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     

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%。     

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     

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)。     

某待建滨海核电厂址事故冲洗因子计算模式探讨

本文参照当前国内外常用导则给出的估算事故扩散因子的模式,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,并根据我国东部某待建滨海核电厂址的实测气象资料,分别估算了事故后各时段（０～８ｈ、８～２４ｈ、１～４ｄ和４～３０ｄ）的冲洗因子（确定论模式）和事故概率冲洗因子以及相应的沉积外照射剂量。结果表明,对事故后０～８ｈ时段而言,由确定论模式给出的冲洗沉积外照射有效剂量分别为相应的干沉积外照射有效剂量     

不同扩散参数和气象数据对田湾核电厂事故概率大气扩散因子的影响

本文基于田湾核电厂址百米气象铁塔1998和1999年度两整年的逐时气象观测数据，估算了厂址实测大气扩散参数和IAEA推荐扩散参数以及不同年份气象观测数据对厂址非居住区边界(500m)16个方位的99．5％累积概率水平事故大气扩散因子的影响。分析结果表明，根据大气扩散参数实测值给出的结果是基于IAEA推荐扩散参数给出结果的3倍左右。因此，对于田湾核电厂那类复杂地形的厂址，必须采用厂址实测大气扩散参数来估算事故释放环境后果。     

某滨海核电厂址大气弥散试验研究

描述了1995年4月至1996年4月在我国东部沿海某待建核电厂址进行的为期一年的大气弥散试验。主要实验包括百米气象铁塔四个高度整年风、温逐时观测;地面风场、海陆风及内边界层的观测与分析;湍流与扩散参数测量;风洞模拟实验等。在现场实验基础上尝试提出了计算滨海核电厂址年均大气扩散因子的新模型,此模型既考虑了向岸流与离岸流的区别,又考虑了混合层与内边界层、混合释放与扩散参数随陆距变化等诸因素的综合影响。此外又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。讨论了事故工况下,内边界层对事故剂量的影响及冲洗沉积剂量的贡献。     

核电厂事故核素扩散有效剂量影响因子模拟研究

介绍了核电厂事故后果评价影响因素模拟分析方法,以某内陆核电厂址为研究对象,应用核电厂事故后果计算程序模拟了不同扩散参数和源项变化情景下核电厂事故短期大气弥散因子和有效剂量对其响应特征。结果表明,水平扩散参数情景下短期大气弥散因子的最大值发生频率相对于垂直扩散参数情景较低,有效剂量最大值发生频率源项情景远高于扩散参数情景,有效剂量对扩散参数的响应程度要比对源项变化的响应程度要高。多种因子对核电厂核素大气扩散特征的综合效应还需进一步研究。     

基于微机的核设施环境评价软件包—NGAS,NLIQ,NACC,NRED

本文介绍了基于微机的核设施环境评价软件包的主要内容、设计原则和特点。该软件包包括：核设施气态流出物常规和事故释放环境评价程序、核设施液态流出物常规和事故释放环境评价程序以及核设施环境数据库。核设施气态流出物常规和事故释放环境评价程序，用于大气弥散计算和公众剂量算，给出了核设施周围放射性核的空气浓度、地面沉积浓度和动物物产品中的浓度，并进而估算核设施周围的集体剂量和最大个人剂量。     

应用最小二乘法原理对我国天气取样候选方案的筛选与比较

在秦山核电厂址2002年逐时气象数据、SF6实测大气扩散参数以及5类天气取样候选方案的基础上,应用动态烟团模型,估算了PWR-2严重事故在近区(半径1、2、3、5km)各计算点造成的95％累积概率水平个人有效剂量与逐时滑移相应值的均方误差之和,并应用最小二乘法对结果作了分析和比较。     

秦山核电厂实时剂量评价系统的设计,模式,参数与程序

本文介绍应用于秦山核电厂事故应急的实时剂量评价系统的设计、模式、参数与程序。该评价系统由实时数据采集系统、评价计算机系统和评价程序系统三部分组成。评价系统采用地形随动座标的质量守恒三维风场诊断模式来确定每小时的地面和低空风场；大气扩散计算采用变天气条件下的烟团模式，计算区域分近、中、远三区；烟团释放采用分阶段变长度方式，外照射剂量估算采用了半无限烟云与有限烟云两种模式，该评价系统可在输入数据后约１     

