环境γ辐射剂量率连续监测数据影响因素和特征分析

对γ辐射剂量率的连续监测是核电厂常规监测和监督性监测的主要内容。分析γ辐射剂量率连续监测数据的影响因素,对于识别核电厂的异常排放、建立应急监测本底具有重要意义。本文以宁德核电厂监督性监测系统2016年一整年的γ辐射剂量率逐时连续监测数据为例,分析各种可能的影响因素,包括宇宙射线响应、气象参数的影响、核电厂的排放等,研究各种因素的影响特征。结果表明,γ辐射主要来自地表中的天然放射性核素及宇宙射线,气象参数的变化是影响γ辐射剂量率变化的主要因素。结合快速傅里叶分析FFT和气象参数相关性分析,表明γ辐射剂量率连续监测数据存在明显的日周期变化。核事故时释放的放射性可能对剂量率监测结果带来明显的影响。     

基于支持向量机的环境γ剂量率模型

核电厂外围环境辐射连续监测系统获取地表γ剂量率,当剂量率超过预先规定的阈值时,系统会发出警告。但氡子体影响、系统噪声造成的数值不稳定、剂量率具有周期性的变化均会使数据出现波动从而造成无效的报警。为辨别剂量率上升的原因,建立了支持向量机模型对环境剂量率超过阈值的原因进行分类,考察了不同参数对模型精度的影响。通过2000组以上历史数据验证,结果表明,该模型能对环境γ剂量率超过阈值的原因进行准确分类,准确率达98%以上。     

有效扩展核辐射监测系统量程的方法浅析

EJ/T984—95环境监测用X,γ辐射仪中规定,剂量率监测系统的有效量程应至少为1×10~(-3)Gyh~(-1)～2.5×10~(-4)Gyh~(-1);而GB11683—89应急辐射防护用携带式高量程X,γ和β辐射剂量和剂量率仪中规定,剂量率仪的有效量程为10~(-4)Gyh~(-1)～10Gyh~(-1)。 在核电厂正常和预期事件状态下,厂区周围的环境辐射水平基本上属于自然本底,而在严重事故状态下烟羽区的剂量率可达10Gyh~(-1)。因此,剂量率监测系统应具备高灵敏度和宽量程。为了     

环境γ剂量率连续监测系统

介绍了核电站环境γ剂量率连续监测系统，其中包括探测器系统、数据采集器、中央计算机系统和气象观察系统。还介绍了恒温、防湿和防雷电等措施。本系统经三年多长期运行，证实了性能稳定可靠，将是我国核电厂环境γ剂量率连续监测的最新系统。     

NASPIC在方家山核电工程的应用研究

方家山核电工程厂区环境辐射与气象监测系统(KRS)信号来自方家山厂区外的应急中心楼,存在被网络攻击的安全隐患,影响方家山机组整个数字化控制系统(DCS)的稳定运行。为解决厂区外的通讯信号接入给核电站的信息安全带来的影响,方家山核电工程将KRS信号从目前的DCS网络中独立出来,并采用中核集团完全自主知识产权的核安全级DCS平台龙鳞系统(NASPIC)作为本变更改造项目的首选方案,本文介绍了NASPIC的原理、主要设备功能、网络配置、软件配置以及在方家山核电厂的应用。变更已在方家山1号机组第2次(102)大修中实施完成,系统运行稳定。     

秦山核电厂环境γ剂量率连续监测系统

本文介绍秦山核电厂环境γ剂量率连续监测系统，该系统由监测器，数据采集器，气象站和中心计算机组成，讨论了区分由核电厂排放引起的剂量率的升高斩方法，其监测灵敏度为３ｎＧｙ／ｈ。     

10 MW高温气冷实验堆升功率运行阶段辐射水平监测

通过对10MW高温气冷堆从装料前到满功率运行期间工艺流、工艺间、流出物、厂区环境的放射性核素含量、个人剂量水平进行的系统监测,了解了反应堆在不同功率下运行时对环境和工作人员的辐射影响,为反应堆安全运行和验收评价提供依据.监测结果显示,除反应堆堆顶距堆芯最近处中子剂量率最高为3.1 μSv/h外,其余点和工艺间均小于2.5 μSv/h(贮留因子T＞1/4)的剂量率控制值,厂区环境γ剂量率处于本底水平,烟囱流出物中没有检测到放射性核素(低于方法探测限).     

