广东核电站事故场外应急辐射测量比对

本文主要介绍了1998－1999年粤港地区“广东核电站事故场外应急辐射测量比较”的方法和结果。辐射测量比对项目包括环境贯穿辐射剂量率，辐射累积剂量和水与食品样品中γ放射性核素含量。文中还分析和讨论了测量比对中存在的问题。     

一起医用电子加速器辐射事故分析及救援概况

本文结合2001年波兰比亚韦斯托克肿瘤中心(BOC)医用电子加速器辐射事故及该机构的放射治疗设备概况,对波兰电离辐射安全监管体系进行了介绍,并对辐射事故过程、应急响应、IAEA救援、剂量评估、临床过程、结果和经验教训等方面进行了分析和说明。实践表明,导致向患者输出剂量率比预期高许多倍的原因包括:医疗机构的供电不稳定,NEPTUN10P型医用加速器不符合IEC颁布的最新标准,电子枪灯丝电流限制值设置在较高的水平,束流监测系统故障,二极管故障,安全联锁失效,显示屏剂量率低于实际值。IAEA援助小组的建议与援助、剂量评估以及良好的医疗条件为患者提供了医疗保障。本文可作为辐射事故应急的参考。     

EPR堆芯严重事故下安全壳内γ辐射水平MCNP模拟与分析

根据EPR堆芯结构、材料组成及其屏蔽系统设计,建立了EPR堆芯γ辐射剂量率模拟模型。采用MCNP5分别计算了反应堆正常运行工况、堆芯失水及堆芯融化等严重事故条件下安全壳内γ剂量率空间分布,分析对比严重事故、正常工况下安全壳内辐射剂量率分布与设计剂量率限值的差异。研究结果可为预估EPR堆芯事故情况及核事故应急决策提供相关数据参考。     

铀浓缩设施核应急实时评价系统开发

本文介绍了我国首次集成开发的铀浓缩设施核应急实时评价系统。系统针对铀浓缩设施可以实时评价核临界事故和UF₆泄漏事故的辐射影响。系统可根据事故γ报警仪剂量率读数估算核临界裂变次数,并自动评价核临界事故后果。针对UF₆烟羽的重气特性,将重气模型与高斯烟羽模型相结合,可更准确地模拟UF₆的扩散过程。系统的开发解决了铀浓缩设施应急准备和响应一直缺乏的技术支持能力。     

福岛核事故对中国的影响及应急经验

介绍了福岛第一核电站事故后中国辐射防护研究院开展的响应工作,主要包括跟踪事故进程,进行释放源项和后果估算,开展环境监测,提供技术分析和专家支持。对福岛核电站事故对我国核与辐射应急的启示进行了讨论与分析,建议提升核设施应对严重事故的安全功能,加强应急计划和准备的基础和各级应急组织的响应能力,改进应急专用设施和设备的可靠性,完善核应急运行机制,重视核与辐射应急教育培训和国际合作。     

超低空辐射测量探测器研究

正超低空辐射测量探测器是为重大或特大核事故应急辐射监测而设计。事故发生后在交通阻断或高辐射剂量率水平下,监测人员无法进入事故发生地时,超低空辐射测量探测器可通过无人机载带到事故区域上空(飞行高度1～100m)进行定点监测或按照规划路径进行巡测(图1)。其可实现辐射剂量率水平连续稳定运行监测以及实时回传监测数据,为核应急行动决策提供参考依据。项目研制的超低空双GM管辐射测量探测器剂量率测量范围为100nGy/h～10Gy/h,利用137Cs伽马点源对该系统进行定位精度测试,其GPS定位     

改进区域核与辐射应急监管的实践与经验

分析新形势下核与辐射事故应急监管工作的现状及存在问题,探索并实践了一系列核与辐射事故应急监管工作的新模式。通过开展某核电厂应急管理调研走访,指导东北某省创新开展了地市级辐射事故应急演习评估体系构建,适用于地市级辐射事故应急演习的情景库开发等活动;建立区域核应急监管信息系统,完善了区域核与辐射应急监管能力,总结并形成了这些新模式的良好实践和有益经验,研究提出了后续深入开展相关工作的方法。     