MACCS估算反应堆严重事故后果的不确定度分析

为了考察输入参数对MACCS程序估算结果的影响程度,以某反应堆全厂断电事故为例,用拉丁超立方抽样方法分析了MACCS程序估算严重事故后果的不确定度。由于参数变化的影响,事故导致的早期阶段个人有效剂量结果,在95%置信度下,不确定度因子约为2.9;长期个人有效剂量计算结果,95%置信度下,不确定度因子约为1.7。结果表明:由于参数的不确定性引起结果的不确定度在95%置信度下不超为3。     

RASCAL及其在核事故后果评价中的应用

介绍了美国核管会用于核与辐射事故后果分析的辐射评价系统(RASCAL)的主要功能和特性,重点分析了RASCAL的源项计算剂量模块、场外监测数据计算剂量模块、气象数据处理模块,以及源项计算模式、大气输运扩散模式和剂量计算模式。最后,将RASCAL应用于我国某核电厂事故应急演习中,评价分析事故情景下的放射性影响,并将其结果通过Google Earth进行三维展示。     

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...     

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。     

核设施环境评价软件包(NGLAR)

介绍了基于微机的核设施环境评价软件包(NGLAR)的主要内容、设计原则和特点。该软件包包括:核设施气态流出物常规和事故释放环境评价程序(NGAS和NACC)、核设施液态流出物常规和事故释放环境评价程序(NLIQ)以及核设施环境数据库(NRED)。核设施气态流出物常规和事故释放环境评价程序,用于大气弥散计算和公众剂量估算,给出核设施周围放射性核素的空气浓度、地面沉积浓度和动植物产品中的浓度,并进而估算核设施周围的集体剂量和关键居民组剂量。核设施液态流出物常规和事故释放环境评价程序适合于流出物向非潮汐河流排放情况,用于计算河水中的放射性核素的浓度和与河水有关的公众剂量。该套软件可以在IBM及其兼容386以上微机运行,具有中、英文两种版本,功能齐全,适合于核工业基层单位使用。     

内陆代表性厂址事故扩散因子不同估算方法的比较

针对内陆核电选址中小风、静风频率较高的厂址,分别采用美国核管会(NRC)导则推荐方法和运用三维客观诊断风场与Lagrangian烟团模型模拟整年8 760小时逐时排放方法,计算了湖南桃花江厂址事故工况下的大气扩散因子,探讨复杂条件下大气扩散模型的适宜性。研究表明:在非居住区边界概率论方法计算的最大小时事故扩散因子较烟团模型计算方法保守;Lagrangian烟团模型计算的小时事故扩散因子在某些方位大于概率论方法结果,某些远距离子区的扩散因子大于近距离子区;对于释放时间相对较长的情形,导则方法估算结果仍偏小。由此可见,导则推荐方法得到的扩散因子存在不保守的情形,建议在计算复杂地形、小静风频率较高的内陆厂址事故扩散因子时慎重选择扩散模型。     

原子能院地区放射性气态流出物排放管理目标值的初步研究

采用多源模式加数学规划法,对中国原子能科学研究院所在地区的大气扩散能力及个人所受剂量进行模拟计算,探讨了中国原子能科学研究院地区气态放射性流出物排放量限值的规划问题。通过计算确定了各核设施的剂量管理目标值,估算出各核设施的排放量上限值。     

核电站严重事故后果概率安全评价方法研究

核电站严重事故后果概率安全评价(PSA)是采用概率论的方法对核电站放射性后果进行分析,并定量给出放射性物质对核电站周围公众的健康效应影响。以国内某压水堆核电站为参考厂址,建立合适的场外后果分析模型。采用分层抽样方法对参考厂址1a的气象数据进行抽样,源项和释放特征等数据取自二级PSA的研究结果。利用事故后果评价程序对核电站严重事故后果进行计算,并用概率论方法对结果进行评估。通过计算将各事故和事故谱的场外个人剂量表示为CCDF曲线和总频率-剂量曲线,再用概率论方法得到不同距离处个人剂量超过指定剂量的条件概率;也可用此方法对确定烟羽应急计划区的安全准则中所描述的"大多数严重事故序列"进行量化。