核设施正常工况气载放射性排出物后果评价推荐模式

为了核设施环境影响评价工作的规范化，节省前期工作中大量的观测和调查，我们推荐一套“核设施正常工况气载放射性排出物后果评价的模式和缺省参数“。本文介绍推荐模式中的物理模式。     

核设施正常工况气载放射性排出物辐射后果计算程序比对

本文介绍了我国的核设施环境影响报告书主要编写单位在对某参考核设施正常工况下气态排出物辐射后果计算时程序比对的结果。尽管各编写单位使用的程序、模式和参数均有差异，但所计算的结果均在一个数量级的偏差范围内，这说明参加比对的各程序应用于基本平坦地形的厂址和此类（流出物中以８５Ｋｒ或惰性气体为主的）核设施在正常运行工况下的计算结果是基本合理的     

核电站事故情况下气载放射性致厂址周围公众集体剂量当量的估算方法

对核电站潜在的放射性物质外泄事故可能导致后果的严重程度给出一个合理保守的评价方法是十分必要的。本文给出一个厂址周围８０ｋｍ范围内集体剂量当量的估算方法，该方法借鉴Ｕ．Ｓ．ＮＲＣ．１．１４５事故后果的概率处理方法，将大气弥散情况下人口分布相结合，计算给出的集体剂量当量的超越概率不大于５％。     

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。     

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。     

核设施正常工况气载放射性排出物后果评价推荐模式的参数

我们推荐“核设施正常工况气载放射性排出物后果评价的模式和缺省参数”是为了使核设施环境影响评价工作更加规范化，节省人力和物力。本文介绍使用该模式时需要用户输入的参数和模式中用到的缺省参数。     

压水反应堆核电站气载放射性流出物的环境影响及辐射剂量评价

在本地区某大型燃煤电厂原址及完全相同的环境条件下,作者对一个假想的发电容量为0.3GW的压水反应堆核电站气载放射性流出物的环境影响及公众辐射剂量进行了估算与评价。公众辐射剂量主要来自~(14)C的释放,主要照射途径为食物摄入内照射。其中,公众中年最大个人有效剂量当量为7.112×10~(-6)Sv·(GW·a)~(-1),厂区周围半径100km范围内公众年集体有效剂量当量为0.5974人·Sv·(GW·a)~(-1),均比原燃煤电厂的相应值低几十倍。如燃煤电厂的烟尘排空率由目前的24.6％降至1％,则两个工厂所致公众辐射剂量大致相当。     

压水反应堆核电站气载放射性流出物的环境影响及辐射剂量评价

在本地区某大型燃煤电厂原址及完全相同的环境条件下,作者对一个假想的发电容量为0.3GW的压水反应堆核电站气载放射性流出物的环境影响及公众辐射剂量进行了估算与评价。公众辐射剂量主要来自~(14)C的释放,主要照射途径为食物摄入内照射。其中,公众中年最大个人有效剂量当量为7.112×10~(-6)Sv·(GW·a)~(-1),厂区周围半径100km范围内公众年集体有效剂量当量为0.5974人·Sv·(GW·a)~(-1),均比原燃煤电厂的相应值低几十倍。如燃煤电厂的烟尘排空率由目前的24.6%降至1%,则两个工厂所致公众辐射剂量大致相当。     

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。     

某拟建滨海核电厂址大气扩散规律初探

本文介绍了在我国东部沿海某拟建核电厂址进行的大气扩散试验的概况和主要结果,包括现场试验和风洞模拟实验。现场试验主要有：百米气象铁塔四个高度整年风、温逐时观测;地面风场、海陆风及热内边界层的观测与分析;SF6示踪试验与湍流测量等。在现场试验基础上尝试提出了计算滨海核电厂址年均大气扩散因子的模型。该模型既考虑了向岸流与离岸流的区别,又考虑了混合层与热内边界层、混合释放与扩散参数随陆距变化等综合影响因素。     

