境外核事故放射性后果评价软件(RADCON)的开发及应用

境外核事故放射性后果评价软件(RADCON)将区域气象数值预报和中长距离放射性污染物迁移放射性后果评价集成为一体,可用于模拟全球不同位置释放的放射性污染物的中、长距离输送和扩散及辐射剂量后果。本文介绍了RADCON的基本结构和功能,并以日本福岛第一核电站核事故为例进行了应用实例分析,给出了福岛第一核电站事故大气释放量最高的3月15—16日期间的长距离输送和扩散及其辐射剂量分布的模拟结果。结果表明,RADCON系统能够较真实地反映释放的放射性核素在环境中的迁移趋势和扩散的时空分布,可为应急决策提供技术支持。     

截断总体最小二乘变分核事故源项反演数值研究

放射性释放源项是核事故应急与事故后果评价的基础。核事故源项反演方法利用事故期间辐射环境监测数据估计事故释放源项。由于其不依赖电厂状态参数，在福岛核事故后被广泛重视。变分核事故源项反演模型（VAR）对释放源项的求解为全局最优，但受大气扩散模型误差的影响较大。为降低大气扩散模型误差对源项估计结果的影响，建立了截断总体最小二乘变分核事故源项反演数值计算模型（TTLS-VAR）。该模型可对扩散模型算子与监测向量进行修正，以提高源项反演的准确性。基于风洞实验数据对TTLS-VAR模型进行验证，结果显示:TTLS-VAR模型对释放源项估计结果的准确性较VAR模型有所提高。      

海域放射性后果评价方法研究

本文通过对国内外海流数值预报、放射性物质在海域的输运数值模拟和剂量评估等方法的分析研究,建立了用于核电厂海域放射性后果预测与评价的数值模拟方法,确立了核电厂海域放射性后果预测与评价系统的总体研发方案,为该系统的顺利研发奠定了技术基础。该系统的建立可实现对我国不同核电厂址核事故状态下液态放射性物质在近岸海域的辐射后果的精细模拟,同时也能快速模拟核电厂址海域辐射后果,以满足核事故应急响应工作对时效性和准确性的需求,进而可有效提升我国核事故的应急响应能力。     

JRODOS模拟核事故时核素扩散及剂量时空分布

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。     

随机游走大气扩散模型在核事故应急中的开发和应用

烟羽浓度预测是核事故早期应急响应放射性后果评价系统的主要内容之一.描述了大气扩散本身随机的特点,介绍了自行开发随机游走大气扩散模型Random Walk,并与现有欧共体开发的核应急决策支持系统RODOS中的拉格朗日烟团模型RIMPUFF进行比较验证.结果表明,两者计算结果相当吻合,但Random Walk计算出的烟羽范围比RIMPUFF计算出的稍小.随机游走大气扩散模型Ran-dom Walk能够较好的模拟核事故发生条件下的大气扩散过程,可以作为核事故应急决策系统的一个大气扩散模块,为早期应急和后果评价提供更接近实际的信息.     

核舰船核事故舱室辐射后果评价研究

本文结合核舰船的设计特点和实际运行经验，分析了核事故时放射性核素由核反应堆舱（以下简称堆舱）向其他舱室的传输途径及在各舱室中的分布，给出了放射性素活度和人员剂量的估算方法，计算了核事故情况下各舱室的辐射水平和人员的受照剂量，后果评价表明，设计基准事故时，各舱室辐射后果较轻，人员剂量没有超过有关标准规定的剂量限值，严重事故时，堆舱邻舱辐射后果严重，人员剂量超过有关标准规定的剂量限值。     

法国机构公布有关福岛核事故影响的报告

【欧洲核学会核新闻网2012年3月16日报道】在日本福岛第一核电站因2011年3月11日的特大地震及其引发的大规模海啸而发生严重核事故之后,法国政府要求法国辐射防护与核安全研究院(IRSN)研究分析该事故的进展及其可能的放射性后果。2012年3月,即在福岛核事故发生一周年之际,辐射防护与核安全研究院公布了其首份福岛核事故的研究分析报告。这份报告介绍了福岛核事故的起因与后果以及公众所受辐射剂量的估算结果。公众剂量的估算工作主要是以日本相关机构的数据以及辐射防护与核安全研究院开展的模拟工作为基础。     

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。     

NACPADS及其在核事故后果评价中的应用

介绍了环境保护部核与辐射安全中心开发的核事故后果预测与评价决策系统(Nuclear Accident Consequence Prediction and Assessment Decision System,NACPADS)的主要功能和特点,重点分析了NACPADS的精细评价模式、快速评价模式以及根据辐射监测结果估算剂量模式。最后,将NACPADS应用于我国某核电厂事故应急演习中,评价分析事故情景下的放射性影响。计算结果表明:NACPADS适用于核事故的早期后果评价。     

压水堆最大可信事故及其辐射剂量估算方法(续)

反应堆最大可信事故的环境危害主要是由气载放射性造成的。在计算辐射剂量前,须先了解放射性烟云的大气扩散和沉积规律,须用扩散气象学的知识。事实上,扩散气象学也是反应堆安全研究的一个重要组成部分。 关于放射性烟云的大气扩散规律已进行了大量的理论和实验研究。特别是中小尺度     

