核事故早期应急响应的预报模式及其设计方案

风场预报和烟羽浓度预测是核事故早期应急响应放射性后果评价系统的主要内容。基于将风场预报和烟羽浓度预测作为一个系统的考虑,介绍用于核事故早期应急响应的预报模式和设计方案。风场预报,以质量守恒的风场诊断模式提供的三维风场为初始场,采用非静力平衡、完全可压缩的大气动力学模式。烟羽浓度预测,采用粒子随机游走大气扩散模式,该模式所依赖的平均风速和湍流脉动参数均来自非静力平衡、完全可压缩的大气动力学模式。     

RODOS系统中两种大气弥散模型链的比较

通过对RODOS系统中两种大气弥散模型链在均匀和非均匀气象条件情况下风场与大气扩散的计算结果进行比较，表明：在进行核事故后果评价中采用风场模式确定烟羽输送轨迹是非常重要的，特别是对于复杂地形厂址；分段烟羽模式的ATSTEP模型在整个评价区采用单点风资料，仅在乎坦均匀地形和稳定条件下是一种有用的近似，对于复杂地形厂址其适用性将受到限制；从对风场的处理方法和对大气扩散的模拟角度看，采用Lagrange移轨迹烟团模式的RIMPUFF模型模拟的结果相对要好。     

使用蒙特卡罗方法模拟核事故气载放射性污染物大气扩散

本文通过运用蒙特卡罗模型对放射性污染物在大气中的扩散过程进行了仿真模拟,对不同边界层条件下的核事故早期烟羽在近地面高度上对环境的影响进行了分析.模拟结果表明,稳定条件下高架源释放形成的污染面积最大.蒙特卡罗模型能够较好的模拟核事故早期烟羽的演化情况.     

小型动力堆核事故后放射性核素海洋大气扩散研究

应用于海洋的小型核反应堆技术日渐成熟,但目前核事故大气扩散研究主要针对于沿海或内陆情况。为使大气扩散计算模型适用于海洋环境,本文对高斯烟羽模型进行了修正,应用MACCS程序研究了小型动力堆严重事故所造成的后果。结果表明,若烟羽未抬升,可溶性核素积分浓度垂直分布受水体影响较大,低空的核素积分浓度明显降低;若烟羽被抬升,源项附近海面的核素积分浓度较低,水体对其产生的影响较小;整个扩散过程中,水体主要影响海面附近核素积分浓度大的区域。     

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。     

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。     

核事故条件下的大气扩散模式及应用

本文介绍一个适用于核事故条件的大气扩散模式(粒子-烟团模式)的建立与调试。模式在模拟大气扩散的粒子随机游走方法中引入类似于扩散烟团的核函数概念，用以反映单个随机游走粒子所代表的污染物质的空间影响范围。模式解决了随机游走粒子与核函数“烟团”耦合后反映扩散物理真实过程的一致性问题，在约200km的范围内模拟结果与理论结果相一致。与代表实际大气典型扩散状况的高斯烟羽模式的结果进行定量比较，表明本模式结果在10km的范围内总体合理，但在近源处有系统偏小。模式瞬时浓度的涨落相对于平均轴线浓度大体控制在20％～30％的范围内。将模式应用于秦山地区的实际地形和气象条件进行实例测试表明，其结果可以反映当地复杂的大气扩散过程和特性。     

截断总体最小二乘变分核事故源项反演数值研究

放射性释放源项是核事故应急与事故后果评价的基础。核事故源项反演方法利用事故期间辐射环境监测数据估计事故释放源项。由于其不依赖电厂状态参数，在福岛核事故后被广泛重视。变分核事故源项反演模型（VAR）对释放源项的求解为全局最优，但受大气扩散模型误差的影响较大。为降低大气扩散模型误差对源项估计结果的影响，建立了截断总体最小二乘变分核事故源项反演数值计算模型（TTLS-VAR）。该模型可对扩散模型算子与监测向量进行修正，以提高源项反演的准确性。基于风洞实验数据对TTLS-VAR模型进行验证，结果显示:TTLS-VAR模型对释放源项估计结果的准确性较VAR模型有所提高。      

核事故后果评价系统的进展与比较

对国内外若干主要的核事故后果评价系统，如美国的ARAC、日本的SPEEDI、欧共体的RODOS、中国的CRODOS等的性能进行了概述与比较。对核事故后果评价中的主要组成部分，如大气扩散模型、动态食物链模型、防护措施、干预水平及计算防护措施有效性中所得的屏蔽因子、居址因子等的国内外概况与进展进行了评述。     

