俄罗斯索斯诺维博尔的一座核电站发生的事故

1992年3月24日,俄罗斯索斯诺维博尔地区的一座核电站事故后,几种放射性核素就在芬兰地表空气中被识别出。事故释放除气体外,还包含一些微小铀燃料粒子。其放射性核素浓度与1987年前苏联新地岛核爆炸后在芬兰北部所探测浓度(1mBq·m~(-3))的数量级相同,比1986年切尔诺贝利事故低5个数量级。其放射后果是微不足道的。但是,研究证实,即使远隔海洋和超过100km的距离的微小释放,也能被探测到;有关事故的重要信息,如事故发生时间、释放组成、损坏燃料的耗尽等同样能被精密的放射学测量所监测。     

在线硼浓度计在压水堆核电站中的应用

国内压水堆核电站在线硼浓度计使用方法有中子吸收法、滴定法和密度法等。文章介绍了在线硼浓度计的测量原理,及其相应的在线监测硼浓度分析仪在国内压水堆核电站实际应用和维护情况,并分析比较了这几类硼浓度计的优缺点。为核电站在线硼浓度计的选型、使用、检修、维护以及提高在线仪表的可用率提供参考。     

对日本刈羽核电站事故的思考

简要介绍了2007年日本刈羽核电站事故及其影响,分析了事故发生的原因,就如何加强安全防护、防范类似事故、保障核电安全进行了探讨。     

WWER-1000型核电站SGTR事故分析

使用热工水力瞬态分析程序DINAMIKA－97，模拟WWWER－1000型核电站蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）的事故过程，以及操作员所采取的缓解事故的动作，给出计算结果和结果分析。     

核电站事故后避迁措施的后果及其最优化

本文介绍以概率风险评价方法对核电站事故后避迁的后果及其最优化进行研究的结果，探讨了源项、剂量干预水平和避迁面积三者之间的定量关系。研究了有关照射途径的辐射剂量和防护措施的代价及其预期减少的剂量与各相关参数之间的依赖关系。讨论了使用代价－利益分析方法导出最优干预水平的问题，为了将个人剂量分布作为一个独立的因素在代价－利益分析中加以考虑，引入了个人剂量评价函数的概念。     

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。     

日本通产省实施核电站事故评价的9级标准

【《日本原子》1989年6月号第4页报道】日本通产省天然资源与能源厅6月26日宣布,该厅制订了一个包括9个级别的核电厂事故和故障评价标准(0—8级别的风险评价标准),并从7月10日起,将公布无论何时发生的事故的评价结果。核原料、核燃料和反应堆管理法规定,商用核反应堆的运营者要向天然资源与能源     

秦山二期核电站环形燃料堆芯卡轴及弹棒事故分析

环形燃料是一种采用双层包壳和环形芯块内外冷却的新型压水堆燃料,与传统棒状燃料相比,双包壳结构有效增加了燃料传热面积和减薄了芯块厚度,使其在事故工况下具有更好的安全性能。以秦山二期核电站作为参考电站,建立了装载环形燃料的核电站计算模型,研究在卡轴事故和弹棒事故下采用环形燃料的核电站的响应,并与相应工况下棒状燃料堆芯的计算结果比较。结果表明,与棒状燃料相比,核电站在采用环形燃料后安全裕度有明显的提高。     

核电站DNBR在线监测程序的开发

该程序以单通道分析为基础，采用一子通道分析程序作为参照，对它们各自的计算结果进行比较，通过对单通道的两个热工参数进行修正，使之获得跟子通道分析程序计算的热通道一致的结果。本文较为详细地介绍了DNBR在线监测程序的开发思想，物理模型，程序计算流程等。     

法国在确定未来核电站安全目标时对事故后影响的研究

法国正在研究新一代核电机组的设计，这种机组可望在２０００年左右开始建造。各个参与者均认为，有必要在目前运行和正在建筑机组的基础上，大大提高新一代机组珠安全性。当然最关心的是诸如堆芯熔化这种潜在的放射性释放严重事故，它可能会给公众和环境带来放射性影响。     

BP神经网络在AP1000核电站事故诊断应用中的初步研究

核电站发生事故时,快速准确诊断出事故类型对于应急中采取相应的安全防护措施至关重要。本文采用BP神经网络对AP1000核电站的部分事故进行事故诊断,以部分事故分析结果为训练数据训练网络,以其他分析结果为测试数据,验证网络诊断事故类型时的准确性。结果表明,BP神经网络能正确诊断所分析的事故序列。     

法国核设施管理部门总结布莱耶核电站洪水事故的经验教训

【欧洲核学会《核新闻网》1月14日报道】 法国核设施管理部门的负责人强调,1999年12月发生在布莱耶核电站的洪水事故自始至终都未对公众安全构成威胁,并为事故的处理办法进行了辩护。 尽管如此,法国核设施安全局(DSIN)局长Andre Lacoste今天在巴黎召开的新闻发布会上说,应从危险处理、电力供应措施、洪水预防和公众通讯这四个方面好好地吸取教训。 DSIN在今天会议开始前公布了一份报告,该报告详细回顾了这起在国际核事件分级表中被定为2级的事故,并将事故的全过程分为以下3个阶段: = 第一阶段:从1999年12月27日下午7时30分到第二天凌晨…     

CNP1000核电站的大破口失水事故与线功率裕量分析

CNP1000核电站是我国正在进行概念设计之中的100万千瓦级核电站。为了提高核电站的可靠性、安全性和经济性,CNP1000核电站将要采用18个月长寿期换料和满足15%的线功率裕量的设计方案。本文同时计算了线功率为427.61W/cm和395.69W/cm两种堆型的大破口失水事故和线功率裕量。分析表明,采用177盒燃料组件,线功率为395.69W/cn的反应堆更容易达到15%线功率裕量。     

核电厂事故厂外后果早期评价中碘和惰性气体等效量的应用

本文介绍核电厂事故厂外后果早期评价中碘和惰性气体等效量应用的主要依据、计算的方法和实例。等效量应用的主要依据是反应堆内放射性物质达到平衡后的事故释放。事故早期碘和惰性气体对公众剂量的贡献是主要的。由于碘和惰性气体各自的释放、输运和转相同,因此可以应用碘和惰性气体的等效释放量计算核电厂事故早期对场外环境的辐射影响移特性采用等效量计算方法可以简化计算模式、缩短计算时间,特别适用于手工计算方法,故在事故早期的后果评价中具有较高的实用价值。     

临界事故探测报警系统的新设计

【《欧洲核综览》 1999年第 3— 4期报道】　任何一个处理高于某一最小量易裂变材料的工厂都要安装临界事故探测报警系统。在核电厂的反应堆内 ,临界属于一种受控事件 ,在厚屏蔽墙的后面产生。但在易裂变材料精炼、浓缩、加工、使用、贮存、后处理或处置的任何地方 ,临界偶有发生。据报道 ,全世界发生过 5 3起临界事故 ,其中包括前苏联的 12起。临界事故可能产生非常严重的影响 ,因为这种意外事故可能在几乎没有或根本没有屏蔽的地点发生 ,使工厂操作人员摄取大量剂量。 11起事故造成人员死亡。即使后处理厂设有非常厚的屏蔽墙 ,也不足以避…     

人的可靠性认知模型在核电站中的应用

阐述了认知模型中几种重要的。与人的可靠性模型相关的概念。描述了通用失误模型系统（ＧＥＭＳ）及其在核电站事故分析中的应用，并指出了该ＧＥＭＳ模型在人误预测中的作用，最后简要说明了ＧＥＭＳ模型的应用前景。     

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％。