核动力厂应急行动水平的发展与应用

核动力厂的应急行动水平是核动力厂应急状态的分级判据.本文介绍了应急行动水平的发展情况及我国各核动力厂所使用的应急行动水平的特点,并对其中的差异进行了比较分析,对目前我国核动力厂应急行动水平中辐射报警阈值设定、屏障丧失判断、外部程序引进和多机组厂址分级特点等问题进行了讨论.     

基于不同数据库的反应堆堆芯源项计算分析

堆芯内的核燃料在裂变过程中产生大量的放射性物质,ORIGEN-S可以采用多种数据库计算堆芯内放射性物质的积累和衰变,如Card-image数据库、二进制数据库以及ORIGEN-ARP通过插值产生的ORIGEN-S截面数据库。详细介绍了各数据库的基本情况,并采用Card-image数据库和ORIGENARP数据库,对比计算了反应堆堆芯放射性核素的活度,分析了典型核素的放射性活度随燃耗的变化。计算结果表明:不同数据库对各种核素的放射性活度计算产生了不同的影响,与Card-image库相比,采用ARP插值生成的数据库计算的小部分核素放射性活度偏大,而核素134 Cs、136 Cs放射性活度小15%左右。随着燃耗的加深,ORIGEN-S采用不同数据库计算的核素放射性活度差值逐渐增大,但核素放射性活度的比值随燃耗的增大呈现不同的变化规律。     

福岛核事故对水体的污染分析及防治措施

采用日本东京电力株式会社截止到2013年8月底公布的海洋、地下水中放射性水平监测资料,以及采取的对策等资料,分析了福岛核事故后海水和地下水中主要污染物的分布情况,总结了TEPCO和日本政府针对地下水入侵导致污染水日益增加的情况采取的战略对策及具体防治措施,为核事故下水体放射性污染防治提供借鉴。     

公众液态途径辐射剂量对吸附分配系数的响应研究

针对辐射剂量计算的不确定性,运用放射性核素浓度计算模式和公众个人照射剂量计算模式,计算了我国某核电厂正常运行下某子区代表居民液态途径的辐射剂量,分析了公众液态途径辐射剂量对核素悬浮物吸附分配系数的响应。结果表明:当核素~(60)Co和~(137)Cs的悬浮物吸附分配系数降低一个数量级时或升高一个数量级时,岸边沉积外照射剂量响应较为明显。特别是~(137)Cs,其悬浮物吸附分配系数降低或升高一个数量级,该核素岸边沉积剂量贡献占其液态途径剂量比值和占总岸边沉积剂量比值都有明显变化。     

水电开发影响下河岸带植被结构和生物量分布

为了解水电开发不同阶段对河岸带植被的影响差异,在澜沧江中下游小湾电站、漫湾库区、漫湾坝下、大朝山库区、大朝山坝下、景洪电站河岸带设置6个样带进行植被结构指标和生物量空间分布特征调查分析。结果表明:澜沧江中下游河岸带植被以乔木为主体,乔木层结构指标以已建库区和坝下样带较高,灌木层和草本层结构指标以在建电站和坝下样带较高;已建库区、坝下和在建电站样带乔木层和群落生物量的最高值分别出现在距离河岸100,50 m和200 m处;乔木层生物量以库区样带最高,灌木层生物量以坝下样带最高,草本层生物量以在建电站样带最高;库区和坝下样带群落生物量大致相当,高于在建电站样带;漫湾库区及其坝下乔木层结构指标以及群落生物量相对变化幅度小于大朝山库区及其坝下样带,小湾样带小于景洪样带。研究区植被结构和生物量的分布格局反映了库区植被恢复程度的差异和电站施工影响强度的差异。     

俄罗斯核电安全监管体系及启示

介绍了俄罗斯的核电安全监管体系,包括核电发展现状、核安全法律法规体系层次、核与辐射安全监管文件、核能利用领域联邦规范和标准、核安全监管组织机构、核安全许可证制度等。比较该体系与美国和我国目前核电安全监管体系的主要差别,提出我国现行体系对俄系堆型监管存在的问题,给出完善我国监管体系的建议。     

国外内陆核电状况及我国内陆核电建设亟待解决的问题

我国在运核电机组均分布在沿海,而世界在运核电机组一半分布在内陆。法国和美国内陆核电厂的选址原则与滨海核电厂是一致的,两国长期的运行实践证明内陆核电站在安全上是可靠的,其对环境的影响是可以接受的。总结已有研究的成果,根据我国核电厂选址工作中的经验、以及核安全和环境保护的有关法规要求,提出我国内陆核电建设应加强核电厂址与人口分布、放射性流出物对生态环境影响、地震和超设计基准洪水问题、核电厂用水与淡水资源承载能力、水文地址条件对核素在地下水中的迁移影响、核安全知识普及、水资源应急响应等方面研究。     

压水堆燃料组件内放射性源项计算与分析

反应堆堆芯中核燃料发生裂变时,产生了大量的放射性物质,给核电厂环境保护带来了挑战。燃料组件内的放射性源项是反应堆冷却剂放射性源项屏蔽设计、事故源项分析和放射性后果评估的基础。本文针对压水堆开展燃料组件内放射性源项的计算研究,采用ORIGEN-S程序,建立合适的计算方法,研究不同燃耗下燃料组件内源项计算结果的差异,并对比分析了不同版本的ENDF/B截面库对计算结果产生的影响,为压水堆燃料组件内放射性源项的计算提供参考。     

压水堆3H源项计算分析

对压水堆中氚的产生和消减机理进行了研究。根据一回路冷却剂中氚的代谢机制建立氚计算模型,分析了压水堆各途径对氚的产生量贡献及⁷Li纯度对锂产氚量的影响。结果表明：计算模型详细考虑了产生氚的核素随时间的衰减变化,计算的氚产生量为52.08 TBq/a。压水堆一回路冷却剂中的氚主要来源于可溶硼的中子活化反应、铀核的三元裂变,对氚产生量的贡献达90%以上,⁷Li纯度为99.9%时锂产氚量占总量的7.45%,其他途径对氚的产生量贡献很小,可忽略。锂产氚量的贡献随着⁷Li纯度的升高而线性减小。研究结果可为压水堆氚源项的计算提供参考。     

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。