600MWe核电站正常运行工况下气态排出物环境弥散模式,参数与程序

600MWe核电站正常运行工况下气态排出物弥散模式在中国核工业三十年辐射环境质量评价的基础上尝试给出了混合释放年均大气扩散因子的数学表达式。计算中考虑了静风影响及下述诸因子影响的修正:混合层,干、湿沉积,放射性衰减,建筑物影响等。并能给出下述各照射途径的剂量:烟羽浸没外照射,烟羽吸入内照射,地表沉积外照射,食入内照射。程序名为“ROULEA”。ROULEA程序包含四个模块,即INPUT模块、ANRTRI模块、CHIQV模块和DOSE模块,分别计算四维联合频率,年均大气扩散因子和剂量等。     

《秦山核电厂事故剂量快速估算手册》的编制原理及内容介绍

本文介绍秦山核电厂事故后剂量快速估算方法。以WASH-1400报告给出的九类事故假设,分别估算了地面空气中各类核素的时间积分浓度、地面沉积污染浓度、烟羽Υ外照射剂量、地面沉积外照射剂量、皮肤沉积外照射剂量、烟云吸入内照射剂量和食入污染蔬菜所致内照射剂量的方法。文中并以部分数据为示例。     

关于γ浸没外照射短期大气弥散因子的计算方法

关于γ浸没外照射短期大气弥散因子，以前通常使用半无限体源作近似计算，由于高源近距离的计算不合适，故本文对新的计算模式在烟羽轴线上给出它的计算方法。     

大亚湾地区建筑物辐射屏蔽因子的计算

采用点核积分技术计算了大亚湾地区建筑物对平面沉积源及飘过烟羽的屏蔽因子。计算中考虑了地面沉积源、外墙沉积源及屋顶沉积源对室内参考点剂量的贡献,还考虑了用0.5 MeV,0.75MeV和1.25 MeV三组能量光子分别代表软、中、硬三类光子。计算结果给出了一层、二层、新式三层及大型办公楼房对平面沉积源的屏蔽因子推荐值分别为0.22,0.15,0.10和0.03,对飘过烟羽的屏蔽因子推荐值分别为0.16,0.10,0.08和0.03。最后采用蒙特卡罗方法作了比较计算,并对外墙厚度、窗户面积比例及γ光子能量对屏蔽因子值的影响进行了讨论。     

某待建滨海核电厂址事故冲洗因子计算模式探讨

本文参照当前国内外常用导则给出的估算事故扩散因子的模式,提出了一套估算事故冲洗因子的确定论模式与概率论模式,并根据我国东部某待建滨海核电厂址的实测气象资料,分别估算了事故后各时段（０～８ｈ、８～２４ｈ、１～４ｄ和４～３０ｄ）的冲洗因子（确定论模式）和事故概率冲洗因子以及相应的沉积外照射剂量。结果表明,对事故后０～８ｈ时段而言,由确定论模式给出的冲洗沉积外照射有效剂量分别为相应的干沉积外照射有效剂量     

滨海核电厂址事故大气扩散因子与冲洗因子计算方法探讨

参照当前国内外导则给出的估算事故扩散因子的模式,推荐了一套考虑内边界层影响的估算核电站事故概率扩散因子的模式,并尝试提出了一套估算事故冲洗因子的确定论模式与概率论模式,根据我国东部某待建滨海厂址的实测气象资料,分别估算了事故概率扩散因子、事故后各时段的冲洗因子(确定论模式)、事故概率冲洗因子以及相应的各途径剂量。计算表明,①该模式估算的事故概率大气扩散因子是常用模式估算的5.9倍,②对事故后0～8h的剂量言,确定论给出的冲洗沉积外照射剂量是相应的干沉积外照射剂量的5.50倍,保守概率论给出的上述比值为9.56倍(考虑内边界层影响)和56.7倍(不考虑     

滨海核电厂址事故大气扩散因子与冲洗因子计算方法探讨

参照当前国内外导则给出的估算事故扩散因子的模式,推荐了一套考虑内边界层影响的估算核电站事故概率扩散因子的模式,并尝试提出了一套估算事故冲洗因子的确定论模式与概率论模式,根据我国东部某待建滨海厂址的实测气象资料,分别估算了事故概率扩散因子、事故后各时段的冲洗因子(确定论模式)、事故概率冲洗因子以及相应的各途径剂量。计算表明,①该模式估算的事故概率大气扩散因子是常用模式估算的5.9倍,②对事故后0～8h的剂量言,确定论给出的冲洗沉积外照射剂量是相应的干沉积外照射剂量的5.50倍,保守概率论给出的上述比值为9.56倍(考虑内边界层影响)和56.7倍(不考虑内边界层影响),现实概率论给出的比值为1.93倍(考虑内边界层)和11.4倍(不考虑内边界层影响)。     

