无线传感器网络在核电站人员辐射剂量监测中的应用研究

针对核电站人员辐射剂量监测的需要,提出了一种基于无线传感器网络的监测系统.介绍了无线传感器网络的基本概念,对无线传感器网络应用到核电站人员的辐射剂量监测系统中所具有的特点进行了分析,构建了基于无线传感器网络的核电站人员辐射剂量监测系统的框架结构,并探讨了核电站人员辐射剂量无线传感器监测网络设计中所需要解决的通信方式选择、网络通信安全和定位技术等特殊问题.     

多点监测方法在评估核电站检修人员个人外照射剂量中的应用

对于非均匀辐射场的个人剂量监测与评价,国内标准目前尚未给出详细具体的方法。为更准确地进行非均匀辐射场的个人剂量监测与评价,参考美国国家标准并结合国内实际情况,设计开发了一套多剂量计系统,并在某核电站大修期间对其进行了试用。试用结果表明,使用该多剂量计系统可以反映出受照人员身体不同区域的剂量分布情况,并且可以提高有效剂量估算的准确性,同时也有助于提高个人剂量、集体剂量的控制管理水平。     

基于克里金理论的辐射剂量场插值重构与可视化研究

使用基于克里金理论的插值计算方法对均匀网格与随机排列等不同分布类型的辐射剂量场进行了数据重构与可视化研究,并将重构结果与常用的反距离加权插值法进行了对比,分析了不同插值方法对辐射剂量场重构精度与可视化显示效果的影响。结果表明:对于多数情况,克里金插值法在辐射剂量场重构的精度与可视化显示的效果上均明显优于反距离加权插值法,算例中克里金插值法的结果与原始数据之间的偏差在10%以内,而反距离加权插值法的结果与原始数据之间的偏差基本在15%以上;但在辐射剂量场梯度变化较大且已知数据极少的区域,克里金插值法的计算结果偏差会增大,此时可使用反距离加权插值作为其补充,综合使用。本文的研究工作,验证了克里金插值法在辐射剂量场重构与可视化方面的应用潜力,可为推动辐射剂量场可视化仿真技术的发展提供技术支持。     

对集体剂量概念在核电站辐射防护管理中角色的理解和思考

将2012—2021年中国核能电力股份有限公司(中国核电,CNNP)运行机组的年度集体剂量与世界核营运者协会(WANO)绩效指标中的集体剂量的先进值和中值进行了比较,对中国核电年度的最大个人剂量、年度人均个人剂量和个人剂量区间分布进行了分析,也对比了全球主要核电国家不同堆型核电机组的年度集体剂量平均值。结合核电站运行辐射防护主要任务的分析,文章认为,在核电站辐射防护管理中,贯彻辐射防护最优化原则不是无限制地追求集体剂量低,不能把集体剂量作为评价核电站辐射防护管理业绩的唯一指标,不能把集体剂量数值绝对值的大小简单地等效于核电站辐射防护管理绩效的优劣。在核电站辐射防护管理中,辐射剂量控制、放射性污染控制、放射性物品的管控应置于同等重要的位置。     

秦山核电厂实时剂量评价系统的设计,模式,参数与程序

本文介绍应用于秦山核电厂事故应急的实时剂量评价系统的设计、模式、参数与程序。该评价系统由实时数据采集系统、评价计算机系统和评价程序系统三部分组成。评价系统采用地形随动座标的质量守恒三维风场诊断模式来确定每小时的地面和低空风场；大气扩散计算采用变天气条件下的烟团模式，计算区域分近、中、远三区；烟团释放采用分阶段变长度方式，外照射剂量估算采用了半无限烟云与有限烟云两种模式，该评价系统可在输入数据后约１     

γ辐射加工中剂量控制技术研究

针对γ辐射加工过程中的剂量控制问题,结合某单位现有的单板源动态γ辐照装置特点,系统分析了影响剂量控制水平的因素,从剂量测量体系建立和辐照装置改进两方面开展了辐照剂量控制技术研究。通过大量剂量测试和统计分析,检验评估了整个辐射加工过程中的剂量控制能力。结果表明:剂量测量体系标准化和辐照装置优化改进,很好地控制了辐照稳定性和剂量不均匀度,显著提高了产品辐照剂量的控制水平,对辐射加工生产具有指导意义。     

