乏燃料事故源项估算方法研究

福岛事故之后乏燃料的安全问题受到广泛关注。本文介绍一自主开发的应急辅助决策软件STEM中的乏燃料事故源项估算模块。利用美国核管理委员会(NRC)开发的核电事故后果分析软件RASCAL 4.2与STEM分别对假定事故情景进行计算,结果验证了STEM的正确性。STEM乏燃料事故源项估算模块可为核电厂的乏燃料事故后果评价提供参考。     

国际辐射评价系统及其应用

国际辐射评价系统（InterRAS)是通过考虑对放射性事故后果起关键作用的工况来对事故后果进行评价的计算机软件系统，本文主要介绍了用于后果分析的辐射评价系统（RASCAL）和InterRAS开发的历史，InterRAS对于RASCAL 2．1所做的改进以及InterRAS的基本功能和有效模式，并阐述了我国应用InterRAS进行核事故后果评价应注意的问题。     

压水堆释放源项快速估算程序开发

事故时向环境释放的源项是确定核电厂(NPP)应急响应水平和防护行动决策的重要依据。基于电厂工况估算源项是核电厂严重事故应急响应期间重要的应急评价内容之一。在国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)的有关技术文档基础上,本文介绍了基于压水反应堆(PWR)工况进行事故释放源项估算的步骤和基础数据,并归纳了7种实用的事故释放源项估算方法。基于这些方法,开发了PWR事故时环境释放源项快速估算程序。该程序为不同估算方法提供4种释放途径:安全壳泄漏、安全壳旁通、蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)和直接环境释放,除直接环境释放途径外,其他释放途径都估算了核素释放过程中的衰变、滞留、喷淋和过滤等减弱过程。对比发现,软件计算结果与美国核管会的RASCAL软件释放源项计算结果接近。     

压水堆核电厂放射性源项的估算方法研究

给出了通过安全壳大气取样分析结果估算核事故情况下压水堆核电厂向环境释放的放射性源项的方法，对相关因素进行了讨论，并与核事故辐射后果评价软件RASCAL4.2的评价结果进行了比对，验证了方法的有效性。发现了软件RASCAL4.2的不足，并提出了相应的改进建议。      

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.     

船用反应堆舱室剂量场分析

根据船用反应堆的实际运行经验和设计特点,以船用压水堆作为研究对象建立船用堆模型。假定在反应堆运行终期堆芯骤然发生事故,利用FCSC源项分析程序计算事故源项,并通过QAD-CGA点核积分屏蔽计算程序计算堆舱各参考点的剂量率,分析得出了船用反应堆舱室在不同运行工况和事故工况下的剂量分布特点,可以为船舰内人员的剂量评价提供参考。     

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...     

核临界事故报警系统布置分析方法研究

本文阐述了布置核临界事故报警系统的意义和原则,分析了核临界事故可能发生的机理,初步建立了一套核临界事故情景假设分析方法。研究了最小临界事故源项计算方法以及三维剂量场分布计数的方法,采用各设备最小临界事故剂量场分布最小值等高线图的方法来从众多剂量场分布图中优化选取合适的核临界事故报警系统布置点位,以确保其可以覆盖到每个具有核临界事故风险的设备,并对核临界事故报警系统探头类型选择的原则和方法进行了分析。     

脉冲堆环境辐射影响评价

本文讨论了脉冲堆环境辐射影响评价所采用的剂量标准、评价范围和评价方法。介绍了原型脉冲堆环境辐射影响评价所采用的计算模式和计算程序以及剂量计算结果,并就该堆正常运行工况和事故工况下对环境可能的辐射影响进行了评价。     

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。     

NACPADS及其在核事故后果评价中的应用

介绍了环境保护部核与辐射安全中心开发的核事故后果预测与评价决策系统(Nuclear Accident Consequence Prediction and Assessment Decision System,NACPADS)的主要功能和特点,重点分析了NACPADS的精细评价模式、快速评价模式以及根据辐射监测结果估算剂量模式。最后,将NACPADS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。计算结果表明:NACPADS适用于核事故的早期后果评价。     

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。     

压水堆核电厂选址假想事故初步研究

简要介绍了核电厂选址假想事故的发展过程,比较了基于RG 1.183和RG 1.195选址假想事故源项的计算假设,结合AP1000和CPR1000两种堆型计算了选址假想事故源项,同时结合某核电厂址计算了对公众造成的辐射影响。计算结果表明:1)参照RG 1.183计算假设,AP1000和CPR1000核电厂公众受照剂量最大的两小时分别为事故后1.25~3.25 h和0.7~2.7 h;2)无论参考RG 1.183还是RG1.195计算假设,CPR1000对公众造成的辐射后果要小于AP1000;3)无论是AP1000还是CPR1000,参照RG 1.183比RG 1.195计算得出的选址假想事故源项对公众造成的辐射后果均较小。     

