福岛核事故放射性物质释放对周边地区的概率影响分析

模拟了福岛核事故放射性物质释放对周边地区,尤其是对我国关心区域的影响,利用2004年至2008年3-5月五年间的气象数据,以日本福岛第一核电站为中心,考虑经纬度各±0.2°的区域设置4个释放点,计算福岛核电站每天8次的正向3D轨迹,轨迹的起始高度为50 m,轨迹时间间隔为3h,轨迹长度为5d.4个释放点五年共14 720条轨迹,利用轨迹计算结果通过聚类分析获得其大气迁移途径,统计分析了放射性物质到达关心区域的频率以及大气迁移和快速迁移的概率场.结果表明,在春季三个月到达我国各关心点的频率普遍相对偏低,其中5月份最高,如:哈尔滨为0.9％,上海为0.6％,台湾为0.2％,北京为0.1％,平均迁移时间分别为3.2d、4.2d、4.5d和4.6 d;3月的频率最低,3月到达台湾的频率为0.1％,到达哈尔滨的频率为0.1％,到达我国其余关心区域的频率均为0.日本福岛第一核电站春季的气流迁移和快速迁移的概率场结果与上述根据逐条轨迹途径对关心点的影响分析结果是一致的.同时,从概率场结果还可看出对其它地区的影响情况.     

基于部队核事故后果分析的系统开发

通过分析国内核设施事故后果评价技术现状及相关系统的功能特征,研究部队核事故后果评价技术的发展情况,比较两者在评价技术方法和功能模式上的异同点。在此基础上,针对前期研制的一种适用于部队核事故后果评价的软件系统,在功能组成、开发应用和优化升级等方面进行了探讨,为部队核武器事故后果评价技术发展提供了启示。     

基于操作层面的核事故现场医学应急处置流程优化探讨北大核心CSCD

通过对比国内外核应急相关标准,结合国际重大核事故医学应急处置经验及国内核应急演练经验,分析我国核事故医学应急现场处置现状,并重点就严重核事故现场医学救援过程中“辐射防护、伤员分类、去污洗消、心理干预”等方面分析探讨可能存在的问题,提出操作层面的流程优化建议,以助于提升核应急专业救援队伍能力。     

让切尔诺贝利核事故的警钟长鸣——纪念切尔诺贝利核事故25周年

一次严重事故发生后总引发业内人士颇有兴趣的讨论并相应地对核安全框架做出修改,但每次重大事故的起因并非相同,触及到的问题也不一样。25年前的切尔诺贝利核事故让世界震惊;25年中5个堆发生堆熔远远超出了国际上对严重事故发生概率的规定;25年中因堆熔事故11个机组报废、两个厂址变成了人们不敢前往的地方。面对这一切,我们需要有全新的核安全思维。     

切尔诺贝利核事故

1986年4月26日,前苏联切尔诺贝利4号核电机组发生爆炸,导致了大量核泄漏,酿成了人类和平利用核能史上的一场最大悲剧。二十年过去了,切尔诺贝利的故事还没有结束,让我们理性地回顾这次事故的前因后果。     

核事故后果评价研究进展

回顾了国内外在核事故后果评价领域开展的概率风险评价、实时后果评价、事故后的后果评价技术与方法研究的发展历程,对后果评价研究在大气弥散模型的要求与发展、利用环境监测数据估算源项、食物链模型与事故季节性、剂量估算与防护措施、核与辐射突发事件（小尺度）响应、决策支持技术以及放射性物质长距离迁移问题等方面进行了讨论与分析。近年来,随着我国核能事业的迅猛发展,需要加强和发展核事故与突发事件的后果评价和应急响应技术。     

核事故后果评价研究进展

回顾了国内外在核事故后果评价领域开展的概率风险评价、实时后果评价、事故后的后果评价技术与方法研究的发展历程,对后果评价研究在大气弥散模型的要求与发展、利用环境监测数据估算源项、食物链模型与事故季节性、剂量估算与防护措施、核与辐射突发事件（小尺度）响应、决策支持技术以及放射性物质长距离迁移问题等方面进行了讨论与分析。近年来,随着我国核能事业的迅猛发展,需要加强和发展核事故与突发事件的后果评价和应急响应技术。     

基于模糊物元分析的核事故应急防护措施风险评价模型

在模糊物元分析的基础上,结合模糊集合理论和欧氏贴近度概念,建立了核事故应急防护措施风险评价的模糊物元模型。引用信息熵和专家打分方法综合确定评价指标的权重,不仅充分利用了评价指标本身的数据,而且有效地避免了专家打分确定权重的主观随意性。实例应用计算的结果表明,该模型用于评价核事故应急防护措施的风险是可行的,为核事故应急防护措施的最优化提供了一种有效的分析方法和决策依据。     

核事故的辐射监测与要求

本文介绍有关核事故的概念及其辐射监测要求。     

核事故与国内现役核电机组核安全措施

根据核电厂核安全和辐射安全的设计防御准则,对核电史上三次重大事件进行分析,挖掘出核电事故主要因素：人因因素和超过设计值的自然灾害。同时结合国内核电厂的设计参数和运行参数,对发生类似事故进行研究比较,提出必要的预防方案。国内现役核电厂在运行安全技术上,已经可以充分预防人因事故的发生,对于超过设计值的自然灾害及外在因素引起的事故,还应重新考虑安全标准。核电厂在建设和运行过程中,需要充分考虑在极端环境下,如何将核辐射和泄漏的危害程度降低至政府以及公众能够接受的水平。     

灰色关联聚类在宇宙射线μ子成像中的应用

该工作为宇宙线μ子探测裂变核材料研究中的一部分.宇宙射线μ子成像目标存在粒子数偏少的客观条件,符合灰色系统理论的“小样本”、“贫信息”的特点,首次探索应用灰色关联聚类分析提高宇宙射线μ子成像中对物质区分效率的方法.     

