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。     

基于部队核事故后果分析的系统开发

通过分析国内核设施事故后果评价技术现状及相关系统的功能特征,研究部队核事故后果评价技术的发展情况,比较两者在评价技术方法和功能模式上的异同点。在此基础上,针对前期研制的一种适用于部队核事故后果评价的软件系统,在功能组成、开发应用和优化升级等方面进行了探讨,为部队核武器事故后果评价技术发展提供了启示。     

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。     

核事故后果的计算机评价模式现状与新动向

近 2 0年来 ,核事故后果评价技术有了很大的发展。本文简要综述了 IRPA-1 0会议“核事故及其辐射”专题的内容。因为切尔诺贝利核事故对环境和人的影响深远 ,所以首先介绍了事故后较长时期内环境污染和健康效应的调查及数据收集工作。重点介绍了世界上具有代表性的 3个事故应急评价与决策支持系统 :RODOS、WSPEEDI、ARAC的基本功能和新动向 ,强调了先进计算机技术在后果评价中的作用。     

核事故后果的计算机评价模式现状与新动向

近20年来,核事故后果评价技术有了很大的发展。本文简要综述了IRPA-10会议“核事故及其辐射”专题的内容。因为切尔诺贝利核事故对环境和人的影响深远,所以首先介绍了事故后较长时期内环境污染和健康效应的调查及数据收集工作。重点介绍了世界上具有代表性的3个事故应急评价与决策支持系统：RODOS、WSPEEDI、ARAC的基本功能和新动向,强调了先进计算机技术在后果评价中的作用。     

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。     

韩国核应急准备与响应以及辐射应急管理的技术咨询系统——中国辐射防护研究院与韩国核安全研究院技术交流

韩国历经近40年的发展, 其核事故应急管理体系和技术能力发展对完善我国核应急管理和技术体系具有借鉴价值。本文基于中国辐射防护研究院与韩国核安全研究院在核事故后果评价以及大气扩散模拟领域开展双边合作技术交流, 介绍了韩国核应急准备与响应情况, 包括韩国核设施概况、国家辐射应急管理体系及其架构、核应急响应程序流程及各部门职责, 以及韩国根据福岛核事故经验教训进行的核应急工作和核电厂的改进措施;介绍韩国用于核应急管理的技术咨询系统——AtomCARE系统的概况及功能。从应急计划、应急技术支持体系、应急响应与后果评价等方面提出了对我国核应急响应工作的若干思考与启示。     

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     

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。     

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(SESAMB-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。     

核电厂事故核素扩散有效剂量影响因子模拟研究

介绍了核电厂事故后果评价影响因素模拟分析方法,以某内陆核电厂址为研究对象,应用核电厂事故后果计算程序模拟了不同扩散参数和源项变化情景下核电厂事故短期大气弥散因子和有效剂量对其响应特征。结果表明,水平扩散参数情景下短期大气弥散因子的最大值发生频率相对于垂直扩散参数情景较低,有效剂量最大值发生频率源项情景远高于扩散参数情景,有效剂量对扩散参数的响应程度要比对源项变化的响应程度要高。多种因子对核电厂核素大气扩散特征的综合效应还需进一步研究。     

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。     

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故后果分析中若干问题的讨论

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故是核电厂安全分析报告需要评价的一个重要的设计基准事故,随着该事故的工况分类由极限事故变更为稀有事故,其放射性后果不能满足我国放射性后果验收准则的要求.本文从SGTR事故放射性后果评价的计算假设、事故源项、验收准则及国内外的实践情况等几方面进行讨论,认为应对SGTR事故作进一步的研究,...     

核事故应急情况下快速确定辐射剂量率场的方法及其应用

介绍并分析了在核事故应急情况下,应急辐射监测和事故后果评价两种确定辐射剂量率场的方法及存在的不足,根据估算照射率场分布的方法引出快速估算辐射剂量率场的计算方法,并对其在事故应急和演习中的应用进行了分析。     

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.     

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。     

核电工程环境保护类微机程序包开发设计综述

核工程环境保护类微机程序包集成了核电软件中心截至１９９３年所搜集到的共３２个核电工程辐射环境影响评价程序,实现了所有这些程序向微机的移植,完成了使用频率较高的程序之间的连接,增添了原有程序的报表输出和图形化处理功能,并且,结合我国辐射环境影响评价的规范,评价了这些程序在辐影响评价中的适用性。