MC法计算γ射线外照射剂量转换因子

以剂量转换数学模型为基础,针对骨、软组织和水的等效组织球体剂量计算,采用蒙特卡罗软件MCNP5构建0.01~10 MeV的γ射线在这三种物质中的通量和能量沉积模拟模型,进而计算这三种物质的γ外照射剂量转换因子。同时给出这三种物质的γ外照射剂量转换因子对不同能量γ光子的拟合计算公式,并进行了数据验证。结果表明:剂量转换因子在γ射线能量低于0.15 MeV时,随着能量的增加按幂函数降低;高于0.15 MeV时,按指数函数上升;剂量转换因子模拟值与参考值随γ射线能量的变化规律相同。     

核设施环境连续监测

叙述了用高气压电离室环境连续监测仪连续测量核设施气态流出物γ辐射剂量率的技术和方法。总结了一台连续监测仪在两座实验性核反应堆(15兆瓦重水堆和3.5兆瓦轻水游泳池式反应堆)附近环境中,连续测量三年(1990～1992)所获得的33450个数据资料。给出由于反应堆排放的惰性气体烟羽产生的外照射剂量。最高年份(1992年)值为53.8μSv,仅为天然本底值的9％。监测结果与用有限烟羽大气扩散模式计算结果进行了比较,在62％范围内一致。     

关于建筑物对表面沉积γ放射性的屏蔽因子

一、引言在评价核设施事故条件下向大气释放的放射性物质的辐射后果中,造成群体受照的重要途径之一是来自沉积在地面或其它环境表面的γ放射性的外照射剂量。影响此沉积放射性γ外照射剂量率的因素主要有:不同环境表面上的放射性沉积密度、建筑材料的屏蔽特性、沉积物的清除及风化程度、去染效率以及受照群体的生活习惯如在户内的停留时间等。其中,各类建筑物提供的屏蔽程度是估算沉积放射性核素外照射剂量的一个重要参数。为此,美、英、丹麦、日本、西德诸国在这个领域开展了各种理论与实验研究,     

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。     

辐射环境评价中的干沉积问题

考虑到在辐射环境评价中使用ＮＲＣ耗减曲线和沉积曲线时存在的问题,以及流出物粒径分布的影响,本文用国内实测的３种粒径分布粒子的干沉积速度用源耗减模式计算了烟羽残留份额和相对干沉积率,并分别与ＮＲＣ的结果进行了比较。结果表明,本文计算的３种模态粒子的烟羽残留份额曲线和相对干沉积率曲线与都ＮＲＣ的结果有明显的差别。在辐射环境评价中要充分考虑流出物的粒径分布,谨慎选择沉积速度。     

核设施环境连续监测

叙述了用高气压电离室环境连续监测仪连续测量核设施气态流出物γ辐射剂量率的技术和方法。总结了一台连续监测仪在两座实验性核反应堆(15兆瓦重水堆和3.5兆瓦轻水游泳池式反应堆)附近环境中,连续测量三年(1990～1992)所获得的33450个数据资料。给出由于反应堆排放的惰性气体烟羽产生的外照射剂量。最高年份(1992年)值为53.8     

舱室内γ外照射剂量快速估算方法的比较

舱室内γ外照射剂量的快速估算对于核动力船舶核事故后果评价、核应急决策等具有重要意义,但是目前对于舱室内γ外照射剂量的快速估算尚无明确的标准或统一公式。采用MCNP程序计算结果作为基准,对烟羽浸没公式和点核积分公式这2种快速估算方法进行了评估,详细分析了这2种估算方法在不同形状、不同体积舱室情况下的估算结果误差及原因。结果表明,舱室的形状越偏离半球体形状、体积越大,公式估算结果与MCNP程序计算结果偏差越大:有限烟羽浸没公式的误差约为30%,点核积分公式的误差约为10%。因此,在实际工程应用时,点核积分公式可提供更为准确和快速的估算结果。      

地下核电厂应急计划区最小化方面的初步研究

选取具有包络性的事故,并给出全堆熔化事故下的放射性源项,对CUP600应急计划区范围进行初步的分析计算。结果表明:CUP600向环境释放源项较小,整个事故期间在预计厂址边界处的有效剂量和甲状腺剂量均不超过相应的干预水平;CUP600的烟羽应急计划区可以划至厂址边界,从而取消场外烟羽应急计划区。     