海域自动连续监测辐射剂量率影响机制初步研究

海域辐射自动连续监测是完善核电厂辐射环境监督性监测的有力手段,需要对监测到的辐射剂量率的变化规律及影响机制进行研究,为建立核电厂异常排放和事故排放预警水平提供技术依据。本文主要介绍防城港核电厂海域辐射自动连续监测系统的相关设计,对近一年的监测结果进行初步研究。结果表明,系统监测到的辐射剂量率主要来源于宇宙射线的贡献,同时受降雨的影响明显。本文还将连续监测数据与陆上辐射剂量率连续监测数据进行了对比,探讨了辐射剂量率的周期性变化规律,分析了核电厂液态流出物排放的影响。     

1999年～2001年上海市区环境γ辐射剂量率水平监测

介绍1999年至2001年本所对上海市区环境γ辐射剂量率监测的方法、结果和初步分析。测量结果表明，上海市区环境γ辐射剂量率范围为40-113nGy/h，环境γ辐射剂量率在正常本底水平上波动。     

降雨对连续γ辐射测量影响的数值拟合

为了准确判断降雨对核电厂周围γ辐射监测数据的影响,本文对其进行了量化研究。首先通过雨水中放射性核素测量实验,验证了雨水中影响γ剂量率波动的主要核素为²¹⁴Pb、²¹⁴Bi,持续时间约为降雨停止后两个小时。结合相关实测数据和雨水中²¹⁴Pb、²¹⁴Bi的衰变规律,进行数值分析与拟合研究,获得降雨对环境γ剂量率影响的数值拟合方程,在多雨峰时,只需要通过第一个雨峰、γ峰的数据,即可拟合预测降雨时刻γ剂量率的变化情况。本文利用不同雨强、不同地域的历史监测数据,对数值拟合方程进行了适用性验证,实测曲线与拟合预测曲线基本一致。这种方法对有多雨峰降雨过程中核电厂周围环境是否存在人工辐射异常进行实时判断具有重要的参考意义。     

核电站三维剂量场评价系统的开发及应用

基于核电站营运单位和设计单位对三维剂量场评价系统的需求分析,得出并解决了三个核心技术问题,即:三维剂量场计算、显示和基于三维剂量场的剂量优化问题,进而开发了核电站三维剂量场评价系统(RPOS)。基于在役核电厂控制区内典型区域的系统测试结果表明:三维剂量场评价系统能够较准确地模拟所测试的核电站典型区域的三维剂量场,并实现测试区域内三维剂量场的虚拟显示以及核电站内工作人员操作的剂量优化。     

Some Applications of Dynamic Measurements in Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plants

Results of statistical correlation measurements for obtaining information in a complex system are presented. Experiments were performed on four nuclear power plants using conventional plant instrumentation. Inherent fluctuations (noise), response to forced random, sinusoidal and step variations in reactivity were studied. Frequency domain analysis of the data was performed with a special purpose analog type analyzer for determining power and cross-power spectral densities. Results obtained demonstrate that 1) significant semi-quantitative information on the process can be obtained from power spectral analysis on inherent fluctuations: and 2) cross-power spectral techniques permit frequency response measurements and system parameter determination in commercial nuclear plants.     

基于FPGA的反应堆保护系统可靠性建模与分析

为建立基于现场可编程门阵列（FPGA）的反应堆保护系统的可靠性模型,以对系统安全提供有效的分析与验证手段。本研究采用故障树、随机Petri网模型,对CANDU堆1号停堆系统（SDS1）单通道进行可靠性建模与分析。对故障树模型分析得到最小割集,以顶事件发生概率作为系统故障概率,在考虑故障检测、维修与定期试验情况下对随机Petri网模型进行仿真得到系统的拒动概率。研究结果表明,故障树和状态空间方法存在一定局限性,随机Petri网能够反映故障检测与定期试验对反应堆保护系统的影响,可以动态地反映系统可靠性,并且避免了状态空间爆炸问题。因此,本研究建立的随机Petri网模型适用于反应堆保护系统的可靠性建模。      

先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计对蒙特卡罗方法的要求

在分析M310堆型核电站辐射屏蔽设计中由于工具限制存在的问题以及“华龙一号”堆型核电站辐射屏蔽设计提出的要求的基础上,从程序界面、输入接口、计算功能和辐射场应用扩展４个方面提出先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计对于蒙特卡罗（MC）方法的要求。MC方法在“华龙一号”辐射屏蔽优化设计的应用实践表明,基于MC方法的计算程序在程序界面、输入接口和辐射场应用扩展方面进一步提升之后,可在先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计方面发挥巨大的作用,显著提升核电站辐射屏蔽优化设计的水平。      

