福岛核事故期间山西地区辐射环境应急监测

日本福岛核电站受地震影响发生事故后,中国辐射防护研究院随即启动了应急监测,监测内容包括γ辐射剂量率,以及气溶胶、空气碘、沉降灰、降水、地表水、生物和土壤等环境介质的放射性水平.监测结果表明:γ辐射剂量率没有发生明显变化;气溶胶、空气碘、沉降灰、降水、地表水和生物样品中均测出了131 I ,部分样品中测出了137 Cs和134 Cs ;土壤样品中131 I 低于探测限.     

福岛核事故期间广西地区辐射环境应急监测

福岛核事故发生后,广西环保部门按照环境保护部核与辐射事故应急办公室的应急指令组织有关力量展开应急监测.监测内容包括γ辐射剂量率连续监测,以及空气、沉降灰、雨水、江河水、海水、蔬菜、土壤等环境介质中人工放射性核素水平监测.监测结果表明:气溶胶样品中监测到微量的131 I 、137 Cs 、134 Cs ,蔬菜和雨水样品中监测到微量的131 I .这些核素的活度浓度极低,公众无需采取防护措施.     

福岛核事故放射性物质大气释放及公众剂量评估进展

概述了日本经济产业省(METI)原子能安全保安院(NISA)、内阁府原子能安全委员会(NSC)、文部科学省(MEXT)、(独)日本原子能研究开发机构(JAEA)、东京电力株式会社(TEPCO)等发布的福岛第一核电站核事故放射性物质大气释放量、辐射环境监测及公众剂量评估的有关监测和估算结果,讨论了进一步评估此次事故的放射性后果需要关注的问题.     

福岛核事故期间浙江地区环境γ辐射剂量率监测

福岛核事故期间,浙江省辐射环境监测站在秦山核电基地周围、杭州和舟山等地区开展了环境γ辐射剂量率的连续监测和瞬时巡测工作.连续监测和瞬时巡测结果表明,日本地震引发的核泄漏事故对浙江地区的环境γ辐射剂量率水平未造成可监测到的影响.     

基于克里金理论的辐射剂量场插值重构与可视化研究

使用基于克里金理论的插值计算方法对均匀网格与随机排列等不同分布类型的辐射剂量场进行了数据重构与可视化研究,并将重构结果与常用的反距离加权插值法进行了对比,分析了不同插值方法对辐射剂量场重构精度与可视化显示效果的影响。结果表明:对于多数情况,克里金插值法在辐射剂量场重构的精度与可视化显示的效果上均明显优于反距离加权插值法,算例中克里金插值法的结果与原始数据之间的偏差在10%以内,而反距离加权插值法的结果与原始数据之间的偏差基本在15%以上;但在辐射剂量场梯度变化较大且已知数据极少的区域,克里金插值法的计算结果偏差会增大,此时可使用反距离加权插值作为其补充,综合使用。本文的研究工作,验证了克里金插值法在辐射剂量场重构与可视化方面的应用潜力,可为推动辐射剂量场可视化仿真技术的发展提供技术支持。     

风险控制在福岛核事故剂量控制中的应用及启示

简要介绍风险的基本概念与风险控制方法,并根据风险控制方法,对福岛第一核电厂核事故中控制公众受照剂量和职业照射剂量的措施进行分析和评价,找出其中的薄弱环节,并对风险控制方法在核事故剂量控制中的应用提出具体建议。     

核事故应急情况下快速确定辐射剂量率场的方法及其应用

介绍并分析了在核事故应急情况下,应急辐射监测和事故后果评价两种确定辐射剂量率场的方法及存在的不足,根据估算照射率场分布的方法引出快速估算辐射剂量率场的计算方法,并对其在事故应急和演习中的应用进行了分析。     

世界卫生组织公布有关福岛核事故的剂量评估报告

【世界卫生组织网站2012年5月23日报道】世界卫生组织(WHO)于2012年5月23日公布了一份题为"对2011年东日本大地震与海啸后核事故剂量的初步估算结果"的报告。在这份报告中,世界卫生组织介绍了在福岛第一核电站事故后的第一年内公众辐射剂量的初步估算结果。基于截至2011年9月的放射性调查结果以及相关数据,世界卫生组织计算了不同人群(按照年龄和地理位置划分)受到的有效剂量和甲状腺剂量。该报告表示,基于切尔诺贝利核事故的经验,在公众受到的辐射剂量中,有30%是在事故后第一年受到的,约70%是在事故后前15年受到的。     

福岛核事故后日本核电厂新安全要求的研究

介绍了日本核电厂新安全要求的出台背景和内容概要,分析了新安全要求现阶段存在的问题和需要改进的方向。将日本核电厂新安全要求中的内容和特点加以总结,为我国提高核安全监管水平提供借鉴和参考。     

机器人在福岛核事故中的应用和启示

福岛核事故发生至今,至少已经有30多种机器人应用于福岛第一核电厂1/2/3号机组,开展反应堆厂房外航测、作业区域和人员通道去污、反应堆厂房内部探查、安全壳外部泄露探查和安全壳内部探查;其中,8个机器人在作业时因辐射损伤、障碍物阻挡等原因而发生故障。福岛核电厂的经验教训和良好实践表明,在核工业机器人研制和实际操作使用中值得借鉴:在观念上应该重视核工业机器人的作用,并进行系列化发展;除了几十Gy/h以上的强辐射场,核工业机器人实际应用中的制约因素往往是空间可达性和控制性能而不是耐辐射性能;应用于10 Gy/h以下的辐射场时,通过累积剂量管理和关键部件更换,可弥补通用机器人在耐辐射设计方面的不足。     