复杂地形对污染物扩散影响的CALPUFF模型研究北大核心CSCD

本文应用WRF/CALPUFF模型模拟了湖南省桃花江内陆核电站厂址野外示踪试验,研究受复杂地形影响下的SF烟羽扩散规律,并与现场试验进行对比分析。结果表明:受到地形的影响,风向会发生改变,污染物扩散轨迹随之改变,地形是影响SF扩散轨迹的重要因素。同时,应用统计学参数分析模拟结果的合理性,其中FAC与FAC值分别为30.1%与57.7%,说明模拟扩散因子与现场试验扩散因子之间吻合较好。总之,研究表明CALPUFF模型能较好地模拟复杂地形条件下的污染物扩散。     

用CaSO_4(Tm)和LiF(Mg、Cu、P)剂量计监测核电站烟羽γ剂量的实验研究

本文介绍用 Ca SO4 ( Tm)和 Li F( Mg、Cu、P)两种不同能响特性的热释光剂量计 ( TLD)布放于核电站周围环境中的同一点上 ,以测量气态释放所致的烟羽浸没外照射 γ辐射剂量。实验中假设释放的主要核素为 133Xe,其主要光子能量为 81 ke V。在此能量点上 ,在本实验所用热释光元件的几何形状 ,尺寸和相应的包装条件下 ,Ca SO4( Tm)与 Li F( Mg、Cu、P)两种剂量计相对于 2 2 6Raγ射线的剂量响应值之比约为 6。利用这一实验结果 ,可以判断烟羽释放是否发生 ,并可粗略估算出烟羽的 γ辐射剂量。使用本方法 ,可降低 TLD测量核电站烟羽剂量的探测下限。在实际应用中 ,如果气态释放源项的核素发生了变化 ,可根据这两种 TLD的能响曲线 ,改用相应的能响比值     

600MWe核电站事故工况下气态排出物环境弥散模式、参数与程序

在分析了IAEA、美、日、以及我国国家环保局、国家核安全局有关导则的基础上,分别以确定论方式和概率论方式给出核电厂可行性研究阶段与设计阶段计算事故大气扩散因子的模式与相应程序。不但给出了设计阶段通用概率计算模式,计算了不同方位99.5％累积概率水平事故扩散因子和整个厂址95％累积概率水平事故扩散因子及用于评价的最终事故扩散因子,也尝试了应用分段烟羽模式估算个人有效剂量及事故致死性癌的余补累积分布曲线(CCFD)。程序命名为“ACCLEA"。ACCLEA程序包含下述五个子程序:ROULE子程序,计算常规大气扩散因子;ACCD子程序,计算确定论下的事故大气扩散因子与剂量;SOU1子程序,用于通用概率方法估算事故概率扩散因子与剂量;SAMPL子程序,用于天气取样;TEMP子程序,估算个人有效剂量与致死性癌的余补累积频率分布曲线CCFD。     

IAEA推荐的操作干预水平OIL1和OIL2缺省值的导出及其适宜性的初步研究

本文简要介绍了操作干预水平(OIL)的概念、应用和IAEA建议的缺省值及其导出方法，运用有代表性的美国《反应堆安全研究》的事故源项和法国严重事故源项(S1，S2，S3)，着重研究了压水堆事故下OIL缺省值导出假定的两个参数R1(总有效剂量率和烟羽外照射剂量率的比值)、R2(甲状腺剂量率和烟羽外照射剂量率的比值)数值的合理性。初步研究表明，对所研究的事故类型，平均来说，R1、R2参数取值和相应的OIL1、OIL2缺省值是适宜的；但对不同事故类型计算得出的OIL与其缺省值存在一定的偏差。相对事故源项来说，事故天气条件以及距离对R1、R2的影响较小(PWR1-PWR7中R1、E2的数值随距离变化的最大值约为最小值的2倍；而在大气稳定度类别为A、D和F这三类气象条件下，PWR1-PWR6平均的R1、R2数值与缺省值假定计算条件设定值的最大偏差大约为50％)。因此，在实际应急响应中运用OIL缺省值时，需要进行修正或重新计算。     

中性层结下核电厂烟羽弥散数值模型有效性分析

采用CFD方法建立核电厂烟羽大气弥散模型,计算中性大气层结条件下烟羽分布。该模型采用垂直风速廓线表征的速度和温度梯度方式分类大气稳定度,将烟羽弥散模拟计算结果与经典解析理论计算结果进行对比,分析烟羽弥散CFD计算结果的抬升规律、烟羽空间浓度分布和扩散参数,对模型进行有效性分析。所得结果与经典解析结论基本一致。研究表明,该烟羽大气弥散模型可用于核电厂烟羽大气弥散过程的研究。