基于严重事故剂量后果的堆芯重要核素选择

用于事故放射性后果评价的事故源项与堆芯源项密切相关,而通用的堆芯源项程序,如ORIGEN的计算结果包含几百个甚至更多的核素,如何在大量核素中筛选出重要核素,对于简便、准确地进行放射性后果评估具有重要意义。通过对事故后核素迁移至环境的跟踪,评价每个核素对最终放射性后果的贡献。结果显示30～50个核素的剂量贡献即可包络95%以上的剂量后果,这些核素可作为计算的基准,也是堆芯源项核素选择的依据。计算方法对剂量后果评价具有重要的参考价值。     

国家环保总局核事故后果评价与预测系统的设计与开发

国家环保总局核事故后果评价与预测系统的开发遵循成熟、实用、先进的原则。源项估计、大气扩散与辐射剂量计算以及应急防护措施分析采用国内外具有良好应用经验和反映当前应急干预原则要求的方法和模块,系统界面的设计强调评价流程的逻辑结构和用户友好性。本文介绍这个系统的总体框架设计、主要评价模块的特点与功能、系统数据库设计、系统运行环境设计以及用户界面的设计特点。     

船用堆大破口失水事故放射性后果分析

本文以严重事故分析程序MELCOR为计算工具,建立了某型船用堆的计算模型,研究了某型船用堆发生冷段双端断裂大破口失水事故的源项行为及放射性后果。分析了惰性气体Xe与挥发性气体CsI的释放、迁移和舱室分布规律,并对通风系统投入时机进行研究。结果表明:为保证堆舱临舱的剂量辐射在剂量限值内,应于事故发生后10min内投入全船通风。否则,应于全身剂量和甲状腺剂量达到剂量限值前及时采取防护措施。     

核电厂辐射指数评价模型构建

通过确定反应堆厂房具有代表性的辐射测点,建立标准化的辐射监测方法准确获取测点的辐射数据,再计算和分析辐射指数从而定量评价机组的辐射水平变化规律,实践经验表明,辐射指数评价模型准确反映了机组辐射水平变化规律,在大修的辐射防护管理、辐射剂量控制、辐射异常调查和源项分析中发挥了重要作用,具有较强的实用价值,也可为其他电厂的辐射防护管理提供思路和借鉴。     

混合遗传算法在核事故源项反演中的应用

针对国内外普遍关注的核事故源项反演与事故后果评价的问题,运用遗传算法-单纯形法结合烟团模型实现了对源强的反算和释放点位置的快速定位。遗传算法-单纯形法与遗传算法-模式搜索法、遗传算法和单纯形法等3种算法的比较结果表明：遗传算法-单纯形法结合了遗传算法和单纯形法两种算法的优势,也弥补了各自算法的缺陷,其反算值可与期望值较精确符合;扩散模式模块、GA模块和NM模块3者可简单直接的结合,结合所需编写的代码较少,通用性广;GA模块和NM模块的计算花费较少,适用于核电厂对源项的快速估计。     

低放废物暂存库辐射水平分析及监测评价

辐射环境影响评价是低放废物暂存库辐射环境监管的重要内容。为掌握我国典型低放废物暂存库辐射水平,根据满负荷运行状态下低放废物暂存库源项及辐射屏蔽设计参数,运用点核积分方法给出周围辐射剂量率水平,计算工作人员及公众经外照射途径所致辐射剂量;并对低放废物暂存库辐射水平进行监测,估算所致工作人员以及公众受照剂量,同时对工作人员个人年累积剂量资料进行复核。结果表明,点核积分方法计算结果能满足屏蔽设计及辐射环境监管要求,理论计算和实际测量相互验证,工作人员及公众受照剂量均满足剂量限值要求。     

利用可选择源项分析大破口失水事故的放射性后果

阐述了应用可选择源项分析设计基准事故放射性后果的基本方法,并以900MW核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序分析大破口失水事故的放射性后果,包括主控室、非居住区边界和低人口密度区外边界的剂量计算,并与美国核管会(NRC)管理导则1.183中的剂量准则相比较,结果均在可接受值之内。