福岛核事故场外环境修复综述及启示

概述了日本福岛核事故后放射性物质的释放和沉积情况。归纳综述了日本福岛核事故后场外环境修复的方针、环境修复法规、环境修复计划以及环境修复的进展和现状。最后提出了我国今后在核事故发生后对于场外放射性环境修复过程中需要关注和探讨的问题。     

Results of environmental radiation monitoring at the Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories,JAEA, following the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

In response to the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, emergency monitoring of the environmental radiation was performed at the Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories (NCL), Japan Atomic Energy Agency (JAEA). This article describes the results of the monitoring, including air absorbed dose rate and radionuclide concentration in air and fallout. The air absorbed dose rate began to increase from about 1 am on 15 March 2011 and varied over time, with three peaks: 4.8 μGy/h, 2.1 μGy/h and 3.1 μGy/h at 8 am on 15 March, 5 am on 16 March and 4 am on 21 March, respectively. The increase in the radionuclide concentrations in air and fallout showed a tendency similar to that in the case of the dose rate. The ¹³¹I/¹³⁷Cs concentration ratio in air varied considerably every day, and the maximum was about 100. The ¹³⁷Cs amount in the fallout for a month from 15 March to April 15 was about 120 times higher than that after the Chernobyl accident in May 1986 and about 30 times higher than that in Tokyo in June 1963 during the atmospheric nuclear weapon tests. The committed effective dose due to inhalation was estimated from the observed radionuclide concentration in air.     

核事故应急移动实时数据监测系统

针对核事故应急监测的特殊应用,设计了移动实时数据监测系统,完成实时数据采集和传输.其具体功能包括:多串口数据实时采集、应急监测车的GPS定位与路线记录、基于CDMA 1X网络的无线数据通信、数据库等.通过现场多次测试证明,系统满足核应急监测实时数据采集和传输的要求.     

Study on long-term radiation exposure analysis after the Fukushima Dai-ichi nuclear power plant accident: validation of the EU long-term radiation exposure model (ERMIN)

The Fukushima Dai-ichi nuclear power plant accident led to the dispersion of radioactive material by wind that resulted in soil and air pollution over a wide area. Even now, more than 150,000 people in Fukushima prefecture are still relocated from their homes. In order to estimate how long such relocation might continue, we estimated radiation exposures for the 10 years following the accident that occurred on 12 March 2011, using European model for inhabited areas (ERMIN) developed by a partnership of several European organizations. We validated the estimated results of long-term radiation exposure with the observed data at 1, 2 and 3 years after the nuclear accident. We analyzed the deposition velocity and re-suspension coefficient using the observed data on air concentration, amount of falling dust and soil contamination, and compared them with the published data.     

Multiquadric散乱数据插值方法在γ辐射场可视化中的应用初探

探究γ辐射场分布及其变化规律对于核设施的状态监控以及核辐射的防护研究具有重要意义。获取γ辐射场的空间分布需要解决利用少量、离散且分布不规则的实验数据重构整个辐射场的难题。本文首次将Multiquadric径向基函数散乱数据插值方法应用于γ辐射场的重构,并实现了γ辐射场模拟数据重构及可视化。对于具有轴对称性的γ辐射场,在采样数据点个数相同的条件下,与数据处理软件MATLAB中自带的Spline方法得到的插值结果相比,Multiquadric方法插值结果的平均相对误差仅为前者的9.47%;对于转动π/2对称的γ辐射场,提出了一种采样数据优化方案,重构结果的平均相对误差相较于未优化采样数据的结果降低了约64.51%。     

多点监测方法在评估核电站检修人员个人外照射剂量中的应用

对于非均匀辐射场的个人剂量监测与评价,国内标准目前尚未给出详细具体的方法。为更准确地进行非均匀辐射场的个人剂量监测与评价,参考美国国家标准并结合国内实际情况,设计开发了一套多剂量计系统,并在某核电站大修期间对其进行了试用。试用结果表明,使用该多剂量计系统可以反映出受照人员身体不同区域的剂量分布情况,并且可以提高有效剂量估算的准确性,同时也有助于提高个人剂量、集体剂量的控制管理水平。     

Classification method of severe accident condition for the development of severe accident instrumentation and monitoring system in nuclear power plant

Instrumentation and monitoring systems in a nuclear power plant are very important to monitor plant conditions for safe operations and a plant shutdown. The severe accident at TOKYO ELECTRIC POWER COMPANY's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (hereinafter called as TF1) in March 2011 caused several severe situations such as core damage, hydrogen explosion, etc. Lessons learned from the severe accident at TF1 show that an appropriate operable instrumentation and monitoring system for a severe accident should be developed so that the system will deliver an appropriate performance for mitigation of severe accident condition in a nuclear power plant.

This paper proposes the classification method of severe accident condition for the development of an appropriate operable instrumentation and monitoring system for a severe accident based on the problem analysis of monitoring variables during the severe accident at TF1. The classification is formed on the basis of the integrity of boundary for plant safety and the successful (or unsuccessful) condition of the cooling water injection, and is used for an establishment of defining severe accident environmental conditions for the instrumentation and monitoring system. Examples of the establishment method are also shown in this paper.