代表性、改善严重事故下应急监测　方案、在事故工况下提供必要的监测手段等。　环境辐射监测数据的使用有其自身的特点，我　们在参考国外相关技术文件结论作为自身判定值的　依据时，应考虑其标准与我国标准在概念上的一致　性，也应根据实际情况考虑其参数的适用性，另外　并需经过分析和计算，在核事故发生的初期不利于　快速判断应急响应状态和开展应急防护行动，这也　都是我们在核事故应急工作中需注意的方面。　表４　ＲＡＳＣＡＬ计算结果　还应根据各核电厂的具体情况，如厂址特征、事故　工况下放射性气溶胶的扩散状况、所用探测器的性　能等，分析计算来确定合适的阈值，特别应结合　ＯＩＬ，综合运用，并根据经验反馈不断改进。只有　这样，才能准确地确定应急状态等级，采取合适的　应急响应行动，控制和减小事故后果及影响。　参考文献　［１］Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｅｎｅｒｇｙ　Ｉｎｓｉｔｉｔｕｔｅ．Ｍｅｔｈｏｄｏｌｏｇｙ　ｆｏｒ　Ｄｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔ　ｏｆ　Ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ　Ａｃｔｉｏｎ　Ｌｅｖｅｌｓ．ＮＥＩ　９９一Ｏ１．Ｒｅｖ．４．２００３．　［２］国家核安全局．核电厂核事故应急管理条例实施细则之一——　核电厂营运单位的应急准备和应急响应，ＨＡＦ００２／０１．１９９８．　［３］国家质量监督检验检疫总局．ＧＢ１８８７１电离辐射防护与辐射源　安全基本标准．２００２．　［４］ＩＡＥＡ．Ｇｅｎｅｒｉｃ　Ａｓｓｅｓｓｍｅｎｔ　Ｐｒｏｃｅｄｕｒｅｓ　ｆｏｒ　Ｄｅｔｅｒｍｉｎｉｎｇ　Ｐｒｏｔｅｃｔｉｖｅ　Ａｃｔｉｏｎｓ　ｄｕｒｉｎｇ　ａ　Ｒｅａｃｔｏｒ　Ａｃｃｉｄｅｎｔ，ＩＡＥＡ—ＴＥＣＤＯＣ－９５５．１９９７．　［５］ＩＡＥＡ．Ｃｒｉｔｅｒｉａ　ｆｏｒ　Ｕｓｅ　ｉｎ　Ｐｒｅｐａｒｅｄｎｅｓｓ　ａｎｄ　Ｒｅｓｐｏｎｓｅ　ｆｏｒ　ａ　Ｎｕｃｌｅａｒ　５　结束语　核电厂事故情况下所获取的环境辐射监测的数　ｏｒＲａｄｉｏｌｏｇｉｃａｌ　Ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ，Ｎｏ．ＧＳＧ－２．２０１　１．　Ｄｉｓｃｕｓｓｉｏｎ　ｏｎ　ｔｈｅ　Ｓｅｌｅｃｔｉｎｇ　ｏｆ　Ｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔａｌ　Ｒａｄｉａｔｉｏｎ　Ｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇ　Ｄａｔａ　ｉｎ　Ｆｏｒｍｕｌａｔｉｎｇ　ｔｈｅ　Ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ　Ａｃｔｉｏｎ　Ｌｅｖｅｌ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ　Ｐｌａｎｔ　ＨＵＡＮＧ　Ｌｉ　，ＬＵ　Ｙｕａｎｙｕａｎ　，ＨＯＵ　Ｊｉｅ　，ＬＩ　Ｌｉ　，ＬＩＵ　Ｚｈｉｍｉｎｇ　（　Ｎｕｃｌｅａｒ　ａｎｄ　Ｒａｄｉａｔｉｏｎ　Ｓａｆｅｔｙ　Ｃｅｎｔｅｒ，ＭＥＰ，Ｂｅｉｊｉｎｇ　１０００８２，Ｃｈｉｎａ；　ＣＮＮＣ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ　Ｏｐｅｒａｔｉｏｎ　Ｍａｎａｇｅｍｅｎｔ　Ｃｏ．ＬＴＤ，Ｈａｉｙａｎ　３１４３００，Ｃｈｉｎａ）　Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ　Ａｃｔｉｏｎ　Ｌｅｖｅｌ（ＥＡＬ）ａｒｅ　ｒｅｇａｒｄｅｄ　ａｓ　ｂａｓｉｓ　ｏｆ　ａｃｃｉｄｅｎｔ　ｃｌａｓｓｉｉｆｃａｔｉｏｎ　ｓｃｈｅｍｅ　ｆｏｒ　ｎｕｃｌｅａｒ　ｐｏｗｅｒ　ｐｌａｎｔ．Ｄｕｒｉｎｇ　ａｃｃｉｄｅｎｔ　ｏｒ　ｅｖｅｎｔ，ｔｈｅ　ｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔａｌ　ｒａｄｉａｔｉｏｎ　ｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇ　ｄａｔａ　ｏｆ　ｎｕｃｌｅａｒ　ｐｏｗｅｒ　ｐｌａｎｔ　ｐｌａｙｓ　ａｎ　ｉｍｐｏｒｔａｎｔ　ｒｏｌｅ　ｉｎ　ｄｅｔｅｒｍｉｎｉｎｇ　ｔｈｅ　ｒａｄｉｏａｃｔｉｖｉｔｙ　ｒｅｌｅａｓｅ　ｌｅｖｅ１．Ａｃｃｏｒｄｉｎｇ　ｔｏ　ｔｈｅ　Ｕｎｉｔｅｄ　Ｓｔａｔｅｓ　ｏｆ　Ａｍｅｒｉｃａ　ＮＥＩ　ｔｅｃｈｎｉｃａｌ　ｄｏｃｕｍｅｎｔｓ　ａｎｄ　ｃｏｍｂｉｎｅｄ　ｗｉｔｈ　ｔｈｅ　ｄｏｍｅｓｔｉｃ　ｓｉｔｕａｔｉｏｎ　ｏｆ　ｎｕｃｌｅａｒ　ｐｏｗｅｒ　ｐｌａｎｔｓ，ｓｏｍｅ　ｑｕｅｓｔｉｏｎｓ　ａｂｏｕｔ　ｔｈｅ　ｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎ—　ｔａｌ　ｒａｄｉａｔｉｏｎ　ｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇ　ｄａｔａ　ｆｏｒ　ａｐｐｌｉｃａｔｉｏｎ　ｉｎ　ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ　ａｃｔｉｏｎ　ｌｅｖｅｌ　ａｒｅ　ｄｉｓｃｕｓｓｅｄ．　Ｋｅｙ　ｗｏｒｄｓ：ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ　ａｃｔｉｏｎ　ｌｅｖｅｌ；ｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔａｌ　ｒａｄｉａｔｉｏｎ　ｍｏｎｉｔｏｒｉｎｇ；ｉｎｔｅｒｖｅｎｔｉｏｎ　ｌｅｖｅｌｓ；ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ　ｃｌａｓｓｉｉｃａｔｆｉｏｎ　——核事故应急——