核电厂海域放射性后果评价系统

 基于中国海域海流预报数据和核电厂近岸海域的高分辨率岸线及海底地形资料,建立了核电厂海域放射性后果预测与评价系统。该系统采用成熟的海流预报模型和输运扩散数值模型及直观的剂量评估方法,可对中国不同核电厂址核事故下液态放射性物质的排放进行污染物输运路径模拟,并可以在中国特定核电厂的近岸海域进行精细化3维后果评价,为应急响应行动提供决策技术支持。本文针对宁德核电厂进行了假想核事故案例计算,结果表明一般情况下模拟海域内潮流类型为半日潮流,落潮流向偏东,涨潮流向偏西,海流速度较小,扩散过程缓慢,会在近岸海域积累较高的放射性浓度。     

福岛核事故后放射性废物的影响及处置对策

 福岛核事故中,氢气爆炸破坏反应堆厂房顶盖,导致大量放射性物质外泄,造成周边环境大面积污染.事故后续处理过程中还产生大量二次污染物.因此,福岛核事故后放射性废弃物呈现数量大、范围广的特点,给后续核污染的治理带来巨大挑战.本文介绍福岛核事故所造成的环境污染和厂内污染情况,分析污染种类、特点、应对措施等,总结该事故中放射性废弃物处置对策及其对中国核电发展的启示.     

福岛核事故后核电厂安全改进行动分析

在福岛发生了核事故之后,世界上各大核电国家对其核电厂相继展开了安全改进行动。中国、美国和法国等一些核电国家分别提出,在福岛核事故之后对核电厂的安全要求、建议还有行动进行了改进,并且制定了详细的工程措施:提高外部极端事件的防护,对严重事故预防与缓解制定策略,对通风、电、水等实体进行加强,限制发生严重事故下放射性物质的释放与应急手段。该文主要对福岛核事故后,核电厂安全改进行动进行了简要分析,并对其未来安全技术发展进行展望。     

CPR1000全厂断电叠加小破口失水事故下一回路外部注水策略分析

严重事故管理导则(SAMGs)是目前缓解核电站严重事故进程的主要依据,而对反应堆一回路进行卸压和注水是严重事故下保证堆芯冷却最常用的策略,但是目前的SAMGs对于外部注水策略并没有给出具体的操作指导.为此,以我国目前广泛应用的CPR1000核电站作为研究对象,以全厂断电叠加小破口失水事故作为基础事故序列,采用模块化严重事故分析程序对其进行建模,并对一回路外部注水策略进行了详细分析.结果表明,根据不同外部注水时间采取合适的卸压速率及注水流量可有效缓解事故进程,使堆芯冷却,防止压力容器失效及大量放射性物质外泄.该研究成果可为完善CPR1000核电站SAMGs中外部注水的具体措施以及核电厂类似事故序列的培训课程提供参考.     

核电厂严重事故序列选取准则探讨

严重事故的预防和缓解是新一代核电厂的重要安全问题。本文主要讨论核电厂严重事故研究和管理中确定严重事故主导事故序列时应考虑的准则问题,包括定性和定量准则以及准则相应的意义。以此为基础,本文整理形成一套推荐中国核电厂进行严重事故主导序列筛选时采用的准则,并以1000MW非能动先进压水堆(AP1000)标准设计为研究对象进行应用尝试。分析表明,严重事故选取准则应从定性和定量两方面阐述。从定性的角度,严重事故的选取应根据核电厂状态划分,在超设计基准事故范围内,选取可能导致堆芯损伤和安全壳旁路,并且在后果上具有包络性的事故序列。从定量的角度,应确定导致核电厂严重事故风险的绝对筛选值和相对筛选值,同时还要包络陡边效应,补充确定论分析和工程经验的成果结论。根据建议准则选取的AP1000严重事故主导序列与其概率安全分析报告中进行重点分析的严重事故序列基本吻合。     

福清核电厂严重事故下氢气可燃性控制方案分析

日本福岛核事故后,针对其氢气爆炸会带来安全壳失效和放射性物质外泄的严重后果,给出了福清核电厂严重事故下氢气可燃性控制方案的分析,提供了各个方案的介绍,使用方法,由此带来的优点和副作用,以初步确定根据氢气爆炸的风险大小。帮助操纵员认识氢气可燃控制方案,并可恰当地选择方案中最合适的缓解事故后果的措施,给出了相应建议和意见。     

田湾核电站控制区通风空调系统

通风空调系统在核电站是一个较为庞大的辅助系统,这主要是由核电站的性质所决定的。核电站因其特殊性决定了核电厂控制区域,特别是核岛厂房必须要有良好的密封性能,这些大量的密封厂房内还必须要有适合工作人员的工作和维持各种设备正常运行的环境,因此造成了核电厂通风系统种类较多,系统庞大的特点。本文对田湾核电站控制区主通风系统、事故应急通风系统、各厂房的自有通风系统进行了分析阐述。     