辐射测量仪的宇宙射线响应和校准系数的陆地测算方法验证

介绍了宇宙射线响应测量的必要性及现状,提出利用辐射检验场测量计算辐射测量仪的宇宙射线响应和校准系数,并使用RSS-131、6150AD两种型号的辐射测量仪,在不同时间和不同剂量率水平进行测试.实验结果表明:在辐射检验场剂量率最大不超过500 nGy·h?1的低剂量率情况下,同型号辐射测量仪的宇宙射线响应传递结果最佳.进...     

RESRAD-BIOTA和ERICA程序对陆生生物辐射影响评价的比较研究

RESRAD-BIOTA和ERICA程序是当前国际上应用较为广泛的陆生生物辐射影响评价程序。本文从陆生生物辐射剂量率估算的基本原理、环境介质条件、筛选方法、核素、参考生物、计算公式方面对两个程序进行了比较和分析,并分别利用两个程序对我国某核电厂厂址周围陆生生物辐射剂量率进行了计算。在对两个程序计算结果和优缺点对比分析的基础上,推荐在我国现阶段进行核设施周围陆生生物辐射影响评价应以ERICA程序为主,最后建议开展这些程序在我国应用的适应性的相关研究。     

堆芯损伤评价中安全壳内放射性核素浓度的计算

安全壳内放射性核素浓度的计算是确定安全壳辐射剂量率的重要环节,而安全壳辐射剂量率是堆芯损伤评价的重要参数之一。本文利用ORIGEN2程序,采用简化分析法和间接计算法分别对事故后3种典型核素在安全壳内的浓度进行分析计算,并对两种方法的可用性进行了讨论。根据分析可知,间接计算法能够更好的模拟核素的释放、衰变以及相互转化过程,建议在事故早期堆芯损伤评价过程中使用。但是若考虑事故发生较长时间后的安全壳内核素浓度,短半衰期核素影响已经很小,简化分析法是可用的。     

基于福岛核事故监测数据的辐射剂量场重构方法研究

辐射剂量场的重构是核事故后开展应急工作的一种重要手段。为了比较不同插值方法用于辐射剂量场重构的优劣,基于日本福岛第一核电站事故后发布的监测数据,分别利用反距离权重插值法、克里金插值法、线性三角网插值法和径向基函数插值法4种方法进行辐射剂量场重构。通过划分不同数量的测试集,以均方根误差、平均绝对误差以及标准偏差为判别依据...     

基于MELCOR与MCNP程序的安全壳剂量率计算方法

严重事故条件下,评估安全壳内的放射性剂量率水平对核电厂严重事故管理、应急响应等环节具有重要指导意义。本工作利用MELCOR程序模拟严重事故序列,计算不同核素组释放进入安全壳内的质量;利用ORIGEN2程序计算不同核素组的堆芯积存量及核素的γ源强;利用MCNP程序计算每组核素100%释放进入安全壳所产生的剂量率水平;最后根据拟合公式求解安全壳剂量率。中核核电运行管理有限公司30万千瓦机组安全壳剂量率的计算结果说明该方法切实可行。     

浮动式核电厂烟羽应急计划区划分

介绍了小型堆应急计划区划分研究现状,在此基础上对比分析了浮动式核电厂ACP100S和AP1000核电厂在相同事故序列下裂变产物向环境的释放份额,选取具有包络性的事故源项,对ACP100S应急计划区进行了初步分析计算。结果表明:在相同的事故序列条件下,ACP100S和AP1000向环境的释放份额相差不大,但ACP100S堆芯积存量较小,因此ACP100S向环境释放源项也较小;在500m范围内,2d及7d有效剂量与7d甲状腺剂量均不超过相应的干预水平,由此可知ACP100S的烟羽应急计划区可划至500m的厂址边界,从而取消厂外应急。     