不同扩散参数和气象数据对田湾核电厂事故概率大气扩散因子的影响

本文基于田湾核电厂址百米气象铁塔1998和1999年度两整年的逐时气象观测数据，估算了厂址实测大气扩散参数和IAEA推荐扩散参数以及不同年份气象观测数据对厂址非居住区边界(500m)16个方位的99．5％累积概率水平事故大气扩散因子的影响。分析结果表明，根据大气扩散参数实测值给出的结果是基于IAEA推荐扩散参数给出结果的3倍左右。因此，对于田湾核电厂那类复杂地形的厂址，必须采用厂址实测大气扩散参数来估算事故释放环境后果。     

田湾核电厂址大气弥散风洞实验研究

介绍了田湾核电工程复杂地形厂址地区山体对流动和扩散影响的风洞模拟实验研究方法和结果。该实验以厂址为中心应用X型热线探头探测了不同风向下的平均流和湍流结构。用乙烯示踪扩散实验法研究复杂地形污染物扩散的规律。根据实验结果建立了估算复杂地形扩散参数的经验方法,还给出了一个估算复杂地形大气扩散的模式,该模式预测结果与现场实验数据相吻合。     

我国燃煤电厂气载流出物的辐射影响

本文估算了我国燃煤电厂生产单位电能(1GWa)由气载流出物排入大气的铀系、钍系和~(40)K放射性核素的归一化排放量,及由此产生的最大个人归一化年有效剂量当量De和对周围80km范围内居民的归一化集体有效剂量当量负担M~c。根据对24省(自治区)563个煤样中天然放射性核素含量测定结果的按产量加权均值,并假定:生产1GWa电能的耗煤量为3×10~9kg,飞灰占总灰渣的重量比为85％,集尘效率为90％,富集因子除~(210)Pb和~(210)Po为2外,其余核素为1;估算得~(238)O、~(232)Th、~(210)Pb和~(222)Rn的归一化排放量分别为9.18、7.65、18.4和108GBq/GWa。D_e和M~c的估算,分别采用我国核工业三十年辐射环境质量评价的剂量学模式和UNSCEAR1982年报告附件U中的模式,结果分别为51.5μSv/GWa和54人·μSv/GWa秦山核电厂在正常极限工况下D_e和M~c分别为57μSv/GWa和3.7人·Sv/GWa。计算结果还表明:照射的关键途径是吸入,关键核素是~(232)Th.     

核电站事故时放射性释放量和照射剂量的关系

本文借助于核电站假想事故条件下的放射性释放量,按不同的核素组,分组计算了其经各种照射途径对周围居民造成的剂量;并考虑了气象资料的统计数据,使得因天气条件两低估剂量的可能不超过5%;从而得到了与事故过程(涉及释放的核素谱)和天气条件无关的释放量和照射剂量间的关系。文中还讨论了释放时间、风速、释放高度和停留时间等对上述关系的影响;以及各核素组、各种照射途径对照射剂量的相对贡献。     

秦山核电厂厂址地区的大气扩散实验研究

为了解秦山核电厂厂址及其周围地区的大气迁移与扩散规律,于1983—1986年间进行了现场和风洞大气扩散实验。本文介绍大气扩散实验的实验设计、概况和主要的实验结果,并着重描述受厂址地理位置和局地复杂地形影响的污染气象特征。     

源于大亚湾核电站气态排出物中的放射性核素浓度计算

本文基于对大亚湾核电站气态排出物放射性核素的分析,并基于2005年11月上旬广东地区的风场,利用高斯模型对源于大亚湾核电站的放射性核素浓度进行了计算,给出了广东省区域内,特别是大亚湾、深圳、珠海和广州地区的放射性核素相对浓度分布的计算结果,为大亚湾核电站正常运行情况下对广东省区域内辐射环境影响及监测提供参考数据,为可能发生的核电站泄漏事件的监测提供参考数据.     

切尔诺贝利核电站事故污染地区就诊患者的受照剂量范围及初步评价

本文介绍白俄罗斯接受中医中药治疗的８２０名患者（５０２名来自切尔诺贝利核电站事故污染区，３１０名为去污者，８名为去污者的子女）的病种分类，放射性接触史和所受剂量的范围及其初步评价。