JRODOS模拟核事故时核素扩散及剂量时空分布

核事故时核素扩散范围和造成的辐射剂量是核电厂事故应急措施制定的重要参考,利用JRODOS软件模拟了不同气象源和大气扩散模型对核电厂核素浓度和辐射剂量时空分布的影响。结果表明:WRF气象场情景下核素的扩散范围广,FNL气象场情景下核素浓度和有效剂量区域均值较高。不同大气扩散模型中LASAT模型模拟的有效剂量最高。这为核事故后果评价数据来源和大气扩散模型选择提供了依据。     

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。     

日本福岛第一核电站事故源项及后果评价

根据已有的日本福岛第一核电站相关资料,利用美国核管理委员会《轻水堆核电厂事故源项》中的假设条件,计算出事故后安全壳内的放射性源项,综合考虑各种不确定性因素,得出较为保守的环境释放源项。采用美国核管理委员会RG 1.4中大气扩散模式的假设计算大气弥散因子,并应用ICRP 71号出版物F、GR 12号报告等资料中的剂量计算...     

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。     

ARCON96程序理论模型分析

大气弥散因子是评价核电厂控制室可居留性的重要参数,美国核管理委员会采用ARCON96程序评估该参数。对ARCON96程序的基本原理及主要理论模型进行分析,并以安全壳表面释放情况为例,对程序中的面源释放扩散模型开展敏感性分析。为ARCON96程序的科学使用提供建议,保障计算的合理性。     

拉格朗日法模拟华东核电厂~(137)Cs大气扩散特征影响因子

用拉格朗日法模拟了不同因子对核电厂~(137)Cs大气扩散特征的影响。对华东核电厂在建筑物影响、粒子释放率和释放高度不同参数设置情景下~(137)Cs大气扩散时空分布特征进行模拟。结果表明:考虑建筑物时核电厂80 km范围核素浓度是不考虑建筑物情景的1.0倍。释放高度为65 m时,~(137)Cs浓度是80 m处的1.2倍。粒子释放率对放射性核素浓度的影响甚微。在研究区域尺度核素大气扩散特征时,应重点关注建筑物和释放高度的影响。     

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。     

中性层结下核电厂烟羽弥散数值模型有效性分析

采用CFD方法建立核电厂烟羽大气弥散模型,计算中性大气层结条件下烟羽分布。该模型采用垂直风速廓线表征的速度和温度梯度方式分类大气稳定度,将烟羽弥散模拟计算结果与经典解析理论计算结果进行对比,分析烟羽弥散CFD计算结果的抬升规律、烟羽空间浓度分布和扩散参数,对模型进行有效性分析。所得结果与经典解析结论基本一致。研究表明,该烟羽大气弥散模型可用于核电厂烟羽大气弥散过程的研究。     

双层安全壳压水堆LOCA事故的放射性后果分析审查

压水堆冷却剂丧失设计事故后果分析主要涉及释放源项、大气弥散和场外辐射后果三个方面。针对具有双层安全壳的压水堆冷却剂丧失设计基准事故,简述了放射性后果分析方法,计算了场外放射性后果,并对放射性后果审查中应当注意的几个问题进行讨论：（1）事故源项。通常可分别考虑为释放到内层安全壳的源项,以及释放到环境的源项。前者主要取决于堆芯裂变产物的积存量,后者不仅与释放到内层安全壳的裂变产物有关,而且与自然的和工程的清除过程以及外层安全壳的缓解作用密切相关。（2）大气弥散因子的计算。根据环境资料的获取情况,可以按照NRCR．G．1．4给出的确定论方法进行保守的估计,也可以按照NRCR．G．1．145描述的概率论方法进行估算。（3）场外放射性后果。主要考虑隔离区边界和低人口区外边界的个人剂量,包括全身剂量和甲状腺剂量。     

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。     

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。     

利用福岛第一核电厂事故期间环境监测资料反推事故释放源项

2011年3月11日,日本福岛核事故导致放射性物质向大气环境的大规模释放。本工作利用大气数值预报模式WRFV2.2.1和大气弥散模式CALPUFF,对事故期间放射性物质的大气输运和弥散进行了模拟。应用大气释放源项的逆推算方法,结合单位释放率条件下的大气弥散模拟结果和环境监测数据,对福岛第一核电厂1到3号机组向大气环境释放的放射性核素总量进行了评估,推算的131I和137 Cs气载释放量分别为8.6×1016 Bq和8.6×1015 Bq。     

Potential impacts to operating nuclear power plants due to application of revised source term

TID-14844 was promulgated in 1962, and more than 30 years later there has been a big change of the US NRC's regulatory position in using accident source term for radiological assessment following a design basis accident (DBA). To replace the instantaneous source term of TID-14844, the time-dependent source term of NUREG-1465 was introduced in 1995, which represents the accident source term enveloping all light water reactor plants. In the meantime, the radiological acceptance criteria for reactor site evaluation in 10 CFR Part 100 were also revised. In particular, the concept of a total effective dose equivalent (TEDE) has been incorporated in accordance with the radiation protection standards set forth in revised 10 CFR Part 20. Subsequently, the publication of Regulatory Guide 1.183 and the revision of the Standard Review Plan 15.0.1 followed in 2000, which provided the licensee of a operating nuclear power reactor with the acceptable guidance of applying the revised source term. The guidance allowed the holder of an operating license issued prior to 10 January 1997 to voluntarily revise the accident source term used in the radiological consequence analyses of DBA. Depending on its type of application, there were suggested full and selective applications. Whether it is full or selective, based upon the scope and nature of associated plant modifications being proposed, the actual application of the revised source term to an operating plant is expected to give a large impact on its facility design basis. Prior to its actual implementation of design modifications, it is necessary to identify and analyze the potential impacts of each type of application and to derive the considerations taken in each application. In this paper, the experiences and lessons learned from its application to Ulchin Unit 3&4 are evaluated and presented.     

