核电周边人员撤离能力评估技术研究

本文基于"核电周边人员应急撤离的虚拟现实模拟系统"对秦山和福清两个场址周边人员的应急撤离进行了评估,计算得到了在各种情景下的应急撤离时间,分析了影响撤离时间的关键因素,为优化撤离方案、查找撤离瓶颈提供了技术支持,同时也为在事故响应下的应急撤离的决策提供了技术依据。成功示范应用的经验表明,本系统能够广泛应用于我国各类核设施的应急撤离评估。     

核电厂主控室撤离场景的定量化研究

主控室由于火灾等因素可能失去控制或丧失可居留性，导致运行人员撤离主控室至远程停堆站进行核电厂指挥和控制的场景。对运行人员主控室撤离场景的定量化是火灾概率安全分析的重要内容和技术难点，但国内核电工程项目一般采用保守或专家判断的方法进行定量化，未进行详细研究。论文基于NUREG-1921及其增补版导则，结合国内核电厂实际情况，对主控室撤离场景三个阶段情景及其定量化方法进行了研究。以国内某核电厂主控室撤离场景为例，开展了人员访谈和定量化分析。案例表明该核电厂针对主控室不可控的撤离没有明确规定，导致其人误概率较大，尽管该情景条件概率较低，但后果严重，建议核电厂增加相应程序。本研究为国内核电工程项目开展主控室撤离场景的定量化提供参考。     

关于增加核电厂场外应急撤离时间管理要求的建议

在制定核电厂应急撤离计划和应急决策时,撤离时间估算是一项重要的技术支持手段。本文根据我国场外应急撤离的管理要求现状,借鉴美国撤离时间估算的相关经验,对核电厂场外应急撤离时间问题进行了分析,同时建议我国相关核安全管理规定中增加场外应急撤离时间的要求。     

核电厂应急撤离的有关问题

概述了国内外有关核电厂应急撤离的法规、导则，介绍了影响应急撤离的众多因素，对应急撤离路线设置进行了讨论。     

基于OREMS的核电厂址撤离时间估计

为了更好地制定核电厂应急计划,指导可能的公众应急撤离事件,根据我国关于核电厂应急撤离的法规,参考美国NRC和其他国家对核电厂址撤离时间估计（ETE）的要求,结合我国基本国情,提出适合我国核电厂ETE的基本方法。采用NRC推荐的OREMS宏观交通模拟软件计算ETE的通行时间,对国内某内陆核电厂址进行实例计算,并根据计算结...     

海上浮动核电站应急撤离分析

核事故应急撤离是核应急响应的重要组成部分, 目的在于快速有效地将可能受到事故影响的人员转移至安全地区。本文根据海上浮动核电站的运行场址与运行特点, 对海上浮动核电站应急响应特征进行分析, 给出了浮动核电站应急等级划分和应急计划区范围。结合陆地核电站场区撤离与海洋平台撤离疏散方法, 制定了海上浮动核电站应急撤离情景与撤离分析假设。对浮动核电站人员撤离的分析结果表明, 浮动核电站人员撤离满足客船撤离要求, 及海上浮动核电站应急撤离的时间要求。关键词: 海上浮动核电站; 核应急; 应急计划区;应急响应; 应急撤离     

岛屿公众核应急撤离时效探索——以福清市小麦屿为例

在集中撤离和自行撤离有机结合的基础上,开展仿真推演,估算分析在不同硬件配套设施情况下福清市小麦屿公众从岛内撤离至岛外的总体撤离时间,为开展小麦屿公众核应急防护行动提供技术基础,为小麦屿和其他核电厂周围岛屿公众核事故应急撤离提供启示。     

应急撤离模拟在核电厂道路方案优化中的应用北大核心CSCD

将概率风险评价方法应用于核电厂的应急撤离模拟,利用自主编写的简化撤离模拟程序,结合厂址事故源项、人口、道路、气象条件等特征,对多个核电厂应急撤离条件下公众与工作人员可能的受照剂量和风险进行了对比分析。在此基础上,结合霞浦厂址应急道路方案遇到的实际问题,在保证事故应急状态下公众和工作人员能够有效撤离的同时,对应急道路方案进行了比选,为工程的实施提供借鉴和参考。相关程序和方法也可为后续发展海岛核电、小型供热堆等提供技术支持,有助于更直观地开展核电公众沟通。     

美国核电厂应急撤离时间估算简介

通过对美国核电厂应急撤离时间估算的相关法规与技术依据的调研,介绍了核电厂周边人口应急撤离时间估算的发展过程与分析方法。对核电厂应急撤离时间估算不同计算软件进行了比较,分析出影响应急撤离时间的重要因素。结合美国某核电厂的应用实例,介绍了应急撤离时间计算软件及流程。提出了适合我国核电厂周边人口撤离估算的建议。     

