基于多属性决策的核事故应急救援方案选择优化

核事故发生时，选择合适的救援方案可以减轻事故的后果和危害。将多属性决策和代价利益分析结合，针对核事故的救援效果，使用多属性决策理论中的逼近理想解法对备选救援方案进行排序，为减少救援费用和降低救援人员辐射危害，使用代价利益分析方法选择最优救援方案。将该模型应用于实际核事故救援方案选择中，结果表明：基于多属性决策的核事故应急救援方案优化模型选出的救援方案不仅具有较好的救援效果，同时方案的代价相对较低。     

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。     

核事故后避迁措施的利益和代价

本文以概率风险评价的方法，借助于欧共体委员会主持开发的核事故后果评价程序系统ＣＯＳＹＭＡ，对避迁措施的利益和代价进行了广泛深入的参数研究，指出了避迁措施的利益和代价与有关参量之间的内在联系。地面去污也作为缩短避迁持续时间的一种辅助措施，考虑在应急措施的模式之中。 ?     

辐射危害代价α值的初步研究

作为辐射防护的基本原则之一，防护最优化受到越来越高度的重视，这使得对辐射的危害代价进行贷市化估价变得更迫切。考虑到问题本身的复杂性，单纯从经济角度研究的局限性是可想而知的。但本文结合国情先从经济角度加以研究，至少也可以为以后的深入研究提供一个初步基础。本文在调查了我国１５０００多例癌症治疗费用以及相关的其它数据的基础上，结合辐射的危险度因子，估算出了辐射危害代价α值。它是随个人剂量的变化而变化的，在个人剂量不高于１ｍＳｖ／ａ时，α约为６６００元／人·Ｓｖ（以１９９０年计）。在估算过程中，各个与经济有关的数据都根据国家统计局公布的资料，所估代价可能偏低。     

欧共体核事故后果评价研究及其程序系统的引进开发

介绍了欧共体核事故后果评价研究计划所取得的主要成果，主要包括大气扩散模式，辐射剂量和健康效应主评价模式以及应急干预措施经济代价评估模式等；描述了ＭＡＲＩＡ研究计划的后果评价程序系统ＣＯＳＹＭＡ的结构和功能。最后简要介绍了清华大学核能技术设计研究院在ＣＯＳＹＭＡ程序系统的应用开发方向所进行的有关研究。     

西安脉冲堆核事故下现场核应急人员剂量理论计算

为了快速评价核应急人员现场剂量,建立了核事故下西安脉冲堆核应急人员现场剂量理论计算方法,以西安脉冲堆厂址特征、事故源项参数为输入数据,计算了核事故下核应急响应人员现场受照个人有效剂量。计算结果表明:在设计基准事故下,厂内应急人员的所受事故个人有效剂量较低,仅为1.78 mSv左右;在极端假设事故下,以8 h工作时间计算时受照事故剂量为100 mSv以上。场区内应急监测人员受照剂量相对厂房内的小得多,在35 m、100 m边界所受个人有效剂量分别为7.97×10-6、9.95×10-2mSv。理论计算结果可以作为核事故应急的技术数据,所建立的评价方法程序可运用于实际的核事故应急剂量评价中。     

核辐射事故照射与对策

本文重点讨论了核辐射(主要针对核电站)事故的有关问题。简要论述了辐射事故的分类、分期及主要照射途径;事故应急对策的利益、代价和风险;采取对策的干预剂量水平和导出干预水平等问题。     

秦山核电二期工程应急指挥中心可居留性分析

根据国家有关核安全法规的要求，当发生严重事故后，核设施营运单位要保证其重要的核事故应急设施工作场所的可居留性，应急指挥中心作为秦山核电二期工程重要的应急设施，在反应堆发生严重事故的情况下，要保证在设施内工作人员的可居留性。本文的论证目的为验证和评估在严重事故情况下应急指挥中心的可居留性，通过对已确定的秦山核电二期工程严重事故情况下的源项，采用合理保守的模型及假设，计算出应急指挥中心的个人有效剂量和甲状腺当量剂量，并分析其是否满足可居留性的要求。     

秦山第二核电厂医学应急救护准备和响应行动

核事故医学应急救护准备是核事故总体应急准备工作的重要组成部分,旨在发生核事故时能迅速采取有效的医学救护行动,最大程度地减少和控制辐射危害,以保障核电厂工作人员的健康与安全.本文从场内医学应急救护组织建设、技术准备(文件准备、急救培训、医学应急演习)、条件保障及应急准备状态的维持等方面,介绍了秦山第二核电厂医学应急准备工作,以及应急救护响应行动实例(非核事故).结果认为,秦山第二核电厂现场医学应急准备体系基本建立,技术力量、相关设施配备,与所承担的医学应急任务相匹配,应急状态维持良好.并对今后进一步做好医学应急准备工作提出了建议.     