浮动式核电厂烟羽应急计划区划分

介绍了小型堆应急计划区划分研究现状,在此基础上对比分析了浮动式核电厂ACP100S和AP1000核电厂在相同事故序列下裂变产物向环境的释放份额,选取具有包络性的事故源项,对ACP100S应急计划区进行了初步分析计算。结果表明:在相同的事故序列条件下,ACP100S和AP1000向环境的释放份额相差不大,但ACP100S堆芯积存量较小,因此ACP100S向环境释放源项也较小;在500m范围内,2d及7d有效剂量与7d甲状腺剂量均不超过相应的干预水平,由此可知ACP100S的烟羽应急计划区可划至500m的厂址边界,从而取消厂外应急。     

核电厂事故应急局地实时剂量评价系统的模式与参数

本文介绍在核电厂事故应急局地实时剂量评价系统中应用的拉格朗日烟团模式及相应的参数。对烟团轨迹考虑了事故期间风向、风速的变化,采用有效扩散参数以考虑烟团迁移期间大气稳定度等气象条件的变化,干沉积采用源耗减模式,湿沉积采用冲洗系数方法,还考虑了放射性衰变及烟团部分穿透混合层的修正。鉴于我国在建核电厂皆位于沿海地区,文中还给出了内边界层条件下烟团公式的处理方法。对于实时剂量评价,主要考虑了烟云浸没外照射、吸入内照射和沉积放射性核素外照射三种照射途径。最后,以秦山核电厂为例估算了 PWR1事故的环境影响,给出了部分计算结果。     

小型动力堆海上核事故后放射性核素在大气和海洋中扩散研究

为准确评估小型动力堆海上严重核事故后释放的气载核素造成的海洋放射性污染水平,以小型动力堆断电诱发的严重核事故为例,建立核素在大气和海洋中扩散的计算模型,计算事故后大气和海洋中137Cs的放射性污染水平,并分析了气载核素释放高度、大气稳定度对沉降核素海洋扩散的影响。结果表明,在一定的释放高度下,源下风轴线上表层海水中核素的时间积分浓度随下风向距离的增大呈先升高后下降的变化规律;在离源一定距离内,释放位置越高,表层海水中核素的时间积分浓度越小;在离源一定距离外,大气越不稳定,表层海水中核素的时间积分浓度越小。      

Ground deposition assessment of radionuclides following a hypothetical release from Ghana Research Reactor-1 (GHARR-1) using atmospheric dispersion model

With the sustained development in computer technology, the possibilities of code capabilities have been enlarged substantially. Advanced safety evaluations and design optimizations that were not possible few years ago can now be performed. There is a challenge today in assessing radiological dose from nuclear reactor using a more reliable computer tool in addressing the released radionuclide to the atmosphere and ground effectively and to compute the dose rates. As such the dealing of atmospheric dispersion of radionuclide release from a nuclear facility has become very imperative. This has enhanced the idea of revisiting the safety features of the existing nuclear plants and particularly research reactors. One of such kind of research reactors whose safety is of concern now is the 30 kW Ghana Research Reactor-1 (GHARR-1) which uses a Highly Enrich Uranium (HEU) fuel. In connection with conversion of GHARR-1 from HEU fuel to the use of Low Enrich Uranium (LEU) fuel; assessment of a postulated radiological dose from possible radionuclides released using computer technology is essential. An effective computer model which is based on a reliable atmospheric transport and dispersion theory can help address such drawbacks. Atmospheric dispersion modeling and radiological safety analysis were performed for a postulated accident scenario of the HEU fuel of the GHARR-1 core. The simulation was performed using a reliable health physics atmospheric dispersion code called HotSpot. The HotSpot code which employs a Gaussian plume technique was used to perform the atmospheric transport modeling which was then applied to determine the ground deposition of radionuclides and to estimate the Total Effective Dose Equivalent (TEDE) of release radionuclides. The source term was generated from an inventory of peak radioisotope activities released by using the Oak Ridge isotope generation code ORIGEN-2. The adopted methodology used was based on the predominant site-specific meteorological data. Some selected radionuclides were evaluated to prove whether their release may have radiological effect on the public. Nonetheless, prudence requires assessing the effect on the public during such events. The results indicate that the maximum ground deposition value of 1.5E-04 kBq/m² occurred at 96 m distance and the maximum TEDE value of 1.9E-02 mSv occurred at 93 m from the reactor. It was observed that the values were far below the NRC acceptable limit of the 0.1 rem (1 mSv) for the public in a year even in the event of worse accident scenario.     

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