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.     

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。     

事故状态评价在核事故应急决策中的应用

事故评价是核电厂应急状态下进行防护行动决策的重要技术基础.事故评价包括事故状态评价和事故后果评价两个方面.本文主要介绍事故状态评价技术在核事故应急决策中的应用情况.     

应急决策支持系统中核事故后果评价程序的设计与改进

应急决策支持系统中核事故后果评价程序用于计算放射性核素浓度与辐射剂量的时空分布,并对应急中防护行动的确定提供建议。为了适应目前主流的计算机配置与软件设计思想,现对事故后果评价程序进行重新设计。改进其功能、逻辑结构与接口设计,提高计算能力与应用范围。添加避迁、永久再定居以及食品及饮用水控制行动决策,可对操作干预水平进行修订。采用浏览器/服务器框架结构,优化数据存储方案,实现对接口参数的统一管理,以减小程序运行限制与维护代价,提高运行效率。新版应急决策支持系统将为我国核电厂事故应急提供更加完善的技术支持。     

大亚湾核电站全厂断电事故及第5台应急柴油机的概率安全评价

对大亚湾核电站全厂断电事故(SBO)及第5台应急柴油机改进项目进行了概率安全评价(PSA),给出了电源不可恢复因子的计算方法,并对第5台应急柴油机的接入时间进行了敏感性分析。研究结果表明,全厂断电引起的堆芯损坏频率(CDF)较大,增加第5台柴油机对降低堆芯损伤风险有明显的好处．而该台柴油机接入时间的长短对降低堆芯损坏频率有较大影响。     

改进的TOPSIS法在核电站事故应急决策中的应用

考虑到核事故应急背景下多属性决策的复杂性,本文在综合考虑了各评价指标的主观权重和客观权重的基础上,运用改进的TOPSIS法,建立了多属性决策模型。将该模型应用于核电站事故应急决策中,并与模糊层次决策模型进行比较。结果表明,基于改进的TOPSIS法的多属性决策模型具有较好的评价效果。     

核事故医学应急的几个问题

核事故医学应急是整个核事故应急的重要组成部分。本文简要讨论了核事故医学应急的主要任务，应遵循的基本原则，以及必要的准备工作。     

大亚湾核电站个人受照信息管理系统

本文介绍了目前正在运行的自主开发的大亚湾核电站个人受照信息管理系统,对大亚湾个人剂量监测内容与方法、数据库结构的设计与分类、剂量监测结果的汇总分析与输出,以及对人员进出控制区的数据管理进行了报道。它对快速有效地分析评价剂量监测数据,优化防护措施具有指导意义。     

大亚湾核电站放射性固体废物管理

本文系统地介绍了大亚湾核电站 (GNPS)放射性固体废物的管理体系和处理方法以及近 1 0年来的持续改进。由于重视并在实践中努力实施废物最少化原则 ,从废物的源头控制、处理工艺、测量估算技术和监督管理等方面不断改进 ,大亚湾核电站自 1 994年投产以来 ,放射性固体废物产生量连年下降 ,2 0 0 2年每台机组减少到 63 .5m3,约为 1 995年 1 2 7m3的 5 0 % ,达到法国同类核电机组的先进水平 ;从1 994至 2 0 0 2年的 9年间两台机组累计的放射性固体废物产生量为 1 5 63 .5 1m3,仅为设计值的 1 8% ,废物货包符合安全处置的标准和要求。另外 ,本文还就进一步减少废物产生量的一些新工艺进行了分析 ,提出了建议     

田湾核电厂核事故场外后果评价系统简介

本文介绍江苏田湾核电厂核事故场外后果评价系统(TW-NAOCAS)的概况。该系统软件包括操作管理子系统,数据传输、气象数据预处理与风场诊断模块,风场预测模块,大气弥散模块和剂量估算与干预措施模块。TW-NAOCAS系统能在30 min内给出评价区(近区为20×20 km2、空间分辨率500 m,远区为80×80 km2、、空间分辨率4 km)的风场以及设计基准事故(DBA)和超设计基准事故(BDBA)释放的69种核素在各网格的浓度、预期剂量、隐蔽与撤离的可避免剂量及其区域等信息。文中简述了主要物理模块的计算模式,最后介绍了风场预测、大气扩散与剂量估算三个模块及例题的测试结果。     

核舰船核事故舱室辐射后果评价研究

本文结合核舰船的设计特点和实际运行经验，分析了核事故时放射性核素由核反应堆舱（以下简称堆舱）向其他舱室的传输途径及在各舱室中的分布，给出了放射性素活度和人员剂量的估算方法，计算了核事故情况下各舱室的辐射水平和人员的受照剂量，后果评价表明，设计基准事故时，各舱室辐射后果较轻，人员剂量没有超过有关标准规定的剂量限值，严重事故时，堆舱邻舱辐射后果严重，人员剂量超过有关标准规定的剂量限值。     

大亚湾核电站放射性固体废物管理

本文系统地介绍了大亚湾核电站(GNPS)放射性固体废物的管理体系和处理方法以及近10年来的持续改进。由于重视并在实践中努力实施废物最少化原则,从废物的源头控制、处理工艺、测量估算技术和监督管理等方面不断改进,大亚湾核电站自1994年投产以来,放射性固体废物产生量连年下降,2002年每台机组减少到63．5m^3,约为1995年127m^3的50％,达到法国同类核电机组的先进水平;从1994至2002年的9年间两台机组累计的放射性固体废物产生量为1563．51m^3,仅为设计值的18％,废物货包符合安全处置的标准和要求。另外,本文还就进一步减少废物产生量的一些新工艺进行了分析,提出了建议。     

大亚湾核电站堆芯功率分布测量及其处理

大亚湾核电站采用的堆内中子探头测量技术，具有国际上商业核电站８０年代的水平。而其堆外６节电离室测量，在轴向功率的精细化上，则在国际上处于领先地位。相应的测量数据处理，也是国际上商业核电站的成熟技术。这些技术在国内都属首次应用。本文介绍了大亚湾核电站使用的中子通量测量技术，并对测量数据的处理作了详尽的介绍。     

核电厂核事故应急情况下某些操作干预水平默认值

本文根据IAEA-TECDOC-955给出的核电厂核事故应急情况下操作干预水平（OIL）的计算公式和InterRAS1.3计算程序,分别计算了压水堆核电厂两种假想严重事故（堆芯熔化/安全壳完整性丧失或泄漏事故、蒸汽发生器完整性严重丧失事故）烟羽照射期间撤离和服用碘片的操作干预水平OIL1和OIL2;讨论了相关时间（例如预期烟羽照射时间、放射性开始向环境释放时间）、气象条件（风速、混合层高度、稳定度和降雨）、距事故源距离和释放方式（低架和高架释放）等对OIL1和OIL2计算值的影响.在此计算和讨论的基础上,对所假想的严重事故推荐了相应的OIL1和OIL2默认值;强调指出了OIL1和OIL2依赖于事故类型及事故放射性在释放到环境之前是否被去除减少等因素,其默认值须按照不同事故类型及事故放射性被去除减少的特征分别给出.