后处理厂应急操作干预水平分析与计算

操作干预水平是依据防护最优化原则制定的,它是以环境监测数据来实施响应行动,使防护行动满足实际应急需求。因此操作干预水平作为事故应急响应的重要依据,是后处理厂应急预案中关键一环。本文根据后处理厂操作干预水平制定的特点,分别采用以可避免剂量和预期剂量导出操作干预水平的两种方法,计算后处理厂操作干预水平。其中采用可避免剂量作为隐蔽、撤离的防护行动准则,计算得到后处理厂严重事故操作干预水平OIL₁计算结果数值很小,在常用γ剂量率仪的探测限以下。以俄罗斯Tomsk红油爆炸事故源项为例,使用可避免剂量导出操作干预水平的计算方法,得到了操作干预水平OIL₁、OIL₂和OIL₃的值,可以为后处理厂场外公众防护行动提供指导,完善后处理厂应急准备和管理。     

CFBR-II堆最大假想事故的环境影响分析

根据国外快中子增殖反应堆型最大假想事故的确定原则,计算分析了中国快中子增殖反应堆(CFBR-II堆)的最大假想事故的规模及源项。根据对释放模式、大气扩散模式和个人有效剂量来源的分析,在保守假设的情况下,计算得到距堆厅典型位置的公众和工作人员的个人有效剂量。与国家标准进行比较,发生最大假想事故时,对公众和工作人员不需要采取服碘、隐蔽和撤离等应急措施,事故应急处于应急待命水平。     

CFBR-Ⅱ堆最大假想事故的环境影响分析

根据国外快中子增殖反应堆型最大假想事故的确定原则,计算分析了中国快中子增殖反应堆(CFBR-Ⅱ堆)的最大假想事故的规模及源项.根据对释放模式、大气扩散模式和个人有效剂量来源的分析,在保守假设的情况下,计算得到距堆厅典型位置的公众和工作人员的个人有效剂量.与国家标准进行比较,发生最大假想事故时,对公众和工作人员不需要采取服碘、隐蔽和撤离等应急措施,事故应急处于应急待命水平.     

核事故早期可防止剂量的计算

本文介绍了一种事故早期可防止剂量的计算方法，分析讨论了时间，空间，环境和不同防护行动之间相互作用等对防护行动实施效果有主要影响的因素；通过计算不采取任何防护行为时所受到的剂量与采取防护行动后的剂量之差得到可防止剂量，将其与国际原子能机构建议采用的通用干预水平进行比较，可得到应采取紧急防护行为的区域，同时也可以为进一步的防护决策最优化提供剂量数据。该方法已经应用在广东省核事故场外后果预测评价系统（GNARD2．0）和秦山地区环境核事故后果评价系统（QS－NUCAS1．0）之中。     

核设施事故情况下公众辐射防护措施分析

简要介绍了核设施在事故情况下,不同事故阶段应采用的防护措施,分析了各种防护措施在实施过程中可能遇到的困难、存在的风险以及所需付出的代价,提供了为保护公众快速合理地选择有效防护的一些方法,为应急干预行动最优化提供参考。     

秦山核电厂全厂断电事故厂外后果分析

采用MELCOR和MACCS程序对秦山核电厂全厂断电事故的源项和厂外后果进行了计算。该事故会引起厂外群体受到较大剂量的放射性照射，但剂量不足以引发早期确定性健康效应。并对可能采取的应急防护行动进行评估，确定最佳防护措施为：安全壳泄漏阶段实施隐蔽；若安全壳超压失效无法避免，应急计划区内应立即实施撤离。     

核工业某厂铀尾矿库补救行动剂量评价

本文分析评价了某厂铀尾矿库补救行动计划中工作人员与公众所受照射的剂量。补救行动中工作人员的照射途径主要是吸入氡及其子体、吸入空气中悬浮的尾矿尘和直接γ外照射。考虑可能的最大照射景象是，在工作时间内施工人员一直处于未覆盖的尾矿上，不考虑施工机械和设备对施工人员的防护作用，也不考虑其它防护措施的作用。剂量估算结果表明，工作工作所受的有效剂量为６．０ｍＳｖ／ａ。补救行动完成后，公众的照射分别考虑了正常和     