带通行限制的加权A*算法及其数据库实现

当A*算法应用于带有通行限制的路网时,算法得到的最优解中含有不可通行的路段,而人们期望的搜索结果是可通行路段的集合。为找到符合限制条件的最优解,本文通过建立合适的数据库表结构,对 A*算法进行改进,实现了带通行限制的A*算法,并对启发函数进行加权,使算法能够根据存储在数据库中的限制条件扩展节点,减少算法遍历的节点数目,降低执行时间,达到搜索出符合条件的最短路径的目的。     

GFJ型个人辐射剂量监测报警器的研究

自1979年美国三里岛核电站发生严重事故和1986年苏联切尔诺贝利核电站发生严重事故之后,辐射防护问题引起全世界的关注。在工作场所、公共环境以至家庭生活中,对简便可靠的低剂量监测手段的需求日益增加。为此,我们研制了GFJ型个人辐射剂量监测报警器。 GFJ主要用于个人辐射防护监测,以及对环境、食品、植物等表面的β放射性污染的监测,兼有检测辐射剂量范围和监测报警的功能。根据居民与放射性工作人员的防护标准,分别设置了两级报警阈。本底测量档可供检测日常本底剂量的变化。     

喷淋系统启动时机对辐射后果的影响

反应堆发生核事故时,启动安全壳喷淋系统是缓解事故后果的一种常用手段,喷淋系统的启动时机将直接决定应急措施的有效性。该文以某200MW压水堆为研究对象,介绍了一种有效的核事故辐射后果评价模式,针对发生典型设计基准事故——中破口失水事故,计算了喷淋系统的不同启动时机对环境所释放的放射性量及其所造成的个人有效剂量的影响,同时对喷淋系统的启动时机进行了评估。结果表明:反应堆发生核事故时,反应堆喷淋系统的适时有效启动将大大缓解事故所造成的辐射后果。     

正确认识和防护日常天然放射性辐射

天然放射性辐射客观存在于我们日常生存环境空间中,我们需要掌握正确防护方法,免受不必要的辐射照射,以确保自身生命健康安全。辐射是一种以波、粒子或光子的能量束形式传播的能量,分为电离辐射和非电离辐射。天然放射性辐射对人体的照射分为内照射和外照射。它一是来源于外层空间的宇宙射线,二是来源于地壳中放射性物质产生的放射性辐射。防护要针对岩石和土壤中的高放射性物质产生的辐射及室内放射性物质产生的辐射而采取不同的防护方法和措施,从而有效控制和降低其对人体的伤害。     

天目山隧道放射性物质分析及防治措施探讨

针对杭州—黄山铁路天目山隧道作业过程中出现的放射性物质险情,采用天然放射性法对事故区域进行辐射环境专项调查并提出相应防治措施.调查结果表明:掌子面γ辐射剂量大于规范限定值,地表放射性核素含量238U处于高背景区,232Th、40K处于低背景区,属于偏铀型,系炭质泥岩吸附大量的铀所致;隧道地质构造破碎带引起氡的富集,部分地段土壤平均氡浓度超出规范限定值,隧道内的空气平均氡浓度属于正常浓度区.在隧道施工过程中进行放射性物质监测,同时加强洞内通风以降低空气氡浓度.     

核电厂应急计划区划分中严重事故准则应用方式研究

作为技术准则,核电厂应急计划区的划分需要考虑严重事故序列.在中国相关的国家标准和核安全导则中,提出了对"大多数严重事故序列"和"最严重事故序列"的剂量准则.在实际应用中,对"大多数严重事故序列"和"最严重事故序列"准则的含义存在不同理解.以WASH1400压水堆严重事故PWR1-PWR7的源项数据作为参考,使用MACCS程序对其中的每个源项的后果和全部源项的加权后果进行计算分析,并将这两种不同计算方法的结果对应急计划区大小的影响进行了比较.研究结果表明,严重事故谱后果的加权结果基本反映了单个事故后果的评价结果,并在一定程度上能够反映应急计划代价的考虑,即以严重事故完整事故谱的加权结果作为确定应急计划区大小的技术准则,能够更好地体现风险缓解和代价之间的权衡原则.     

CPR1000全厂断电事故模拟及主泵轴封破口敏感性分析

全厂断电事故是导致核电厂发生严重后果的重要事件之一.采用模块化事故分析程序对CPR1000全厂断电事故进行建模与分析,计算一回路压力、压力容器水位、堆芯温度等参数,详细分析了事故进程.分析结果显示:全厂断电事故会导致反应堆压力容器在高压下失效,这将会有安全壳直接加热的风险;同时,事故过程中会产生大量氢气,这部分氢气会逐步迁移到安全壳或者辅助厂房中,从而带来氢气爆炸的风险.针对全厂断电时主泵容易出现轴封破口这一问题,选取了早、中、晚3个时期的事故序列,对轴封破口发生时间做敏感性分析.结果表明,早期破口会加速严重事故的进程,而较晚时间发生破口,尤其是事故中期发生破口能较好地延缓压力容器损毁进程.相关数据可为有关人员防范和缓解严重事故提供参考.     