基于微观交通模型的核电厂应急撤离模式研究

核电厂应急撤离是指当核电厂在运行期间发生重大核事故导致或可能导致大量放射性物质被释放到大气环境时,所采取的一种能够有效避免或减少公众辐射危害的应急防护措施。在核电厂发生重大核安全事故时,组织核电厂工作人员和应急计划区内(EPZ)公众有序、快速撤离到应急计划区外是核电厂应急计划的重要组成内容,也是事故情况下保障核电厂工作人员及周边公众健康和安全的重要途径。基于微观交通模型的核电厂应急撤离是以追踪单个个体的撤离行动轨迹为基础来对撤离时间进行估算分析的一种方法,不但可以详细地记录每个撤离个体的出发时间、行驶路径、最大速度、平均速度、拥堵时间、结束时间,而且还能得到撤离过程中各条道路的通行能力、拥堵状况。本文通过调研国内外核事故应急撤离条件评价方法、模式和成果,根据我国实际情况提出适用于我国核事故应急撤离条件的核电厂应急撤离微观交通模型。     

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.     

核电厂址区域实施应急预案可行性的分析方法研究

国家核安全法规导则和要求规定,在核电厂选址阶段应当对厂址区域执行应急预案的可行性加以论证,确认在整个寿期内实施应急预案不存在不可克服的困难。本文介绍了核电厂厂址区域实施应急预案可行性分析的关注要素,以及实施隐蔽、撤离和食品饮用水控制可行性的分析方法,以期为后续核电厂址区域实施应急预案可行性工作分析提供参考。     

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

This study integrated the nuclear power plant simulation software, PCTRAN, with the atmospheric puff model to efficiently evaluate a nuclear power plant accident and its offsite dose consequences. PCTRAN is a PC based simulation code with user-friendly interface, and is capable of running faster than real time. Accident initiation events can be activated in the software, and the radioactive materials may be released from the plant to the environment. To reduce the computational burden, the software developed in this study considers those radioactive materials are released at the end of every time interval, which is user-predetermined. Therefore, during the progression of the simulated transient or accident, puffs are sequentially generated and dispersed in all directions governed by the Pasquill stability category, wind velocity, and wind direction. The thyroid and whole body dose rates (and their accumulations) are shown as a color-shaded plot on the map at every spatial location within the emergency planning zone (EPZ). In this study, a postulated scenario was simulated to predict its dose consequences during the accident progression. All simulation results, such as the plant state parameters, the activation of control systems, the level of dose, and so on, are visualized in colorful and animated images on the interface. This study also demonstrates that PCTRAN executes the simulation faster than the accident time, so as to facilitate PCTRAN in the application of nuclear emergency response.     

核电站应急指挥中心基底隔震技术方案

日本福岛核电站事故之后,中国国家核安全局正式发布《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》,提高了核电站应急指挥中心的抗震安全要求。本文以防城港核电站应急指挥中心示范项目为分析对象,探讨了采用橡胶支座作为隔震装置的基底隔震方案,并进行了隔震效果评价。通过采用43个橡胶隔震支座,可以显著地削弱地震响应,提高应急指挥中心的抗震裕量。通过该技术方案可以保护应急指挥中心的人员、设备和系统的安全,从而提升核电站震后应急能力。分析研究成果和工程实践经验可在后续核电站建设中推广应用。     

船用核动力装置专家系统技术研究

以船用核动力装置为研究对象 ,建立了运行在仿真机上的全工况核动力装置运行仿真系统。利用智能专家控制理论 ,建立了能够管理整个装置运行的 ,能对典型运行故障进行检测与诊断的管理运行专家系统。此系统在出现故障时能及时调用知识库专家知识进行专家推理 ,分析核动力装置控制实际运行中典型故障产生的原因及解决方法、故障诊断处理具有实时性 ;利用神经网络理论 ,建立了神经网络故障检测与诊断专家系统 ,此系统将不断检测核动力装置各系统 ,并根据检测数据给出故障诊断结果。结果表明 ,在核动力装置三层智能控制结构下 ,利用神经网络故障检测与诊断专家系统对船舶核动力装置可能的运行故障进行险测与诊断 ,利用运行管理专家系统对核动力装置进行运行管理 ,提高了船用核动力装置的运行性能。所进行的专家系统研究对船用核动力装置的安全运行具有一定的指导意义     

协调控制技术在核动力系统中的应用研究

在传统PID控制的基础上引入了协调控制器,以此组成核动力装置的协调控制系统.在建立核动力系统模型的基础上应用协调控制系统并进行了仿真试验,仿真结果表明:相比于传统PID控制,采用协调控制后,冷却剂平均温度和出口蒸汽压力的超调量减小,稳定时间变短,而汽轮机功率响应稍微慢了一点,但其峰值超调变小了.