核材料中子辐照损伤的团簇动力学模拟综述

核材料中子辐照损伤是影响核能装置安全性和稳定性的关键问题之一。由于难以开展大量的中子辐照实验来评估核材料的损伤机理,因此相关理论模拟至关重要。介观尺度团簇动力学（CD）模型由于不受时间和空间尺度的限制,是一种研究材料中子辐照损伤长时间演化的有效方法。本文综述了CD的模型、数值算法和最新进展,重点介绍了CD在典型核材料的中子辐照问题中的系列应用,并对CD的未来发展进行了展望。     

应急决策支持系统中核事故后果评价程序的设计与改进

应急决策支持系统中核事故后果评价程序用于计算放射性核素浓度与辐射剂量的时空分布,并对应急中防护行动的确定提供建议。为了适应目前主流的计算机配置与软件设计思想,现对事故后果评价程序进行重新设计。改进其功能、逻辑结构与接口设计,提高计算能力与应用范围。添加避迁、永久再定居以及食品及饮用水控制行动决策,可对操作干预水平进行修订。采用浏览器/服务器框架结构,优化数据存储方案,实现对接口参数的统一管理,以减小程序运行限制与维护代价,提高运行效率。新版应急决策支持系统将为我国核电厂事故应急提供更加完善的技术支持。     

M310核电厂严重事故下稳压器隔间氢气风险分析

基于GASFLOW程序,选取对M310核电厂稳压器隔间内氢气风险极为不利的两种事故工况,对安全壳内氢气风险进行了分析计算。模拟结果显示:在所研究的工况条件下,卸压箱隔间、波动管隔间、稳压器隔间及穹顶区域内,只有波动管双端断裂事故在早期氢气集中释放阶段,出现了稳压器隔间内FA准则数大于1的情况,其他隔间及其他工况下所有隔间内的FA准则数和DDT准则数均不会超过1。即,所研究隔间内均可以排除燃爆转变风险。破口隔间内部氢气浓度分布主要受源项氢气浓度以及混合气体夹带作用的影响,不同位置的氢气浓度变化存在显著差别。安全壳大空间的氢气浓度呈层状结构,随着时间推移,层状结构向下推移,安全壳大空间氢气浓度分布呈均匀化趋势发展。     

反应堆一回路装置的重量优化设计

本文将最优化理论应用到核动力装置方案设计中,以核动力装置重量作为性能评价指标,建立了核动力一回路系统中主要设备的重量评价模型,在对影响一回路主要设备重量的热工参数进行敏感性分析的基础上,应用自主开发的改进复合形算法对核动力装置总体热工参数进行寻优,在满足功率要求和安全准则的前提下,获得了使压水堆一回路装置重量最小的优化设计方案。优化设计方案与原始设计方案相比,重量减少了3.77%,从理论上证明了优化的可能性,可为工程设计提供参考。     

基于MAS的船用压水堆核事故应急决策支持系统

船用压水堆装置环境复杂、工况多变,严重制约对其进行核事故应急决策.为提高其核事故应急决策能力,最大限度降低核事故的影响,提出一种基于多Agent系统(MAS)的核事故应急决策支持系统.采用HLA/RTI作为应急决策支持系统的支撑环境及系统结构.系统由:系统控制Agent、分析Agent、对策Agent、评估Agent、环境Agent等组成.系统中充分利用MAS的自主性、反应性和主动性对舰船核事故做出有效的应急决策.     

核事故应急中的贝叶斯决策模型研究

通过比较分析 ,发现风场变化的不确定性对核事故应急决策有很大的影响。针对这种情况 ,以贝叶斯 (Bayes)风险决策原理为理论基础 ,结合核事故应急的相关知识提出了在计算机上实现的核事故应急中的贝叶斯决策模型 (NBDM) ,以便改进风场的不确定性 ,提高ESY中决策的精度。同时还与Alexandre方法进行了比较 ,最后给出了一个计算实例分析     

基于核电的大功率霍尔电推进系统设计及分析

本文基于空间核电源开展大功率电推进系统方案设计。大功率霍尔电推进具有结构简单、推功比高、可靠性高等综合优势,成为核电推进首选技术。以大型火星探测任务为背景,开展1 MW霍尔电推进系统设计。电推进系统采用5台200 kW电推力器组成推力器簇的方案,系统干重约2.7 t,用于完成从低地球轨道（LEO）到火星轨道的轨道转移任务,预估推进剂消耗量3.89 t,远低于化学推进推进剂消耗量。     

核安全法规和标准中核电厂工况分类的相互对照

IAEA文件No．NS-R-1-2000和我国的HAF102将核电厂工况（状态）划分为正常运行、预计运行事件、设计基准事故、严重事故。美国的RG1．70和我国的EJ／T312将核电厂工况划分为正常运行、中等频率事故、稀有事故、极限事故。本文引述了相关文件给出的各工况（状态）的发生频率，分析并提供了这两种工况（状态）划分方法之间的对照关系。