不同扩散参数与气象条件对核电厂年均大气扩散因子的影响

基于田湾核电厂厂址1997～1999年和福建惠安核电厂厂址1995～1997年百米逐时气象数据，对四组不同扩散参数(厂址实测、IAEA推荐值、Briggs以及Pasquill参数系)对两核电厂厂址的年均大气扩散因子计算值的影响作了估算，分析表明，采用IAEA和Briggs扩散参数与厂址实测值的偏差小于20％。同时估算了不同年份气象数据对年均大气扩散因子的影响。     

应用气象相关实验估算秦山三期核电工程年均大气扩散因子的研究

本文介绍在一址多堆的秦山核电厂址，通过气象相关实验，应用已有的秦山一期（或二期）厂址的整年逐时气象观测数据来估算待建厂（秦山三期）正常工况下的年均大气扩散因子的实验研究方法与结果。１９９５年９～１０月在秦山一期、二期、三期３个厂址同步进行为期２１ｄ的低空风观测实验，建立了风向、风速相关矩阵。提出了应用相关实验结果估算三维联合频率及混合释放情况下的年均大气扩散因子的计算公式及各有关参数的计算方法。与此同时进行了平衡球飞行试验、风洞模拟试验及低探观测，提供了计算年均大气扩散因子所需的秦山三期厂址的扩散参数与混合层高度的实测数据     

田湾核电厂址污染气象与扩散特征实验研究

描述了1997-08至1999-08在田湾核电厂址进行的污染气象与扩散特征的实验观测和研究在百米气象铁塔的10m,30m,70m,100m四个高度安装了风、温探头,进行了两年的逐时观测;分析了中尺度风场的一般特征、海陆风个例及其出现频率;对热内边界层进行了实验观测并给出了热内边界层高度拟合公式;描述了风洞模拟及其主要结果,应用1997年夏、冬两次的塔层湍流测量数据资料和1997年度10次中性天气的示踪实验结果,给出了该地区的各类天气的扩散参数σy和σz。应用上述实测资料估算了该地区的年均大气扩散因子和非居住区边界事故概率大气扩散因子。     

滨海核电厂址事故大气扩散因子与冲洗因子计算方法探讨

参照当前国内外导则给出的估算事故扩散因子的模式,推荐了一套考虑内边界层影响的估算核电站事故概率扩散因子的模式,并尝试提出了一套估算事故冲洗因子的确定论模式与概率论模式,根据我国东部某待建滨海厂址的实测气象资料,分别估算了事故概率扩散因子、事故后各时段的冲洗因子(确定论模式)、事故概率冲洗因子以及相应的各途径剂量。计算表明,①该模式估算的事故概率大气扩散因子是常用模式估算的5.9倍,②对事故后0～8h的剂量言,确定论给出的冲洗沉积外照射剂量是相应的干沉积外照射剂量的5.50倍,保守概率论给出的上述比值为9.56倍(考虑内边界层影响)和56.7倍(不考虑     

田湾核电厂址大气弥散风洞实验研究

介绍了田湾核电工程复杂地形厂址地区山体对流动和扩散影响的风洞模拟实验研究方法和结果。该实验以厂址为中心应用X型热线探头探测了不同风向下的平均流和湍流结构。用乙烯示踪扩散实验法研究复杂地形污染物扩散的规律。根据实验结果建立了估算复杂地形扩散参数的经验方法,还给出了一个估算复杂地形大气扩散的模式,该模式预测结果与现场实验数据相吻合。     

600WMe核电站事故工况下气态排出物环境弥散模式、参数与程序

在分析了IAEA、美、日以及我国国家环保局、国家核安全局有关导则的基础上,分别以确定论方式和概率论方式给出核电厂可行性研究阶段与设计阶段计算事故大气扩散因子的模式与相应程序。不但给出了设计阶段通用概率计算模式,计算了不同方位99.5％累积概率水平事故扩散因子和整个厂址95％累积概率水平事故扩散因子及用于评价的最终     

600MWe核电站事故工况下气态排出物环境弥散模式、参数与程序

在分析了IAEA、美、日、以及我国国家环保局、国家核安全局有关导则的基础上,分别以确定论方式和概率论方式给出核电厂可行性研究阶段与设计阶段计算事故大气扩散因子的模式与相应程序。不但给出了设计阶段通用概率计算模式,计算了不同方位99.5％累积概率水平事故扩散因子和整个厂址95％累积概率水平事故扩散因子及用于评价的最终事故扩散因子,也尝试了应用分段烟羽模式估算个人有效剂量及事故致死性癌的余补累积分布曲线(CCFD)。程序命名为“ACCLEA"。ACCLEA程序包含下述五个子程序:ROULE子程序,计算常规大气扩散因子;ACCD子程序,计算确定论下的事故大气扩散因子与剂量;SOU1子程序,用于通用概率方法估算事故概率扩散因子与剂量;SAMPL子程序,用于天气取样;TEMP子程序,估算个人有效剂量与致死性癌的余补累积频率分布曲线CCFD。     