秦山核电站计算机实时剂量评价系统的研究和应用

介绍了秦山核电站一期工程(300MW机组)专设应急设施之一——计算机实时剂量评价系统设置的目的和评价方法的选择。根据秦山核电站周围环境的特征,选用了模拟连续烟流的动态烟团模式及相应的三维风场模式。着重描述了秦山核电站计算机实时剂量评价系统(CRTDAS)的模式与参数、硬件和软件的构成与开发、评价步骤和主要功能,包括工厂安全参数、气象参数和环境辐射参数的获取与显示,工厂状况评价和源项估算,环境     

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。     

秦山核电站计算机实时剂量评价系统的研究和应用

介绍了秦山核电站一期工程(300MW机组)专设应急设施之一——计算机实时剂量评价系统设置的目的和评价方法的选择。根据秦山核电站周围环境的特征,选用了模拟连续烟流的动态烟团模式及相应的三维风场模式。着重描述了秦山核电站计算机实时剂量评价系统(CRTDAS)的模式与参数、硬件和软件的构成与开发、评价步骤和主要功能,包括工厂安全参数、气象参数和环境辐射参数的获取与显示,工厂状况评价和源项估算,环境后果评价等。最后介绍了该评价系统的具体应用、模拟计算、近期实验和有待改进或发展的方面,并对这一领域今后的发展提出了一些合理性建议。     

反应堆退役三维辐射场实时计算及可视化

本文基于DELMIA和VIRTOOLS平台开发的反应堆退役三维仿真原型系统,提出了仿真系统、数据库和计算内核既相互独立又集成统一的三维辐射场计算和可视化技术方案。利用点核积分算法建立了三维辐射场计算模型,得到了能量的对数与转换系数的多项式拟合公式,考虑了设备屏蔽和自吸收效应。采用VS语言和SQL server软件平台编制了三维辐射场计算程序,经验证,在关键点处的辐射水平计算值与测量值的比值小于10,并嵌入了仿真系统,实现了退役场景三维辐射场的实时计算和数据更新。提出了基于行走路径的人员受照剂量计算方法,并实现了可视化显示。     

基于FPGA的反应堆保护系统可靠性建模与分析

为建立基于现场可编程门阵列（FPGA）的反应堆保护系统的可靠性模型,以对系统安全提供有效的分析与验证手段。本研究采用故障树、随机Petri网模型,对CANDU堆1号停堆系统（SDS1）单通道进行可靠性建模与分析。对故障树模型分析得到最小割集,以顶事件发生概率作为系统故障概率,在考虑故障检测、维修与定期试验情况下对随机Petri网模型进行仿真得到系统的拒动概率。研究结果表明,故障树和状态空间方法存在一定局限性,随机Petri网能够反映故障检测与定期试验对反应堆保护系统的影响,可以动态地反映系统可靠性,并且避免了状态空间爆炸问题。因此,本研究建立的随机Petri网模型适用于反应堆保护系统的可靠性建模。      

先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计对蒙特卡罗方法的要求

在分析M310堆型核电站辐射屏蔽设计中由于工具限制存在的问题以及"华龙一号"堆型核电站辐射屏蔽设计提出的要求的基础上,从程序界面、输入接口、计算功能和辐射场应用扩展4个方面提出先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计对于蒙特卡罗(MC)方法的要求。MC方法在"华龙一号"辐射屏蔽优化设计的应用实践表明,基于MC方法的计算程序在程序界面、输入接口和辐射场应用扩展方面进一步提升之后,可在先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计方面发挥巨大的作用,显著提升核电站辐射屏蔽优化设计的水平。     

某核电厂厂区辐射监测系统监测数据异常波动原因分析

核电厂厂区辐射和气象监测系统(KRS系统)用于监测厂区及周边γ环境剂量率是否存在异常变化。某核电厂针对KRS系统γ剂量率监测数据出现非正常波动,从发生的时间、频次,以及剂量率波动变化的趋势,通过分析和实验验证,确认KRS系统AS4子站点γ剂量率数据波动是由3MX、4MX厂房内射线探伤活动所致。     

