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。     

核事故应急放射性后果评价模式的有效性

放射性后果评价模式的验证和确认是目前开发评价模式中亟待解决的关键问题,本文介绍了模式验证和确认的实用方法,并针对模式验证和确认中的难点提出几点建议。     

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。     

核事故后果的概率评价计算机程序CRACBJ

CRACBJ 是用于广东大亚湾核电站概率安全评价潜在事故厂外后果和风险分析的计算程序,是在 CRAC2 的基础上修改而成。本文介绍了修改的目的、主要的修改内容和用于大亚湾厂址的适宜性,同时介绍了 CRACBJ 和 CRAC2 的 VAX 机版本。     

应急排风对缓解核事故辐射后果的试验研究

基于核舰船装备模型,模拟核事故时有关系统设备实际投入状态,以SF6气体作为示踪剂开展示踪试验。在反应堆舱释放示踪剂,监测分析应急排风系统运行和不运行两种情况下舰船内示踪剂浓度,并进行对比分析。研究表明,应急排风可大大缓解核事故辐射后果,运行30 min可将反应堆舱室核素活度降低99%以上;运行5 h后工作舱室核素活度几乎降为零;应急排风不运行情况下,舰船内核素活度下降不明显。     

福岛核事故期间广西地区辐射环境应急监测

福岛核事故发生后,广西环保部门按照环境保护部核与辐射事故应急办公室的应急指令组织有关力量展开应急监测.监测内容包括γ辐射剂量率连续监测,以及空气、沉降灰、雨水、江河水、海水、蔬菜、土壤等环境介质中人工放射性核素水平监测.监测结果表明:气溶胶样品中监测到微量的131 I 、137 Cs 、134 Cs ,蔬菜和雨水样品中监测到微量的131 I .这些核素的活度浓度极低,公众无需采取防护措施.     

福岛核事故后果初步评价与思考

东日本的大地震引发的海啸造成日本福岛第一核电站发生严重核事故,引起了国内外社会广泛关注。对此次核事故放射性源项和事故所致后果进行了大致评价与预测。与后续事故发展情况相比较,本文评价工作从整体上把握了事故规模及其所致后果。     

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。     

广东省核电站核事故场外后果预测评价系统

广东省核电站核事故场外后果预测评价系统（GNARD2．0）是一个核电站事故场外辅助决策计算机软件系统,该系统具有在线和实时评价和预测事故后果的能力,能够计算风场,放射性物质浓度和剂量,进而给出超过干预水平的区域及区域内的人口,应急设施等信息,并能对应急防护行动实施进程进行模拟和计算,得出可防止剂量以评价行动的有效程度,本文简要介绍了该系统的软硬件组成和后果评价模式,总结了系统开发经验,并对系统的未来发展方向进行了讨论。     

核事故后果评价中剂量与干预评估模式初探

本文以田湾核电站事故场外后果评价系统TW-NAOCAS中的剂量与干预模块为例,介绍核事故后果评价中的剂量与早期干预评估模式及一个算例.剂量估算模式主要给出估算潜在剂量、正常生活剂量与事故释放后2天的预期剂量的模式;干预措施评估模式主要涉及相应于设计基准事故(DBA)与超设计基准事故(BDBA)的各类干预措施(隐蔽2天、撤离7天、服碘片)的可避免剂量的估算模式,此中考虑了撤离途径的附加剂量.最后介绍了程序验证与实例计算结果.     

我国核事故后果评价/决策支持系统开发的状况、要求和建议

本文介绍了我国核应急响应期间事故后果评价／决策支持系统开发的状况，特别是开发的技术路线；依据我国三级核应急组织体系的基本职能、现有法规等对三级核应急组织在后果评价方面的要求，提出了三级核应急组织的后果评价／决策支持系统的基本功能、分工的见解及其说明，最后提出了开展相关工作的建议。     

田湾核电厂核事故场外后果评价系统简介

本文介绍江苏田湾核电厂核事故场外后果评价系统(TW-NAOCAS)的概况。该系统软件包括操作管理子系统,数据传输、气象数据预处理与风场诊断模块,风场预测模块,大气弥散模块和剂量估算与干预措施模块。TW-NAOCAS系统能在30 min内给出评价区(近区为20×20 km2、空间分辨率500 m,远区为80×80 km2、、空间分辨率4 km)的风场以及设计基准事故(DBA)和超设计基准事故(BDBA)释放的69种核素在各网格的浓度、预期剂量、隐蔽与撤离的可避免剂量及其区域等信息。文中简述了主要物理模块的计算模式,最后介绍了风场预测、大气扩散与剂量估算三个模块及例题的测试结果。     

地理信息系统在核电站事故场外后果预测评价系统中的应用

广东省核电站核事故场外后果预测评价系统（GNARD）以地理信息系统（GIS）ArcView为开发平台，系统实现了放射性核素浓度和剂量结果与地理信息的空间分析，本文结合GNARD的开发过程，着重介绍地理信息系统ArcView在核电站事故场外应急决策支持系统中的具体应用与实现方法。     

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。     

核电厂事故后果的概率安全评价方法学

本文主要介绍概率安全评价中的事故后果评价方法学以及与此相关的内容，如ＡＣＡ输入的源项、模式参数对后果的影响，评价ＡＣＡ结果的概率安全准则；同时结合广东大亚湾核电站ＰＳＡ中的后果和风险分析，说明ＡＣＡ中模式和参数的使用。文中还列举说明了ＡＣＡ在应急计划中的应用。     

核临界事故的特征与后果

本文主要介绍了核临界事故的有关概念、临界事故的释能过程及释能大小、以及临界事故的破坏力等事故特征,并分三方面：瞬发辐射、工作场所的污染和裂变产物向环境的释放,详细介绍了临界事故的辐射后果。文中指出,核燃料加工或处理工厂发生的核临界事故的放射性释放对环境和公众的影响较小,核临界事故的主要危险来自瞬发射线的外照射。本文可以使我们对核临界事故有一个正确的认识,有助于对可能发生的核临界事故作出恰当的应急响应。     

大亚湾核电站应急状态下的事故评价

应急状态下的事故评价包括事故状态评估和事故后果估算。本文重点介绍了大亚湾核电站(GNPS)事故状态评估方法及相应的计算机辅助系统 (SESAME GNP) ,同时简要描述了大亚湾核电站改进后的事故后果估算系统 (RACAS GNP)。事故评价技术的改进增强了大亚湾核电站的应急响应能力     

低温核供热堆热网回路的辐射安全评价

本文主要介绍低温核低热堆为防止放射性物质进入热网回路的安全措施，在正常和事故工况下热网回路水中的放射性水平及其对用户所受最大可能剂量的估计。结果表明，即使在发生概率极低的最严重事故条件下，热网回路水最大可能达到的放射性核素浓度也比天然水的本底浓度低１个量级，足以保证广大用户的安全。     

关于我国核应急决策支持系统建设的实施建议

作为我国三级应急管理体系的一个重要组成部分，目前已初步在国家、省级地方和核电厂三个层次上建立了核应急决策支持／事故后果评价系统(以下统称为“核应急决策支持系统”)，并在这些系统的研究开发、应用与维护等方面积累了宝贵的经验。与此同时，如何保证这些系统及其使用能够在真实事故情况下给出准确的评价和预报，日益受到有关方面的高度关注。本文在概要介绍我国核应急决策支持系统的开发与应用现状及其存在的主要问题的基础上，就如何建立国家、省级地方与核电厂三级有机统一的核应急决策支持系统，对三级系统的功能划分、模式比对和数据共享等问题做了初步探讨，并提出了实施建议。