核事故后果评价研究进展

回顾了国内外在核事故后果评价领域开展的概率风险评价、实时后果评价、事故后的后果评价技术与方法研究的发展历程,对后果评价研究在大气弥散模型的要求与发展、利用环境监测数据估算源项、食物链模型与事故季节性、剂量估算与防护措施、核与辐射突发事件（小尺度）响应、决策支持技术以及放射性物质长距离迁移问题等方面进行了讨论与分析。近年来,随着我国核能事业的迅猛发展,需要加强和发展核事故与突发事件的后果评价和应急响应技术。     

Improvement of accident dose consequences simulation software for nuclear emergency response applications

This study integrated the nuclear power plant simulation software, PCTRAN, with an atmospheric diffusion model to efficiently evaluate a nuclear power plant accident and its off-site dose consequences. PCTRAN, with its user-friendly interface, provides a fast simulation scheme that can simulate many kinds of nuclear power plant accidents. Once accident initiation events are activated in the software, the plant parameters are calculated and displayed via animations on the user interface. Based on the simulated plant conditions, the radioactive materials considered in the software may be released from the plant to the environment. In this study, a dispersion algorithm, including a modified atmospheric diffusion model and its programming method, is proposed such that PCTRAN satisfies the application requirements to be used to plan nuclear emergency responses. First, the modified atmospheric diffusion model handles the variations of meteorological conditions (wind direction, wind velocity, and stability category) during a nuclear power plant accident simulation. Furthermore, the proposed programming method promotes calculation capability and efficiency by reducing the computational burden. For demonstration purposes, a postulated accident event was simulated for the Maanshan Nuclear Power Plant in Taiwan. The overall accident evolution, whole plant response, and off-site dose consequences could be predicted much earlier than what actually occurs. The thyroid and whole body dose rates (and their accumulations) as a function of accident time are displayed on the map within the emergency planning zone (EPZ). The influence of the accident on the off-site area can thus be estimated earlier, and the emergency classification can be determined by referring to the emergency action levels (EALs) for a quick nuclear emergency response.     

后处理厂应急操作干预水平分析与计算

操作干预水平是依据防护最优化原则制定的,它是以环境监测数据来实施响应行动,使防护行动满足实际应急需求。因此操作干预水平作为事故应急响应的重要依据,是后处理厂应急预案中关键一环。本文根据后处理厂操作干预水平制定的特点,分别采用以可避免剂量和预期剂量导出操作干预水平的两种方法,计算后处理厂操作干预水平。其中采用可避免剂量作为隐蔽、撤离的防护行动准则,计算得到后处理厂严重事故操作干预水平OIL₁计算结果数值很小,在常用γ剂量率仪的探测限以下。以俄罗斯Tomsk红油爆炸事故源项为例,使用可避免剂量导出操作干预水平的计算方法,得到了操作干预水平OIL₁、OIL₂和OIL₃的值,可以为后处理厂场外公众防护行动提供指导,完善后处理厂应急准备和管理。     

核事故应急响应行动对数值天气预报的需求

着重介绍几个核事故应急决策支持系统中风场预报模式的集成情况和世界气象组织的应急响应行动，并讨论核事故应急响应行动对数值天气预报的需求。     

事故下CAP1000核电厂主控室剂量特征研究

核电厂事故期间,为使主控室工作人员能够坚守岗位缓解事故后果,必须保证主控室的可居留性。放射性水平作为主控室可居留性的重要考虑因素,主控室人员接受的剂量必须满足相关标准导则的要求。本文以弹棒事故为参考工况,对事故情况下主控室的剂量特征进行了分析,给出了不同通风模式下的剂量结果,不同释放途径和不同核素组对剂量的贡献,以及剂量随时间的变化情况。针对CAP1000主控室非能动应急可居留系统设计,对该系统关键参数对剂量影响的敏感性进行了分析。研究结果为进一步深化事故后主控室剂量分析和可居留性优化改进提供了支持。