海域放射性后果评价方法研究

本文通过对国内外海流数值预报、放射性物质在海域的输运数值模拟和剂量评估等方法的分析研究,建立了用于核电厂海域放射性后果预测与评价的数值模拟方法,确立了核电厂海域放射性后果预测与评价系统的总体研发方案,为该系统的顺利研发奠定了技术基础。该系统的建立可实现对我国不同核电厂址核事故状态下液态放射性物质在近岸海域的辐射后果的精细模拟,同时也能快速模拟核电厂址海域辐射后果,以满足核事故应急响应工作对时效性和准确性的需求,进而可有效提升我国核事故的应急响应能力。     

铀浓缩设施核应急实时评价系统开发

本文介绍了我国首次集成开发的铀浓缩设施核应急实时评价系统。系统针对铀浓缩设施可以实时评价核临界事故和UF₆泄漏事故的辐射影响。系统可根据事故γ报警仪剂量率读数估算核临界裂变次数,并自动评价核临界事故后果。针对UF₆烟羽的重气特性,将重气模型与高斯烟羽模型相结合,可更准确地模拟UF₆的扩散过程。系统的开发解决了铀浓缩设施应急准备和响应一直缺乏的技术支持能力。     

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。     

钠水反应试验回路中氢离子扩散数值模拟研究

蒸汽发生器事故保护系统钠水反应监测模块的功能实现是提高系统可靠性的关键,为此建立微小泄漏钠中氢离子扩散数学模型,采用CFD软件,对蒸汽发生器事故保护系统中氢离子扩散和输运过程进行了数值模拟,通过数值模拟研究了蒸发器、缓冲罐以及连接管道中氢离子浓度随时间的变化;同时,研究了采用注氢模拟蒸汽发生器发生钠水反应时钠水反应产物...     

境外核事故放射性后果评价软件(RADCON)的开发及应用

境外核事故放射性后果评价软件(RADCON)将区域气象数值预报和中长距离放射性污染物迁移放射性后果评价集成为一体,可用于模拟全球不同位置释放的放射性污染物的中、长距离输送和扩散及辐射剂量后果。本文介绍了RADCON的基本结构和功能,并以日本福岛第一核电站核事故为例进行了应用实例分析,给出了福岛第一核电站事故大气释放量最高的3月15—16日期间的长距离输送和扩散及其辐射剂量分布的模拟结果。结果表明,RADCON系统能够较真实地反映释放的放射性核素在环境中的迁移趋势和扩散的时空分布,可为应急决策提供技术支持。     

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。     

某型空间堆堆芯热工水力特性数值分析

本工作对某型空间堆堆芯内部热工水力不均匀特性进行了数值分析,针对不同工况下空间堆堆芯内部流动和传热特性尝试采用核热耦合方法进行数值模拟计算,首先使用六角形变分节块法三维全堆芯中子学扩散计算得到堆芯功率分布参数,然后对堆芯进行三维建模并导入商用CFD软件STARCCM+进行计算。数值模拟过程中,分析了稳态条件下堆芯径向功率分布不均匀性对内部流动和传热的影响规律;同时分析了当落棒事故发生时,堆芯轴向功率分布不均匀性对流场的影响规律。本研究基于核热耦合技术初步计算得到上述工况下的堆芯流体温度、速度、堆内最高温度点等参数分布,经过对计算结果的分析,获得了稳态工况及落棒事故工况下堆芯内部流动传热情况以及温度和速度三维分布的不均匀特性。     

基于拉格朗日混合单粒子轨迹模式（HYSPLIT）的核污染物扩散数值预报技术

本研究利用拉格朗日混合单粒子轨迹模式（HYSPLIT）开展了核污染物数值预报试验。欧洲示踪试验和虚拟事故情景下的模拟预报试验结果表明,HYSPLIT模式模拟的1 h内轨迹最小绝对误差约为0.2°,该模式可以有效地预报核污染物的扩散轨迹。模拟轨迹误差主要受风向和风速的影响,且初始状态误差会使轨迹模拟的误差随着预报时效增加而逐渐增大;对于单次轨迹模拟,模式模拟轨迹会存在偏差,但在一定时间范围内,轨迹模拟可以很好反映示踪剂在释放后空间范围内整体的分布特征;利用大气扩散模式HYSPLIT和中尺度天气预报模式（WRF）,可以实现区域核污染物的数值预报,模式可以预报出事故区域核泄漏物质的扩散路径和浓度分布。     

基于欧拉-拉格朗日方法的气载核污染物长距离传输沉降模拟研究

在气载核污染物长距离传输沉降方面，欧拉-拉格朗日方法能够结合拉格朗日方法和欧拉方法两种理论的优势，国内对其研究较少。假设我国某核电厂在发生类似福岛核泄漏事故的情况下，针对核污染物在大气中的长距离输运过程，通过应用JRODOS(Java Real-time On-line Decision Support)系统中MATCH(Multi-scale Atmospheric Transport and Chemistry)模块的欧拉-拉格朗日方法，开展数值模拟研究，并将地面沉降结果及剂量率场分布情况，结合实况天气图进行趋势验证。模拟与验证的结果体现了湿沉降在核污染物清除中的重要作用，同时表明欧拉-拉格朗日方法能够给出核污染物在大气中长距离传输和沉降的主要特征，模拟结果与天气实况在趋势上较为符合，该方法可以为我国核事故后果评价及应急决策提供辅助参考。     

