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本文将地震作为初因事件,以严重事故中极少发生的全部燃料元件破损作为西安脉冲堆(XAPR)的包络性事故,使用ORIGEN2软件计算了XAPR燃耗末期气态裂变产物的放射性活度,并以保守的释放模型计算释放源项;采用STOERNEU软件计算分析了该事故下的场外放射性后果。结果表明,在极端的全部燃料元件破损事故下,在事故发生后0~8h时段释放的最大总放射性源项为4.50×1012Bq,场区100m边界处的公众最大个人有效剂量为5.47mSv,公众最大个人甲状腺当量剂量为129.74mSv,远低于国家标准(GB6249)中规定的重大事故剂量参考水平,略低于需要在场外采取隐蔽措施的通用干预水平。本文结果可以作为安全分析报告中后果分析的补充。 相似文献
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为保障池式低温供热堆的顺利开展,对其选址阶段正常运行和事故工况可能造成的辐射影响进行评价,并对推进池式低温供热堆示范工程落地提出建议。根据现行的法规标准,结合池式低温供热堆的特点,选取适宜的评价准则。通过反应堆特性、工程设计方案、文献数据和运行经验,分析正常运行的排放源项。在池式低温供热堆的固有安全性、小型堆技术安全目标的基础上,确定事故源项。讨论评价中遇到的法规标准、核素筛选、参数取值等问题。正常运行工况下,放射性气载流出物的大气扩散及对公众的剂量采用高架连续点源模式估算。事故工况下,以全堆芯燃料包壳破损事故作为选址假想事故,采用USNRC RG1.194提供的ARCON96程序估算各时段的大气弥散因子。结果表明,正常运行工况下,气载流出物排放对公众的最大个人有效剂量为7.3×10-7 Sv/a,小于剂量约束值0.1 mSv/a。事故工况下,厂址边界处公众个人(成人)的最大有效剂量为1.43 mSv,甲状腺当量剂量为4.3 mSv,均小于场址边界上公众个人的有效剂量控制值10 mSv和甲状腺当量剂量控制值100 mSv。池式低温供热堆在正常运行和事故工况下对公众... 相似文献
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为了提高西安脉冲堆运行安全管理水平,结合西安脉冲堆纵深防御特点及现有运行安全水平,以概率安全分析结果为依据,分析提出了西安脉冲堆安全目标体系构成和安全目标定量化数值。研究表明,西安脉冲堆安全目标体系应补充概率安全目标和辐射防护定量约束目标,概率安全目标包含堆芯损伤频率值、少量放射性释放频率值。提出的定量化安全目标建议为:堆芯损伤频率限值1×10~(-5)/堆年,少量放射性释放频率限值1×10-~(7)/堆年;正常工况下,公众有效剂量不超过0.1 m Sv·a~(-1),工作人员有效剂量不超过2 m Sv·a~(-1);事故工况下的定量辐射防护目标还需要进一步的研究。 相似文献
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应用厂址周围的人口与食谱调查资料以及反应堆参数 ,计算了该堆及其同位素生产线在正常运行及事故工况下厂址控制区边界的最大个人有效剂量当量和80km范围内的集体有效剂量当量。计算结果表明 :在正常运行时 ,厂址控制区边界最大个人有效剂量当量为6 0×10 -3mSv/a ,80km范围内的集体有效剂量当量为0 35人·mSv/a。反应堆最大假想事故事故下 ,所致厂址限制区外(500m)公众最大全身有效剂量当量为2 1×10-2mSv ,甲状腺剂量为3 8mSv ;事故持续30天后 ,80km范围内的集体有效剂量当量为0 14人·Sv(全身)和97人·Sv(甲状腺) ;正常运行工况和最大事故期间对本地区环境的影响都是可以接受的 相似文献
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根据日本政府核事故应急指挥部公布的数据,对参与日本福岛第一核电厂乏燃料水池注水作业工作人员分别受圆柱形、链形、锥形、扇形、漫烟形、屋脊形6种典型烟羽模型照射的吸收剂量率进行了计算.结果表明:身着含铅防护服工作人员受圆柱形和漫烟形烟羽照射的吸收剂量率分别为最小值0.14×102 μGy/h和最大值5.35×102 μGy/h;在同种放射性烟羽模型照射下,工作人员身着含铅防护服时吸收剂量率值小于未着气衣时值.计算结果将为核事故应急受照工作人员的剂量评估和医学治疗提供参考. 相似文献
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由于西安脉冲堆的特点,致使国际上通用的瞬时堆芯裸露模型不能使用。中国核动力研究设计院建立了反映西安脉冲堆失水事故机理和过程的真实真芯裸露模型,开发了相应的计算机程序,用于分析和评价西安脉冲堆的安全特性。分析结果表明,真实堆芯裸露模型具有广泛的实用性,可用于计算全部侧面破口和底部破口的失水事故。在破口直径相同的条件下,西安脉冲堆侧面破口失水事故后果比底部破口失水事故严重。在目前的设计条件下,即使发生失水事故,西安脉冲堆也能满足安全准则的要求。 相似文献