应急决策支持系统中核事故后果评价程序的设计与改进

应急决策支持系统中核事故后果评价程序用于计算放射性核素浓度与辐射剂量的时空分布,并对应急中防护行动的确定提供建议。为了适应目前主流的计算机配置与软件设计思想,现对事故后果评价程序进行重新设计。改进其功能、逻辑结构与接口设计,提高计算能力与应用范围。添加避迁、永久再定居以及食品及饮用水控制行动决策,可对操作干预水平进行修订。采用浏览器/服务器框架结构,优化数据存储方案,实现对接口参数的统一管理,以减小程序运行限制与维护代价,提高运行效率。新版应急决策支持系统将为我国核电厂事故应急提供更加完善的技术支持。     

2001年绵阳科学城地区辐射环境监测与质量评价

2001年绵阳科学城地区主要环境介质(大气、河水、土壤和沉降等)中放射性水平与科学城开工前天然本底辐射没有显著性差别。通过对每个核设施烟囱流出物的测量与估算,获得了烟囱排放源项数据。利用该地区的大气扩散模式和多烟囱排放的剂量叠加原理,在评价坐标系中计算了叠加剂量分布。辐射环境质量评价表明80km范围内最大个人有效剂量是公众剂量限值的十万分之四,健康危害是危害约束值的千万分之二。表明环境影响是微弱的,是人们可以接受的。     

关于核电站排放限值的讨论

本文对核电站排放限值可以采用的指标及其相互关系进行了讨论,认为核电站排放限值应以公众的个人剂量限值为基本限值,而以排放总量和浓度限值作为辅助指标。文中还介绍了各国的剂量限值和排放总量限值标准,并对此作了比较和评价。     

吉林大学核数据实验测量和评价进展

文章介绍自第二次核数据测量和评价会议以来吉林大学核数据测量和评价的进展。     

Integrated material flow and radioactivity distribution methodology within the calculation tool for evaluation of parameters for decommissioning of nuclear installations

Decommissioning of nuclear facilities becomes an important issue in all areas of nuclear technology, mainly in their energetic applications. Decommissioning process has to be planned in the safe, ecological and economic manner. It determines the requirements on appropriate evaluation of needed technologies, media, amount of solid materials released into the environment, radioactivity of effluents, amount of radioactive waste for disposal, number and exposure of personnel and finally the financial demands. A detailed evaluation of these parameters may be done by analytical calculation approach. This approach models a real process of decommissioning with its individual basic activities. The methodology of integrated material flow and radioactivity distribution within this calculation evaluation tool is applied and implemented to describe the real decommissioning activities and their mutual relations to obtain more accurate outputs.     

大亚湾核电站个人受照信息管理系统

本文介绍了目前正在运行的自主开发的大亚湾核电站个人受照信息管理系统,对大亚湾个人剂量监测内容与方法、数据库结构的设计与分类、剂量监测结果的汇总分析与输出,以及对人员进出控制区的数据管理进行了报道。它对快速有效地分析评价剂量监测数据,优化防护措施具有指导意义。     

Nuclear Analysis of an ITER Blanket Module

ITER blanket system is the reactor’s plasma-facing component, it is mainly devoted to provide the thermal and nuclear shielding of the Vacuum Vessel and external ITER components, being intended also to act as plasma limiter. It consists of 440 individual modules which are located in the inboard, upper and outboard regions of the reactor. In this paper attention has been focused on to a single outboard blanket module located in the equatorial zone, whose nuclear response under irradiation has been investigated following a numerical approach based on the Monte Carlo method and adopting the MCNP5 code. The main features of this blanket module nuclear behaviour have been determined, paying particular attention to energy and spatial distribution of the neutron flux and deposited nuclear power together with the spatial distribution of its volumetric density. Moreover, the neutronic damage of the structural material has also been investigated through the evaluation of displacement per atom and helium and hydrogen production rates. Finally, an activation analysis has been performed with FISPACT inventory code using, as input, the evaluated neutron spectrum to assess the module specific activity and contact dose rate after irradiation under a specific operating scenario.     

Continuous,centralized monitoring of individual radiation doses

Possible methods are discussed for constructing a continuous, Centralized monitoring system for individual personnel radiation doses based on the capabilities of modern nuclear electronics, radio technology, and computing techniques.Versions of a monitoring system using dosimeters supplied with transmitters and one using fixed detectors of ionizing radiation are compared. An analysis is made of the problems involved in suitably representing and storing information concerning the magnitude of individual radiation doses aftervarious time intervals when using individual dosimeters and also continuous, centralized monitoring.Translated from Atomnaya Énergiya, Vol. 19, No. 2, pp. 157–161, August, 1965This paper is an abbreviated version of a report given at the conference of SÉV member-countries on the dosimetry of ionizing radiation (Budapest, September–October, 1964).     

中国核工业三十年辐射环境质量评价

本文主要介绍我国核工业三十年环境辐射影响评价的内容、方法及其主要结果。总的来说,我国核工业对环境的辐射影响是很小的。各单位关键居民组所受剂量均小于5mSv/a;且在关键居民组所受剂量中,有77.1%的单位·年低于0.25mSv/a;核工业对其厂址周围半径80km范围内居民所致的集体有效剂量当量低于天然辐射的万分之一。但矿山、水冶厂产生的集体剂量占整个核燃料循环中总集体剂量的比例较高,达91.5%。     

带电粒子核数据评价和计算

总结了中国带电粒子核数据的评价方法研究、评价及建库、理论计算；介绍了今后的工作设想，它包括实验测量、系统学研究和评价数据库的更新。