Transport of MOX fuel: continuous challenge

Abstract

For 45 years TN International has been involved in the radioactive materials transportation field. Since the beginning the spent nuclear fuel transportation has been its core business. During all these years TN International, now part of AREVA, has been able to anticipate and fulfil the needs for new transport or storage casks design to fit the nuclear industry evolutions. A whole fleet of casks able to transport all the materials of the nuclear fuel cycle has been developed. This paper focuses on the casks used to transport the fresh and used mix oxide (MOX) fuel. To transport the fresh MOX boiling water reactor and pressurised water reactors fuel, TN International has developed two designs of casks: the MX 6 and the MX 8. These casks are and have been used to transport MOX fuel for French, German, Swiss and in a near future Japanese nuclear power plants. A complete set of baskets have been developed to optimise the loading in terms of integrated dose and also of course capacity. Mixed oxide used fuel has now its dedicated cask: the TN 112 which certificate of approval has been obtained in July 2008. This cask is able to transport 12 MOX spent fuel elements with a short cooling time. The first loading of the cask has been performed in September 2008 in the Electricité de France nuclear power plant of Saint-Laurent-des-Eaux. By its continuous involvement in the nuclear transportation field, TN International has been able to face the many challenges linked to the radioactive materials transportation especially talking of MOX fuel. TN International will also have to face the increasing demand linked to the nuclear renaissance.     

核电厂运行现场高能γ射线的剂量调查

在核电厂正常运行期间,反应堆冷却剂系统内存在能够发射高能γ射线的¹⁶N等放射性核素。为了初步掌握核电厂运行期间不同区域内高能γ射线的辐射水平,利用NaI(Tl)谱仪在国内某核电站测量了反应堆厂房内的γ能谱,并根据γ测量谱和测量系统的响应函数计算了能量大于3 MeV的γ射线的场所剂量率。结果显示:在15个测量位置中,6个位置的γ测量谱中存在明显的高能成分,其对应的剂量率在1.02～30.14 μSv/h范围内。     

Radiation dose rate map interpolation in nuclear plants using neural networks and virtual reality techniques

This paper reports the most recent development results of a simulation tool for assessment of radiation dose exposition by nuclear plant’s personnel, using artificial intelligence and virtual reality technologies. The main purpose of this tool is to support training of nuclear plants’ personnel, to optimize working tasks for minimisation of received dose. A finer grid of measurement points was considered within the nuclear plant’s room, for different power operating conditions. Further, an intelligent system was developed, based on neural networks, to interpolate dose rate values among measured points. The intelligent dose prediction system is thus able to improve the simulation of dose received by personnel. This work describes the improvements implemented in this simulation tool.     

Evaluation of the irradiation dose rate for marine biota in the region of the destroyed fukushima reactor (japan) in march–may 2011

The irradiation dose rate in March–May 2011 is evaluated for marine biota in the coastal zone near the destroyed Fukushima reactor and in the open sea. It is shown that for representative marine organisms (fish and mollusks) the irradiation dose rate did not exceed the safe level 0.4 mGy/h (10 mGy/day). In the open sea, 30 km from the nuclear power plant, the irradiation of marine biota is much lower than in the coastal zone near the nuclear power plant. A comparative evaluation is made of the irradiation dose rate for water organisms in the exclusion zones of the Eastern-Urals track of radioactivity and the Chernobyl and Fukushima nuclear power plants.     

海岛核电对岛屿非人类物种辐射影响及风险研究

海岛核电厂址是目前国内核电厂址选择的重要方向之一。《环境影响评价技术导则 核电厂环境影响报告书的格式和内容》(HJ 808—2016)中明确要求估算核电厂对非人类物种的辐射剂量。本文利用国内某海岛核电厂气态设计排放源项,采用ERICA程序,结合海岛生态本底调查结果,估算了核电厂气载放射性流出物对海岛生物的辐射影响和辐射风险,并进行了海岛生物的“三关键”分析。结果表明,核电厂对海岛各生物的辐射剂量率小于欧盟推荐的筛选值10 μGy/h,总体辐射风险较小。针对ERICA程序中部分参数(如剂量率转换因子和核素转移系数)的适用性问题,提出了今后须重点研究的方向。     

核电厂γ放射性废物吊装期间天空反散射剂量率评估

采用MCNP对γ放射性点源的天空反散射影响进行了模拟计算,针对天空反散射的主要制约因素进行了分析,其分析结论为核电厂相应的辐射防护设计提供了参考依据。定量模拟计算了核电厂γ放射性废物包吊装期间的天空反散射剂量率水平,提出了一种基于放射性点源结果进行放射性体源天空反散射剂量率的快速评估方法,该方法的实施满足了工程实践的快速响应要求。