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。     

田湾核电站场外事故后果评价系统--TW-NAOCAS

从田湾核电站早期应急的需要,开发了一套核事故场外后果实时评价计算机系统软件（TW-NAOCAS）。该系统设计为一个连接多种模型（数据预处理、风场预测、大气弥散、剂量估算和干预与防护对策评估）和数据库的综合系统。本文对该系统进行介绍,并通过模式比对,对系统物理模型有效性进行了初步分析。结果表明,该系统采用的物理模型和运行设计是有效而可靠的。     

核设施事故场外后果的预测和评价

介绍和评论了核设施事故场外后果的实时评价模式及其选择，提出了我国核电厂实时应急剂量评价宜采用的模式的建议。文章还说明了后果预测结果的不确定性，后果预测与防护决策的关系。     

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。     

国家环保总局核事故后果评价与预测系统的设计与开发

国家环保总局核事故后果评价与预测系统的开发遵循成熟、实用、先进的原则。源项估计、大气扩散与辐射剂量计算以及应急防护措施分析采用国内外具有良好应用经验和反映当前应急干预原则要求的方法和模块,系统界面的设计强调评价流程的逻辑结构和用户友好性。本文介绍这个系统的总体框架设计、主要评价模块的特点与功能、系统数据库设计、系统运行环境设计以及用户界面的设计特点。     

广东核电站事故场外应急辐射测量比对

本文主要介绍了1998－1999年粤港地区“广东核电站事故场外应急辐射测量比较”的方法和结果。辐射测量比对项目包括环境贯穿辐射剂量率，辐射累积剂量和水与食品样品中γ放射性核素含量。文中还分析和讨论了测量比对中存在的问题。     

概率事故后果评价方法,程序与进展

本文首先根据国际原子能机构第三级ＰＳＡ执行程序顾问组会议报告的内容介绍了概率核事故后果评价方法，然后介绍了目前国际上的两个主要的核事故后果评价程序系统：美国ＮＲＣ的严重事故后果评价程序系统—ＭＡＣＣＳ和欧共体的事故后果评价程序系统—ＣＯＳＹＭＡ，最后...     

核电站严重事故后果评价程序系统MACCS及用户界面介绍

1992年9月国际原子能机构(1AEA)向中国提供了美国Sandia国立实验室为美国核管会(NRC)开发的核事故后果评价程序系统MACCS。就目前来看,MACCS是一个内容最完整、开发的最好的核事故后果概率评价程序,具有很高的开发和移植价值。随着我国核电事业的发展,各种核设施的选址、安全分析和应急计划的制定等都对这样一个完整、先进的评价程序系统提出了要求,它的引进和消化对我国的核事故后果评价及相关的工作会有很大的促进和提高。     

核电厂事故后果的概率安全评价方法学

本文主要介绍概率安全评价中的事故后果评价方法学以及与此相关的内容，如ＡＣＡ输入的源项、模式参数对后果的影响，评价ＡＣＡ结果的概率安全准则；同时结合广东大亚湾核电站ＰＳＡ中的后果和风险分析，说明ＡＣＡ中模式和参数的使用。文中还列举说明了ＡＣＡ在应急计划中的应用。     

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。     

我国核事故后果评价/决策支持系统开发的状况、要求和建议

本文介绍了我国核应急响应期间事故后果评价／决策支持系统开发的状况，特别是开发的技术路线；依据我国三级核应急组织体系的基本职能、现有法规等对三级核应急组织在后果评价方面的要求，提出了三级核应急组织的后果评价／决策支持系统的基本功能、分工的见解及其说明，最后提出了开展相关工作的建议。     

核临界事故的特征与后果

本文主要介绍了核临界事故的有关概念、临界事故的释能过程及释能大小、以及临界事故的破坏力等事故特征,并分三方面：瞬发辐射、工作场所的污染和裂变产物向环境的释放,详细介绍了临界事故的辐射后果。文中指出,核燃料加工或处理工厂发生的核临界事故的放射性释放对环境和公众的影响较小,核临界事故的主要危险来自瞬发射线的外照射。本文可以使我们对核临界事故有一个正确的认识,有助于对可能发生的核临界事故作出恰当的应急响应。     

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。     

核事故后果评价中剂量与干预评估模式初探

本文以田湾核电站事故场外后果评价系统TW-NAOCAS中的剂量与干预模块为例,介绍核事故后果评价中的剂量与早期干预评估模式及一个算例.剂量估算模式主要给出估算潜在剂量、正常生活剂量与事故释放后2天的预期剂量的模式;干预措施评估模式主要涉及相应于设计基准事故(DBA)与超设计基准事故(BDBA)的各类干预措施(隐蔽2天、撤离7天、服碘片)的可避免剂量的估算模式,此中考虑了撤离途径的附加剂量.最后介绍了程序验证与实例计算结果.     

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。     

秦山核电厂实时剂量评价系统的设计,模式,参数与程序

本文介绍应用于秦山核电厂事故应急的实时剂量评价系统的设计、模式、参数与程序。该评价系统由实时数据采集系统、评价计算机系统和评价程序系统三部分组成。评价系统采用地形随动座标的质量守恒三维风场诊断模式来确定每小时的地面和低空风场；大气扩散计算采用变天气条件下的烟团模式，计算区域分近、中、远三区；烟团释放采用分阶段变长度方式，外照射剂量估算采用了半无限烟云与有限烟云两种模式，该评价系统可在输入数据后约１     

关于我国核应急决策支持系统建设的实施建议

作为我国三级应急管理体系的一个重要组成部分，目前已初步在国家、省级地方和核电厂三个层次上建立了核应急决策支持／事故后果评价系统(以下统称为“核应急决策支持系统”)，并在这些系统的研究开发、应用与维护等方面积累了宝贵的经验。与此同时，如何保证这些系统及其使用能够在真实事故情况下给出准确的评价和预报，日益受到有关方面的高度关注。本文在概要介绍我国核应急决策支持系统的开发与应用现状及其存在的主要问题的基础上，就如何建立国家、省级地方与核电厂三级有机统一的核应急决策支持系统，对三级系统的功能划分、模式比对和数据共享等问题做了初步探讨，并提出了实施建议。