基于OREMS的核电厂址撤离时间估计

为了更好地制定核电厂应急计划,指导可能的公众应急撤离事件,根据我国关于核电厂应急撤离的法规,参考美国NRC和其他国家对核电厂址撤离时间估计（ETE）的要求,结合我国基本国情,提出适合我国核电厂ETE的基本方法。采用NRC推荐的OREMS宏观交通模拟软件计算ETE的通行时间,对国内某内陆核电厂址进行实例计算,并根据计算结...     

AP1000核电厂烟羽应急计划区划分初步研究

应急计划区的划分是核电厂应急计划制定中的重要内容之一。第三代核电机组AP1000应急计划区的划分研究,对其应急计划和应急准备工作具有十分重要的意义。首先介绍了应急计划区划分的一般方法以及我国相关法规的要求;然后以某滨海厂址为例,根据现阶段AP1000事故源项的研究结果和该厂址的气象观测数据,使用PAVAN和MACCS程序对相应的事故后果进行计算;最后结合相应的准则对计算结果进行分析和评价。初步的研究结果表明,AP1000核电厂取半径3km范围作为烟羽应急计划区的内区、半径7km范围作为烟羽应急计划区的外区是合适的。     

HTR-PM中~(14)C产生与释放行为研究

~(14)C具有较长的半衰期,可与稳定同位素一起进入生物圈,从而在核电站的环境影响评价中受到关注.本文基于HTR-PM给出了产生~(14)C的各反应模型,并代以HTR-PM参数,对HTR-PM中~(14)C的年产生量和气态释放量作出估算.最后,将计算结果与CANDU堆型进行了比较.     

核事故后果的计算机评价模式现状与新动向

近２０年来，核事故后果评价技术有了很大的发展。本文简要综述了ＩＲＰＡ－１０会议“核事故及其辐射”专题的内容。因为切尔诺贝利核事故对环境和人的影响深远，所以首先介绍了事故后较长时期内环境污染和健康效应的调查及数据收集工作。重点介绍了世界上具有代表性的３个事故应急评价与决策支持系统：ＲＯＤＯＳ、ＷＳＰＥＥＤＩ、ＡＲＡＣ的基本功能和新动向，强调了先进计算机技术在后果评价中的作用。     

RODOS 4.0与RODOS的未来发展

2000年初，欧洲核应急决策支持系统研究项目开发出了系统与评价软件RODOS4．0，这是一个重要的里程碑，标志着RODOS系统已经从研究开发进入了运行应用的阶段。本文主要介绍了RODOS4．0的系统结构与模块，包括RODOS PV4．0（示范版）和RODOS PRTY4．0（原型版）两个版本，同时介绍有关的独立软件程序。最后，简要介绍了RODOS系统的安装运行情况以及RODOS系统的未来发展计划。目前，我国正以RODOS作为平台开发我国自己的国家核应急决策支持系统，了解RODOS4．0的技术现状与RODOS系统的未来发展计划，对于我国核应急决策支持系统的研究开发工作是非常有益的。     

概率截断值对先进轻水堆核电厂应急计划区划分的影响

1997年,美国核管会（NRC）在对被动与改进型先进轻水堆的应急计划进行评估后指出,在现有的技术框架下先进轻水堆的应急计划应当保持不变,但也表明如果考虑到严重事故发生概率更低,事故的延迟时间更长,则有可能简化对先进轻水堆的应急计划要求,减小应急计划区。这意味着,如果在事故选择时不考虑低于某一概率截断值的事故,则有可能对先进轻水堆核电厂应急计划区的划分产生较大的影响。本文以AP1000核电机组为例,参考美国NUREG-0396的方法,使用MACCS程序对选取不同事故概率截断值可能产生的影响进行研究。研究结果表明,只有当概率截断值高于某些相对概率较大、而后果较为严重的事故的发生概率时,才会对先进轻水堆应急计划区的划分产生较大影响。     

HTR-10一回路放射性核素在石墨上的吸附及其微观机理研究

通过巨正则系综方法与第一性原理计算,研究了100～900 ℃下,¹³⁴Cs、¹³⁷Cs、⁹⁰Sr、¹¹⁰Ag^m、¹³¹I 5种重要核素在石墨上的吸附率随温度、压强等参数的变化,并根据工程实际参数,推算他们在HTR-10一回路中反射层、石墨碳砖以及石墨粉尘上的吸附量。研究表明,Cs和Sr倾向于吸附在石墨的H位,而Ag和I倾向于吸附在石墨的T位,且他们的吸附能也有所差异。此外,核素粒子数密度与吸附率呈线性关系,而温度与吸附率呈指数关系。最后,通过研究5种核素在HTR-10一回路中的吸附情况,发现其中的放射性主要来自于核素¹³⁴Cs、¹³⁷Cs和¹³¹I,而⁹⁰Sr和¹¹⁰Ag^m的贡献较少,这与唯象模型的保守估计结论一致。     

HTR-10辐照后石墨球~(14)C含量研究

高温气冷堆中球形燃料元件与不含燃料的石墨球在14 C产生机制上基本相同,为获得10MW高温气冷堆(HTR-10)中燃料元件及石墨球中14 C的含量,研究了14 C在石墨球中的产生机理。总结了石墨球及燃料元件中14 C的产生途径,计算经过堆芯辐照后的石墨球中14 C总量,比较现有石墨球的解体技术,提出了分解石墨球制取14 C样品的实验测量方法。本文工作为进一步的实验研究工作奠定基础并提供理论计算结果比对。     

HTR－10高温气冷实验堆事故放射性释放及对环境的影响

本文介绍了ＨＴＲ－１０高温气冷堆可能发生的向环境释放较多放射性的三种事故的释放机制和释放量计算中的假设，并给出了释放量和对公众的辐射剂量的计算结果。这三种事故中，堆芯进水事故引起的公众辐射剂量最大，在离排放点２５０ｍ处公众个人受到的全身剂量为５．４４×１０￣（－１）ｍＳｖ，此剂量比核安全法规中规定的要采取隐蔽等场外应急措施的干预水平低１个量级。     

低温核供热堆事故放射性释放量的计算方法及其应用

本文根据低温核供热堆的设计原则、堆内结构和系统设置等方面的特点，提出了该堆可能发生的向环境释放较多放射性的事故是：反应堆主冷却剂小管（取样管或仪表管）在安全壳外破裂；废气贮罐泄漏；核疏水系统贮罐泄漏；卸压箱泄漏；燃料组件操作事故；控制棒引水管破裂并迭加两道隔离阀失效。根据低温核供热堆的安全特点推导出这些事故放射性释放量的计算方法。结合拟建的大庆２００ＭＷ低温核供热堆具体给出了重要的事故假设和这些事故放射性释放量的计算结果及其对公众成员的辐射剂量，其中对环境影响最大的是控制棒引水管破裂并迭加两道隔离阀失效事故。在离排放口２５０ｍ处公众成员受到的全身剂量为２．６×１０－２ｍＳｖ、甲状腺剂量为４．５ｍＳｖ。