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为了估算内照射剂量,国际放射防护委员会(ICRP)推荐了多种放射性核素的参考人的生物动力学模型及其参数.ICRP还建议,若受照个体的剂量接近或大于个人年剂量限值时,应尽可能多的获得受照个体内照射监测资料,以便更准确地估算剂量;当受照个体接受了促排等医学处理,应采取个体的代谢资料估算剂量.本文以事故性过量摄入氚化水,且接受了促排医学处理的内污染为例,通过尿氚浓度的大量监测结果分析,得出了该受照个体的代谢资料.按此代谢资料估算的待积有效剂量为25.5 mSv,与国际原子能机构IAEA最终给出的参考值25.8 mSv仅相差1%.为了比较,也按照ICRP推荐的参考人的代谢资料估算了待积有效剂量,其结果为38.6 mSv,与参考值相差了48%. 相似文献
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脉冲辐射在新型探测器研制、工业探伤、X射线诊断、核事故应急和科学研究等领域中已得到了广泛应用,但其辐射剂量(率)测试难度极大。本文基于稳态X光机、脉冲X光机和便携式X光机研究建立了脉冲X射线参考辐射场,并基于脉冲X射线次级标准电离室和脉冲时间测量系统对辐射场的脉冲时间、脉冲剂量和瞬时剂量率等剂量学特性进行了研究。脉冲X射线参考辐射场的脉冲时间在50 ns~10 s之间可调,瞬时剂量率范围为2.5×10-3~6.7×105 Sv/h。本文所建立的脉冲X射线参考辐射场涵盖了环境水平、防护水平、诊断与治疗水平、核应急水平和核临界水平等剂量率水平范围,可用于主动式脉冲辐射剂量仪、个人剂量计和核临界事故探测与报警系统的脉冲响应特性研究,对于解决脉冲辐射剂量监测仪器的校准难题具有重要意义。 相似文献
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本文讨论了脉冲堆环境辐射影响评价所采用的剂量标准、评价范围和评价方法。介绍了原型脉冲堆环境辐射影响评价所采用的计算模式和计算程序以及剂量计算结果,并就该堆正常运行工况和事故工况下对环境可能的辐射影响进行了评价。 相似文献
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利用MCNP程序构建简单人体、辐照室、源井、板源模型,对进入辐照室过程中不同位置处工人的吸收剂量率进行了计算,按指数衰减律拟合出吸收剂量率随空间变化的曲线和函数,采用积分法对进入、滞留、撤离辐照室工人的受照剂量进行了计算。结果表明:工人进入、滞留、撤离辐照室总共花费时间为12.7 s,整个过程受照当量剂量为20.61 mSv,与中国辐射防护研究设计院对事故工人个人剂量计检测结果相吻合。该方法可有效地对随空间变化辐射场中的受照工人个人剂量开展评估。 相似文献
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基于DELMIA软件二次开发了堆舱辐射场可视化和人体受照辐射剂量模拟计算的功能。通过辐射场可视化将反应堆堆舱内辐射强弱区域分布情况直观地展示出来,从而辅助检修人员工作,减少人员所受辐射剂量,提高其工作效率。通过人体模型受照辐射剂量模拟计算可以了解人体所受到的损伤程度,从而为检修人员提供必要的辐射防护措施。通过对输出的统计报表进行分析,可以对检修工艺进行评价和优化,对实际的反应堆检修工程有指导意义。计算结果实时快速,显示效果良好。 相似文献
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在反应堆卸料过程中,燃料组件吊运是关键操作之一,由于在燃料组件吊运时发生跌落事故的后果较为严重,需要预先对该事故进行详细分析,评价事故对工作人员、公众及环境的影响。本文从事故起因、事故进程、事故缓解措施、事故处理程序及事故后果等方面对燃料组件吊运跌落事故进行了描述、分析和评价。从事故分析可见,发生燃料组件吊运跌落事故时,由于~(85)Kr的逸出而造成工作人员受到浸没外照射的剂量不超过1.28×10~(-1)m Sv。工作人员对事故进行处理而受照的剂量最大为15 m Sv。从环境影响评价可知,事故致使厂址N方向距离厂址边界约1.5 km处村庄公众接受的个人有效剂量最大,为2.56×10~(-6)m Sv,10 km范围内公众集体有效剂量为3.75×10-2人·m Sv。 相似文献
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核事故时核素扩散范围和造成的辐射剂量是核电厂事故应急措施制定的重要参考,利用JRODOS软件模拟了不同气象源和大气扩散模型对核电厂核素浓度和辐射剂量时空分布的影响。结果表明:WRF气象场情景下核素的扩散范围广,FNL气象场情景下核素浓度和有效剂量区域均值较高。不同大气扩散模型中LASAT模型模拟的有效剂量最高。这为核事故后果评价数据来源和大气扩散模型选择提供了依据。 相似文献