滨海核电厂址事故大气扩散因子与冲洗因子计算方法探讨

参照当前国内外导则给出的估算事故扩散因子的模式,推荐了一套考虑内边界层影响的估算核电站事故概率扩散因子的模式,并尝试提出了一套估算事故冲洗因子的确定论模式与概率论模式,根据我国东部某待建滨海厂址的实测气象资料,分别估算了事故概率扩散因子、事故后各时段的冲洗因子(确定论模式)、事故概率冲洗因子以及相应的各途径剂量。计算表明,①该模式估算的事故概率大气扩散因子是常用模式估算的5.9倍,②对事故后0～8h的剂量言,确定论给出的冲洗沉积外照射剂量是相应的干沉积外照射剂量的5.50倍,保守概率论给出的上述比值为9.56倍(考虑内边界层影响)和56.7倍(不考虑内边界层影响),现实概率论给出的比值为1.93倍(考虑内边界层)和11.4倍(不考虑内边界层影响)。     

不同大气稳定度分类法及扩散参数方案对CALPUFF模拟结果的影响及拟合湍流方案的研究

通过沿海某核电厂址在不同大气稳定度条件下开展的示踪试验，验证了CALPUFF模式中三种大气扩散参数方案在不同大气稳定度条件下的数值模拟效果。研究结果表明，实测湍流方案的模拟效果受大气稳定度分类结果的影响较小，综合评估结果最好。在模式模拟大气稳定度分类结果和基于气象塔实测数据的大气稳定度分类结果一致的条件下，微气象方案模拟结果略差于实测湍流方案模拟，好于PG方案。在环评重点关注的不利天气条件下，采用微气象方案或PG方案的模拟结果可能会与实际浓度分布结果有偏差。为了解决长期实测湍流数据不易获取的问题，将用于大气稳定度分类的气象塔实测数据及对应时段的湍流观测资料进行拟合，构造出各大气稳定度条件下湍流脉动标准差方程。统计结果表明，结合了大气稳定度指标的拟合湍流方案模拟效果良好，对于提高核电厂大气扩散模拟效果具有一定的实用意义。     

田湾核电厂址事故后果评价中天气取样方案的比较研究

本文基于田湾核电厂址1998年9月1日至1999年8月31日一整年的逐时气象数据、SF6实测扩散参数和评价区(40km×40km)各网格(2km×2km)人口分布等实测资料,对依据秦山、田湾核电厂址和惠安拟选核电厂址多年逐时气象数据统计分析后提出的五个天气取样候选方案,估算了某假想事故在评价区内造成的集体剂量,得到事故集体剂量余补累积概率分布函数(即CCFD曲线)。同时应用整年“逐时滑移”事故释放起始时刻方法计算了事故集体剂量的CCFD曲线,即“标准”CCFD曲线,并将五类天气取样候选方案获得的95%累积概率水平事故集体剂量值与由“标准”CCFD曲线得到的相应值作比较。结果表明,天气取样候选方案四最佳,此方案给出的95%累积概率水平事故集体剂量与由“标准”CCFD曲线得到的相应值的相对偏差仅为3%。     

VVER-1000型机组正常运行气液态流出物源项计算

田湾3、4号机组采用俄方设计制造的VVER-1000型反应堆,其正常运行气液态流出物排放源项是检验核电厂设计是否满足国家相关环境标准的重要指标,是辐射防护最优化设计的重要内容之一。以我国压水堆核电厂源项框架体系为基础,通过分析田湾核电站相关工艺系统流程,选取合适的工艺回路部件数学模型,采用电厂设计以及实际运行经验参数,分别计算了设计与现实排放源项,并与俄方计算结果进行对比,说明采用新源项框架体系下气液态放射性流出物的变化情况。     

The IAEA accident management programme

Accident prevention and mitigation programmes and the Emergency Response System (ERS) are important elements of the Agency's activities in the area of nuclear power plant (NPP) safety. Safety Codes and Guides on siting, design, quality assurance and the operation of NPPs have been produced and are used by NPP operating organizations. Nuclear safety evaluation services are provided by the IAEA. The Emergency Response System and the International Nuclear Event Scale (INES) have been developed. The framework for the development of an accident management programme has been set up. The main goal is to develop an Accident Management Manual to provide a systematic, structured approach to the development and implementation of an accident management programme at NPPs. An outline of the Manual has been distributed and the first draft is available. The component parts are: co-ordinated research programmes (CRPs) on severe accident management and containment behaviour; the use of vulnerability analysis; mitigation of the effects of hydrogen, and generic symptom oriented emergency operating procedures. The IAEA provides guidance by the dissemination of information on methods for accident management; collates information on approaches in this field in different organizations and countries; and arranges exchange of experience and the promulgation of knowledge through the training of NPP managers and senior technical staff.     