RASCAL及其在核事故后果评价中的应用

介绍了美国核管会用于核与辐射事故后果分析的辐射评价系统(RASCAL)的主要功能和特性,重点分析了RASCAL的源项计算剂量模块、场外监测数据计算剂量模块、气象数据处理模块,以及源项计算模式、大气输运扩散模式和剂量计算模式。最后,将RASCAL应用于我国某核电厂事故应急演习中,评价分析事故情景下的放射性影响,并将其结果通过Google Earth进行三维展示。     

基于随机游走方法模拟计算脏弹袭击后的放射性剂量分布

为研究脏弹爆炸在下风方向造成的放射性辐射危害,基于随机游走方法建立了脏弹恐怖袭击后放射性烟团在大气中扩散的计算模型。结合烟云源项模型和剂量模型,计算研究了小风条件下¹³⁷Cs脏弹爆炸时,不同大气稳定度扩散等级时放射性烟团对下风方向公众的辐照剂量。结果表明,在其他条件相同的情况下,稳定度扩散等级对下风方向的辐照水平和分布有明显影响。大气越不稳定,放射性烟云横向扩散范围越广,同时剂量随下风方向距离降低得越快,超公众辐照限值的放射性污染面积也越小。稳定度扩散等级为F时,超公众剂量限值的污染区域面积和下风方向1 km处的辐射剂量分别是等级为A时的4倍和10倍。     

气象扩散耦合模型对经典示踪试验ETEX-1的模拟分析

将中尺度气象模型WRF和扩散模型FLEXPART-WRF相耦合，对经典欧洲长距离示踪试验(ETEX-1)的扩散过程进行数值模拟，同时结合示踪试验数据和MVK(Model Validation Kit)中的统计验证方法，将气象和扩散模拟结果分别与气象观测和浓度监测数据进行了对比分析。结果表明，气象风分量的模拟值与观测值相关系数平均为0.43,均方根误差平均为3.4 m/s;粒子扩散趋势与风场匹配程度较高，近地面过境浓度覆盖大部分监测站点；指标统计结果也表明，模拟与监测一致性较好，模拟结果能够有效反映当时的流场和扩散特征。气象扩散耦合模型可用于辅助评价核事故下气载放射性污染物扩散对环境的影响。     

使用蒙特卡罗方法模拟核事故气载放射性污染物大气扩散

本文通过运用蒙特卡罗模型对放射性污染物在大气中的扩散过程进行了仿真模拟,对不同边界层条件下的核事故早期烟羽在近地面高度上对环境的影响进行了分析.模拟结果表明,稳定条件下高架源释放形成的污染面积最大.蒙特卡罗模型能够较好的模拟核事故早期烟羽的演化情况.     

放射性废物近地表处置设施的应急管理研究北大核心CSCD

放射性废物近地表处置设施是放射性废物处置设施的一种。根据核安全法,该类设施内发生的放射性事故属于核事故范畴,考虑到该类事故具有辐射事故特征,建议其场内应急预案参照核设施核事故应急预案进行编制,其中应急体系按照核设施核事故进行管理,如应急组织体系、应急报告制度、应急设施等,但在事故分级上采用辐射事故分级原则。     

核事故应急气载放射性物质扩散的精细化模拟方法研究

通过对国内外有代表性的中小尺度核与辐射事故后果评价数值模拟方法的调研,对发生在我国及境外邻近地区的核事故确立了精细化评估气载放射性物质扩散的数值模拟软件系统的总体研发方案,拟建系统采用相应的气象场与扩散场的预报方法和回顾性分析方法。该方法为软件的顺利研发奠定了技术基础,进而可有效提升我国核与辐射事故的应急响应能力。     

600MWe核电站正常运行工况下气态排出物环境弥散模式、参数与程序

600MWe核电站正常运行工况下气态排出物弥散模式在中国核工业三十年辐射环境质量评价的基础上尝试给出了混合释放年均大气扩散因子的数学表达式。计算中考虑了静风影响及下述诸因子影响的修正:混合层,干、湿沉积,放射性衰减,建筑物影响等。并能给出下述各照射途径的剂量:烟羽浸没外照射,烟羽吸入内照射,地表沉积外照射,食     

600MWe核电站正常运行工况下气态排出物环境弥散模式,参数与程序

600MWe核电站正常运行工况下气态排出物弥散模式在中国核工业三十年辐射环境质量评价的基础上尝试给出了混合释放年均大气扩散因子的数学表达式。计算中考虑了静风影响及下述诸因子影响的修正:混合层,干、湿沉积,放射性衰减,建筑物影响等。并能给出下述各照射途径的剂量:烟羽浸没外照射,烟羽吸入内照射,地表沉积外照射,食入内照射。程序名为“ROULEA”。ROULEA程序包含四个模块,即INPUT模块、ANRTRI模块、CHIQV模块和DOSE模块,分别计算四维联合频率,年均大气扩散因子和剂量等。     

核事故实时释放量集合卡尔曼滤波反演算法研究

为探索适用于核事故现场实时释放量的快速反演计算方法,将集合卡尔曼滤波方法和高斯多烟团扩散模型结合,建立了核事故源项释放量集合卡尔曼滤波计算流程,研究讨论了集合成员数、初始值、扰动值对反演结果的影响。模拟仿真实验显示,集合数为50、偏大初始值以及较大扰动值为参数的集合卡尔曼滤波反演较佳,释放积分相对误差在5%以内。研究表明,集合卡尔曼滤波反演核事故源项释放量算法具备有效性和可行性,原则上可实时跟踪反演核事故源项释放量。     

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。