欧共体核事故后果评价研究及其程序系统的引进开发

介绍了欧共体核事故后果评价研究计划所取得的主要成果，主要包括大气扩散模式，辐射剂量和健康效应主评价模式以及应急干预措施经济代价评估模式等；描述了ＭＡＲＩＡ研究计划的后果评价程序系统ＣＯＳＹＭＡ的结构和功能。最后简要介绍了清华大学核能技术设计研究院在ＣＯＳＹＭＡ程序系统的应用开发方向所进行的有关研究。     

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。     

大气扩散模型验证与比对的工具和方法

大气扩散模型的验证和比对是核应急决策支持／事故后果评价系统的研究与开发工中的一个非常重要的方面,同时又是一项具有挑战性的课题。本文针对大气扩散模型验证工作中的主要难点和相应对策,重点介绍了两种进行模型验证和比对的软件工具及其验证和比对的方法,包括相关的数据集,并列举了一些模型验证与比对分析的实例。     

基于事故进程的氟化铀酰溶液临界裂变次数估算方法

氟化铀酰溶液临界事故是核燃料循环设施潜在的一种临界事故,需要做好其相应的事故应急评价,为应急响应提供辅助决策支持。临界裂变次数是核临界事故应急评价的重要内容,也是技术难点之一。它反映了核临界事故的大小和规模,直接影响事故应急防护行动决策。裂变次数估算有多种方法,有各自的适用条件。随着事故发生的时间推移,获取的信息越丰富,选择的评价方法也随之优化。因此提出了基于事故进程的氟化铀酰溶液临界裂变次数估算方法,该方法解决了临界事故应急评价实际应用问题及技术人员选择何种评价方法的困难问题。     

Improvement of accident dose consequences simulation software for nuclear emergency response applications

This study integrated the nuclear power plant simulation software, PCTRAN, with an atmospheric diffusion model to efficiently evaluate a nuclear power plant accident and its off-site dose consequences. PCTRAN, with its user-friendly interface, provides a fast simulation scheme that can simulate many kinds of nuclear power plant accidents. Once accident initiation events are activated in the software, the plant parameters are calculated and displayed via animations on the user interface. Based on the simulated plant conditions, the radioactive materials considered in the software may be released from the plant to the environment. In this study, a dispersion algorithm, including a modified atmospheric diffusion model and its programming method, is proposed such that PCTRAN satisfies the application requirements to be used to plan nuclear emergency responses. First, the modified atmospheric diffusion model handles the variations of meteorological conditions (wind direction, wind velocity, and stability category) during a nuclear power plant accident simulation. Furthermore, the proposed programming method promotes calculation capability and efficiency by reducing the computational burden. For demonstration purposes, a postulated accident event was simulated for the Maanshan Nuclear Power Plant in Taiwan. The overall accident evolution, whole plant response, and off-site dose consequences could be predicted much earlier than what actually occurs. The thyroid and whole body dose rates (and their accumulations) as a function of accident time are displayed on the map within the emergency planning zone (EPZ). The influence of the accident on the off-site area can thus be estimated earlier, and the emergency classification can be determined by referring to the emergency action levels (EALs) for a quick nuclear emergency response.     

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。     

大气扩散模型ATSTEP在核应急决策支持系统中的应用研究

以广东大亚湾核电站为参考厂址，研究了欧洲核应急决策支持系统RODOS3．0中的大气摭用模型ATSTEP的适用性。研究结果表明，ATSTEP是一个计算速度快，适用于事故后快速评价的模型。另外，对模型中存在的若干缺陷和不足进行了修改和说明。     

江苏省核应急管理与指挥决策支持系统的研究

在核应急响应期间,为确定公众防护的正确决策,需对大量场内、外的数据和信息进行科学分析和统一管理,并从大量的核应急原始数据和加工、处理后得到的信息中挖掘对决策有用的信息,以便捷直观的方式提供给决策者。本文设计了一个基于网络的、指挥及响应信息通畅的计算机管理信息系统--江苏省核应急管理与指挥决策支持系统,能解决数据形式和结构复杂、信息形式缺乏规范、外部接口多、用户需求多样、信息处理时间短、输出直观性要求高等难题。该系统综合了后果评价和预测子系统、应急信息子系统、文件处理子系统、地理信息子系统和操作干预水平计算子系统,能在事故期间处理来自核电厂场内、外的各种信息,为应急管理及指挥决策及提供技术支持,提高应急管理和指挥决策的科学性及技术含量。