田湾核电站自动辐射监测系统设计

在田湾核电站自动辐射监测系统设计中,将辐射监测系统的功能分为工艺监测、场所监测、沾污监测和个人剂量监测,功能分类明确清晰。扫描式液体、气体γ谱仪首次应用于核电厂现场,减少了人员现场取样,并能快速实时获取数据。超设计基准事故的高量程γ测量仪的设置,为福岛核事故后的核电厂设计提供了参考。采用数字化技术,辐射监测信息及相关的工艺信息,可以集中显示在一个工作站和同时分类显示在不同的工作站;另外各工作站也具有控制功能,能实现远程操作辐射监测仪表,完成辐射监测信息的分散控制和集中管理。     

A dose constraint proposal for members of the public taking into account multi-unit nuclear power plants in Korea

In the 2007 recommendations, the International Commission on Radiological Protection (ICRP) changed from a process-based system of practices and intervention to a system based on the characteristics of the radiation exposure situation. In addition, the ICRP now recommends the application of source-related dose constraints under a planned exposure situation as a tool for the optimization of measures to protect the workers and members of the public. In this study, an analysis of radioactive effluents from Korean nuclear power plants and a public dose assessment were conducted using these source-related dose constraints. As a result, this analysis suggests appropriate dose constraints for members of the public taking into account the operation of multi-unit nuclear reactors at a single site in Korea.     

60Co单板源剂量场分布经验计算公式的建立

为使工业60Co单板源更好地为核电、航天等部门使用的材料、电子元器件抗辐射性能研究提供辐照技术服务,对本辐射场进行了以10 cm为单位、理想空间中剂量场分布的理论计算和实际分布的实验测量,获得散射吸收因子为0.86,据此建立了经验计算公式,给出了测量数据的不确定度,对实验结果进行了讨论。     

乏燃料操作大厅的剂量场随屏蔽水位的变化研究

在乏燃料水池完全丧失冷却能力和补水的事故工况下,压水堆核电厂乏燃料操作大厅内的剂量率将随着乏燃料水池水位的降低逐渐升高。本文以一典型压水堆核电厂的乏燃料水池为研究对象,采用QAD-CGGP程序,计算并分析了乏燃料操作大厅内的剂量场分布及其随水位的变化规律。计算结果表明:(1)在3.786～7.736 m水层厚度范围内,操作平台处的剂量率随水层厚度的变化不明显;(2)乏燃料水池上方的剂量率峰值位于高密格架区域上方;(3)在3.436～4.736 m水层厚度范围内,乏燃料水池上方的剂量率峰值在0.914～288 μSv/h范围内变化,并随着屏蔽水层厚度的减小呈指数递增趋势,且操作平台处剂量点的剂量率均满足乏燃料操作大厅辐射分区要求;(4)满足乏燃料操作大厅辐射分区要求所需的最低水位为+15.77 m。     

核电站辐射防护的现状和趋势

核电站辐射防护的任务主要包括 :个人和集体剂量控制 ,放射性物质管理以防止失控和污染扩散 ,辐射事故预防 ,其中最能衡量核电站辐射防护管理和 ALARA实施水平的指标是集体剂量控制。控制集体剂量可以从控制剂量率水平、控制照射时间和控制受照人数 3个方面着手 ,而这 3个方面的控制又可以通过源项控制、安全文化培养、工作过程管理和优化等措施来达到。在日本举行的 IRPA-1 0上发表的有关报告 ,也表明目前的核电站辐射防护有以下 3个特点和趋势 :1 )重视核电站安全文化的培养 ;2 )重视对放射性源项的监测和控制 ;3 )重视对高风险工作过程的 ALARA控制。本文对这些方面分别进行了阐述。     

核电厂集成式污染监测和剂量管理系统开发与应用

随着电子剂量计、控制区出入口污染监测设备、热释光测读装置和全身计数器等设备的数据接口逐渐开放,核电站可以将上述设备的数据联通,形成一套完整系统。核电厂可以根据辐射防护管理的需要对数据进行集中管理、长期储存和深化应用,将原本由人工完成的管理工作通过信息化和智能化的手段高效完成。本文介绍某核电厂集成式污染监测和剂量管理系统的系统组成和基本功能、系统内外部数据接口设计,分析系统应用效果,提出在个人剂量调查与干预、最优化情况执行反馈、集体剂量与报警信息的管理与趋势分析等几个方面的深化应用。