APA-H程序应用于田湾核电站1号机组堆芯物理参数计算验证

为验证APA-H(ALPHA-H/PHOENIX-H/ANC-H)程序系统应用于田湾核电站1号机组(VVER1000)堆芯物理参数计算的可行性,针对田湾核电站1号机组第6~9燃料循环的燃料管理开展计算研究。对临界硼酸浓度、组件相对功率分布以及启动物理试验进行模拟计算,并与试验测量数据进行比对。结果表明,计算值与试验测量数据符合良好,满足验收准则。APA-H程序系统可用于田湾核电站1号机组的堆芯物理参数计算。     

华龙一号操作干预水平研究北大核心CSCD

操作干预水平(OIL)的制定是核动力厂应急准备的重要内容。为使华龙一号核电机型符合国际核应急管理的先进规范,基于国际原子能机构(IAEA)最新的OIL分类和制定方法,采用华龙一号核电机型二级概率安全分析(PSA)严重事故源项,开展OIL的制定研究,分析IAEA OIL默认值对华龙一号的适用性。结果显示:华龙一号二级PSA事故在停堆前10天内的OIL2γ值低至60μSv/h,是IAEA默认值的3/5;其余OIL类别的计算值均能被IAEA默认值所包络。对华龙一号核电机型,建议停堆前10天的OIL2γ设定值不大于60μSv/h,OIL4γ设定值依据厂址放射性自然本底和监测仪表性质取1~4μSv/h,其余OIL可取为IAEA默认值。     

大气环境研究若干领域的动态与进展

介绍了大气环境中若干研究领域的动态与进展,内容包括“欧洲示踪实验计划”;符合指数d的概念,IAEA等开展环境迁移模式有效性的大型国际合作计划,扩散参数的不确定度和其对扩散因子的影响;海陆风环流的实验观测与分析;不同地表干,湿沉积,再悬浮参数及其实测值,事故评价中的大气扩散,天气取样技术,事故冲洗因子计算模式及有效扩散参数。     

田湾核电站核应急环境监测车及车载系统

核应急期间的辐射环境监测是核应急工作的重要组成部分。福岛核事故后,田湾核电站根据国家提出的安全改进要求,为确保核事故情况下能迅速有效地开展场外应急辐射监测,对核应急监测车及车载系统进行了升级,升级后的车载系统主要功能有实时数据采集、数据趋势分析、车辆实时轨迹跟踪、应急计划区展示、车载谱仪、微波数据传送等功能。文章介绍田湾核电站核应急环境监测车及车载系统的基本功能。     

Overview of plant specific severe accident management strategies for Kozloduy nuclear power plant,WWER-1000/320

This paper focuses on the fourth level of the defence in depth concept in nuclear safety, including the transitions from the third level and into the fifth level. The use of the severe accident management guideline (SAMG) is required when an accident situation is not handled adequately through the use of emergency operating procedures (EOP), thus leading to a partial or a total core melt. In the EOPs, the priority is to save the fuel, whereas, in the SAMG, the priority is to save the containment. Actions recommended in the SAMG aim at limiting the risk of radiologically significant radioactive releases in the short- and mid-term (a few hours to a few days). The paper describes basic severe accident management requirements related to nuclear power plant (NPP), specified by the IAEA and in Republic of Bulgaria Nuclear Legislation. It also surveys plant specific severe accident management (SAM) strategies for the Kozloduy NPP, equipped with WWER-1000 type reactors.     

远东地区核风险厂址释放的气载放射性污染物长距离迁移的模拟

气载放射性物质在大气中的长距离迁移问题逐渐受到关注。我们开发建立了轨迹模式TraModel和粒子扩散模式ParModel,用以模拟计算气载物质的迁移轨迹和扩散影响,并利用欧洲示踪实验(ETEX)数据对模式进行验证,同时也与国外同类模式进行了比对。结果表明,本研究所开发的模式具有较高的精度。利用美国国家环境预测中心(NCEP)的气象数据进行模拟计算,将其用于模拟我国田湾、秦山核电站以及俄罗斯远东Vladivostok(海参崴)核风险厂址释放的放射性物质的跨国界迁移。模拟结果表明,相对于等熵轨迹,三维轨迹能更真实地反映污染物的实际迁移,对于长距离迁移问题的概率分析,等熵轨迹和三维轨迹的模拟结果基本相同。释放高度对大气迁移途径有显著影响,故由一个释放高度得到的模拟结果用于其它释放高度时应当慎重。此外,由于在中国东部沿海地区气象场的复杂性,特别是受东亚季风的影响,释放点不同地理位置的影响结果也是很不相同的。这些模式、方法今后可用于开展远东核风险厂址大气迁移的概率风险分析以及事故后果评价。     

田湾核电站场外事故后果评价系统--TW-NAOCAS

从田湾核电站早期应急的需要,开发了一套核事故场外后果实时评价计算机系统软件（TW-NAOCAS）。该系统设计为一个连接多种模型（数据预处理、风场预测、大气弥散、剂量估算和干预与防护对策评估）和数据库的综合系统。本文对该系统进行介绍,并通过模式比对,对系统物理模型有效性进行了初步分析。结果表明,该系统采用的物理模型和运行设计是有效而可靠的。