核事故情况下选择干预措施时值得重视的问题

本文以原苏联切尔诺贝利核电厂事故后对公众采取干预措施的经验为参考,结合近年来有关反应堆事故源项的认识,讨论了核事故情况下选择干预措施时值得重视的一些问题。     

HTR－10高温气冷实验堆事故放射性释放及对环境的影响

本文介绍了ＨＴＲ－１０高温气冷堆可能发生的向环境释放较多放射性的三种事故的释放机制和释放量计算中的假设，并给出了释放量和对公众的辐射剂量的计算结果。这三种事故中，堆芯进水事故引起的公众辐射剂量最大，在离排放点２５０ｍ处公众个人受到的全身剂量为５．４４×１０￣（－１）ｍＳｖ，此剂量比核安全法规中规定的要采取隐蔽等场外应急措施的干预水平低１个量级。     

池式低温供热堆选址阶段的辐射影响评价撤回

为保障池式低温供热堆的顺利开展，对其选址阶段正常运行和事故工况可能造成的辐射影响进行评价，并对推进池式低温供热堆示范工程落地提出建议。根据现行的法规标准，结合池式低温供热堆的特点，选取适宜的评价准则。通过反应堆特性、工程设计方案、文献数据和运行经验，分析正常运行的排放源项。在池式低温供热堆的固有安全性、小型堆技术安全目标的基础上，确定事故源项。讨论评价中遇到的法规标准、核素筛选、参数取值等问题。正常运行工况下，放射性气载流出物的大气扩散及对公众的剂量采用高架连续点源模式估算。事故工况下，以全堆芯燃料包壳破损事故作为选址假想事故，采用USNRC RG1.194提供的ARCON96程序估算各时段的大气弥散因子。结果表明，正常运行工况下，气载流出物排放对公众的最大个人有效剂量为7.3×10^-7 Sv/a,小于剂量约束值0.1 mSv/a。事故工况下，厂址边界处公众个人(成人)的最大有效剂量为1.43 mSv,甲状腺当量剂量为4.3 mSv,均小于场址边界上公众个人的有效剂量控制值10 mSv和甲状腺当量剂量控制值100 mSv。池式低温供热堆在正常运行和事故工况下对公众...     

基于微观交通模型的核电厂应急撤离模式研究

核电厂应急撤离是指当核电厂在运行期间发生重大核事故导致或可能导致大量放射性物质被释放到大气环境时,所采取的一种能够有效避免或减少公众辐射危害的应急防护措施。在核电厂发生重大核安全事故时,组织核电厂工作人员和应急计划区内(EPZ)公众有序、快速撤离到应急计划区外是核电厂应急计划的重要组成内容,也是事故情况下保障核电厂工作人员及周边公众健康和安全的重要途径。基于微观交通模型的核电厂应急撤离是以追踪单个个体的撤离行动轨迹为基础来对撤离时间进行估算分析的一种方法,不但可以详细地记录每个撤离个体的出发时间、行驶路径、最大速度、平均速度、拥堵时间、结束时间,而且还能得到撤离过程中各条道路的通行能力、拥堵状况。本文通过调研国内外核事故应急撤离条件评价方法、模式和成果,根据我国实际情况提出适用于我国核事故应急撤离条件的核电厂应急撤离微观交通模型。     

对“脏弹”恐怖袭击初始响应人员防护干预行动的一些讨论

相比于核设施事故,"脏弹"恐怖袭击在发生地点、放射性物质释放方式和辐射影响范围等方面都有所不同,后者具有突发性、可能发生在人口集中的市区、现场不确定因素多等特点。文中分析了初始响应人员的防护以及在隐蔽、临时撤离等公众防护干预行动应用中需要考虑的一些问题。重点对营救阶段初始响应人员到达袭击现场后,应急工作区初始大小的确定、内外警戒区的划分和公众防护措施的合理应用等方面进行了讨论,并提出了相应的建议。     

反应堆卸料燃料组件吊运跌落事故辐射安全分析

在反应堆卸料过程中,燃料组件吊运是关键操作之一,由于在燃料组件吊运时发生跌落事故的后果较为严重,需要预先对该事故进行详细分析,评价事故对工作人员、公众及环境的影响。本文从事故起因、事故进程、事故缓解措施、事故处理程序及事故后果等方面对燃料组件吊运跌落事故进行了描述、分析和评价。从事故分析可见,发生燃料组件吊运跌落事故时,由于~(85)Kr的逸出而造成工作人员受到浸没外照射的剂量不超过1.28×10~(-1)m Sv。工作人员对事故进行处理而受照的剂量最大为15 m Sv。从环境影响评价可知,事故致使厂址N方向距离厂址边界约1.5 km处村庄公众接受的个人有效剂量最大,为2.56×10~(-6)m Sv,10 km范围内公众集体有效剂量为3.75×10-2人·m Sv。     