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。     

核与辐射事件医学应急管理体系国际比较

介绍了我国核与辐射事件医学应急管理体系的构成,并将之与日本、美国、法国、俄罗斯和加拿大的核与辐射事件医学应急管理体系进行比较,分析其优缺点,同时介绍了WHO和IAEA在核与辐射事件医学应急中的作用,在此基础上提出建立健全我国核与辐射应急医学管理体系、提升医学应急救援能力的建议。     

放射性废物近地表处置设施的应急管理研究北大核心CSCD

放射性废物近地表处置设施是放射性废物处置设施的一种。根据核安全法,该类设施内发生的放射性事故属于核事故范畴,考虑到该类事故具有辐射事故特征,建议其场内应急预案参照核设施核事故应急预案进行编制,其中应急体系按照核设施核事故进行管理,如应急组织体系、应急报告制度、应急设施等,但在事故分级上采用辐射事故分级原则。     

西安脉冲堆仿真系统

介绍了西安脉冲堆仿真系统的组成、原理、功能及特点,并就系统软件及仿真模型没计作了初步说明。该仿真系统不仅模拟脉冲堆两种堆芯布置如4种运行方式的操作,而且模拟了氙毒、碘坑过程及脉冲堆可能的7种事件,也可由教员随机设置多种设备故障或异常工况。该仿真系统已成功地用于操纵员培训及核工程专业学生的实习。     

Chernobyl experience of emergency data management

The use of the Chernobyl experience in emergency data management is presented. Information technologies for the generalization of practical experience in the protection of the population after the Chernobyl accident are described. The two main components of this work are the development of the administrative information system (AIS) and the creation of the central data bank. The current state of the AIS, the data bank and the bank of models is described. Data accumulated and models are used to estimate the consequences of radiation accidents and to provide different types of prognosis. Experience of accumulated analysis data allows special software to be developed for large-scale simulation of radiation consequences of major radiation accidents and to organize practical exercises. Some examples of such activity are presented.     

数值反应堆的研究现状与发展建议

数值反应堆技术是基于多物理紧耦合的高精度、高分辨率、高置信度的高保真数值模拟技术,其目的是实现核反应堆内物理现象的精确数值呈现和分析,大幅度提高核反应堆的设计能力和安全运行能力,用数值技术驱动核能技术的快速发展。本文总结了国内外数值反应堆技术的研究现状,提出了数值反应堆技术的发展建议。     

核电站卫生出入口辐射监测仿真系统的研制

介绍了核电站卫生出入口辐射监测系统仿真系统的研制,该仿真系统以秦山二期核电为蓝本,从外观、硬件、软件功能几方面全面模拟,从而达到对辐射控制区的进出控制功能进行模拟的目的,并为出入口辐射监测系统国产化研制打下一定的基础.     

基于福岛核事故监测数据的辐射剂量场重构方法研究

辐射剂量场的重构是核事故后开展应急工作的一种重要手段。为了比较不同插值方法用于辐射剂量场重构的优劣,基于日本福岛第一核电站事故后发布的监测数据,分别利用反距离权重插值法、克里金插值法、线性三角网插值法和径向基函数插值法4种方法进行辐射剂量场重构。通过划分不同数量的测试集,以均方根误差、平均绝对误差以及标准偏差为判别依据...     

减小辐射场剂量率预测不确定度的数据同化研究

为提高核事故早期辐射场剂量率评估的准确性和可靠度,提出一种基于数据同化理论的评价方法。根据数据同化理论,定义辐射场状态空间,建立了适合辐射场剂量率预测模型的状态转移和误差协方差矩阵。利用同化算法,综合考虑核事故辐射场剂量率预测模型与实测数据,实现辐射场剂量率的最优化表达。在Matlab软件平台上,运用数值模拟实验和福岛实测数据,对该方法进行了双重验证。实验结果表明,数值模拟实验条件下,当放射性物质空气释放率高估1个数量级时,同化后,辐射场剂量率相对均方根误差从1个数量级降低至50%左右。利用福岛核事故监测数据对同化系统进行验证,同化后的结果与实际测量结果相近,相对均方根误差在20%左右。以上结果表明,通过合理运用数据同化方法,可有效减小辐射场剂量率预测的不确定度。     

Fluid-structure interaction — A survey with emphasis on its application to nuclear steam system design

The development of fluid-structure interaction methodologies as applied to nuclear steam system design is reviewed and classified according to whether the system is strongly or weakly coupled. Different numerical methods are discussed and compared. Finally, the effect of fluid-structure interaction on flow-induced vibration, seismic response, and response to loss-of-coolant accidents in an NSS is discussed.