核事故后果的现实估计

一、序言如果发生核反应堆事故,放射性辐照量的估计是制定紧急反应计划的基础。现行估算的再校核表明,这些估算可能高了10倍或更多。若果真如此,公众对核安全问题的担心可能是过份了。我们对于处理事故的策略特別是撤离政策,可能有不正确的偏向。例如,对于反应堆事故和由此而引起的实际可能出现的放射性释放,居民的大量撤离不是最安全的策略,掩蔽似乎更好些(某些时候靠近的地点     

中国高温气冷堆核电示范工程环境辐射影响初步分析

对我国高温气冷堆核电示范工程(HTR-PM)进行了环境辐射影响分析和评价.内容包括堆芯放射性总量的计算、正常运行工况下放射性核素的年释放量、事故源项的分析计算以及正常运行和事故情况下辐射剂量的估计.分析结果表明:正常运行工况下,HTR-PM放射性释放对公众成员可能产生的辐射剂量远低于我国目前的法规要求;设计基准事故情况下对公众成员可能产生的辐射剂量明显低于需要在场外采取隐蔽措施的通用干预水平.     

评价压水堆失水事故潜在放射性后果所采用的假设

一、引言美国联邦法规第10篇50章(10CFR Port 50)50·34节中要求,每个希望获得施工许可证或运行执照的申报者,应提供对反应堆结构、系统及部件的设计和性能所进行的分析与评价,以便估计反应堆运行对公众健康及安全造成的危害。设计基准失水事故乃是用于评价反应堆结构、系统及部件是否满足有关公众健康和安全所要求的若干种假想事故之一。本指南给出用于评价压水堆失水事故放射性后果的诸多可接受的假设。在某     

日本核电站选址剂量标准及其评价模式——赴日考察简讯之四

1.选址剂量标准日本原子力委员会于1964年颁布了“反应堆选址审查指南及其适用性判断标准”,其对核电站的安全保证,规定了下述三项基本目标:①发生重大事故时,对核电站周围公众不产生辐射损伤。②发生假想事故时,对周围公众不产生显著的辐射危害。③发生假想事故时,对国民遗传剂量的影响非常小。     

西安脉冲堆对环境的影响

应用厂址周围的人口与食谱调查资料以及反应堆参数 ,计算了该堆及其同位素生产线在正常运行及事故工况下厂址控制区边界的最大个人有效剂量当量和80km范围内的集体有效剂量当量。计算结果表明 :在正常运行时 ,厂址控制区边界最大个人有效剂量当量为6 0×10 -3mSv/a ,80km范围内的集体有效剂量当量为0 35人·mSv/a。反应堆最大假想事故事故下 ,所致厂址限制区外(500m)公众最大全身有效剂量当量为2 1×10-2mSv ,甲状腺剂量为3 8mSv ;事故持续30天后 ,80km范围内的集体有效剂量当量为0 14人·Sv(全身)和97人·Sv(甲状腺) ;正常运行工况和最大事故期间对本地区环境的影响都是可以接受的     

低温核供热堆事故放射性释放量的计算方法及其应用

本文根据低温核供热堆的设计原则、堆内结构和系统设置等方面的特点，提出了该堆可能发生的向环境释放较多放射性的事故是：反应堆主冷却剂小管（取样管或仪表管）在安全壳外破裂；废气贮罐泄漏；核疏水系统贮罐泄漏；卸压箱泄漏；燃料组件操作事故；控制棒引水管破裂并迭加两道隔离阀失效。根据低温核供热堆的安全特点推导出这些事故放射性释放量的计算方法。结合拟建的大庆２００ＭＷ低温核供热堆具体给出了重要的事故假设和这些事故放射性释放量的计算结果及其对公众成员的辐射剂量，其中对环境影响最大的是控制棒引水管破裂并迭加两道隔离阀失效事故。在离排放口２５０ｍ处公众成员受到的全身剂量为２．６×１０－２ｍＳｖ、甲状腺剂量为４．５ｍＳｖ。     

一回路流量变化时CEFR停堆保护特性的研究

为了对目前CEFR反应堆设计中的安全裕度进行研究,通过simulink建立钠冷快堆CEFR的热工模型.采用反应堆安全分析中的预期瞬态无停堆保护的方法,对其一回路发生流量变化时反应堆的状态进行仿真分析,并确保在整个事故过程中反应堆状态符合钠冷快堆事故验收准则的要求.仿真结果表明,当一回路流量发生变化时,反应堆在整个过程中...