严重事故工况下反应堆热工水力参数对源项释放行为影响研究

为了进一步研究反应堆严重事故进程中热工参数对源项释放的影响,识别对其影响较大的物理过程,从而进一步改进和发展数值模型以提高计算精度降低不确定性,以第三代压水堆为对象,利用一体化严重事故分析程序ISAA对大破口失水事故导致的严重事故开展了数值分析研究,并基于Wilks公式利用自主开发的不确定性程序代码SAUP对17个热工参数进行了拉丁超立方抽样(LHS)执行批量计算,对目标输出(FoM)即氢气与裂变产物的释放进行了不确定性与敏感性分析。结果表明：在热工参数的不确定性范围内,氧化产氢以及裂变产物的释放呈现正态分布且存在较大的不确定带,包壳氧化层的失效温度、堆芯碎片尺寸以及碎片孔隙率对高挥发性裂变产物的释放有较为显著的相关性。该研究有助于理解反应堆严重事故中热工参数与源项之间的复杂联系,同时对核电厂安全系统的设计以及严重事故的预防与缓解具有参考意义。     

放射性废物库运行中相关监测问题探讨 ——以福建为例

结合福建省放射性废物库2010—2020年收贮废旧放射源情况,通过对放射性货包、辐射工作人员、库区环境三个维度的技术监测管控分析,发现放射性货包表面剂量率满足运输要求,辐射工作人员历年个人剂量测值小于标准限值,库区周围γ辐射剂量率测值均在本底范围内.年收贮量与年个人剂量最大值有较好的正相关关系,经验反馈指出监测过程中需...     

基于拉格朗日松弛的水灾逃生路径规划

研究了假设路段通行时间为随机变量的交通网络约束最短路径问题.建立0-1整数规划模型,求出最小期望通行时间路径.除流量平衡和路段通行能力约束外,还引入了唯一通路选择约束以保证最终只能生成最优路径.然后,提出了拉格朗日松弛法对难约束进行松弛处理,并将松弛模型分解成两个子问题.结合次梯度算法、标号修正算法和k-最短路径算法设计了一个算法框架,以最小化上下界的差距寻找近似最优解,用改进的算法框架进行求解.最后将该框架应用于龙岩市新罗区进行了计算试验.结果表明,该算法能够找到相对间隙较小的高质量解,验证了该方法的有效性.     

抽水蓄能电站应急排水多目标优化方法及算例分析

随着抽水蓄能电站布局范围和建设规模的扩大，地下厂房水患威胁日益严重。针对水淹厂房事故场景下无法快速有效排水的问题，该文提出了一种抽水蓄能电站应急排水多目标优化方法。结合电站工程特点，建立了分阶段串并联综合应急排水方法。以最小化排水时间和装备运行成本为目标建立多目标优化模型，采用非支配排序遗传算法Ⅱ(NSGA-Ⅱ)对各阶段排水流量求取最优解。以某抽水蓄能电站为例开展研究，得到了有凸的Pareto最优前沿，应急排水时间最短约为52 h,装备运行成本最少约为138万元，同时给出了最优解对应的各阶段排水流量。结果表明，该方法能够合理推荐抽水蓄能电站应急排水方案，提高电站水淹厂房事故的应急处置水平。     

核电厂营运单位应急响应能力评估软件平台

 核电厂营运单位的应急响应能力是核电厂安全运营的重要保障。在核事故中,核电厂营运单位成功实施应急响应是缓解事故进程、控制事故后果,保护人类健康和环境安全的关键途径。因此,核电厂营运单位应急响应能力建设能否支持其成功应对核事故,已成为业界关注的重点。本文在核电厂营运单位应急响应能力评估方法的基础上,研发了核电厂营运单位应急响应能力评估软件平台,用于辅助核电厂营运单位应急响应能力评估方法的推广应用。结合已经形成的应急响应能力评估准则,分析了应急响应能力评估方法运用中的需求、提出的软件功能共含有7 项,包括用户管理、性能指标的计算与数据维护、检查发现的资料管理与评价结果呈现、内部管理流程、综合评价、电厂管理、评估准则和关注点管理,并介绍了功能的软件实现。     

福建省放射工作人员外照射个人剂量水平

[目的]了解福建省放射工作人员外照射剂量水平以及分布情况.[结果]1991-2002年全省放射工作人员人均年剂量当量为1.03～1.69 mSv·a-1;NR15主要集中在诊断放射学和核医学这两个职业中,为97.8%;从事核医学职业的人均年剂量当量为3.61 mSv·a-1,超过其它职业的人均年剂量当量.[结论]福建省99.9%的放射工作人员的年剂量当量低于国家规定职业照射剂量限值20mSv·a-1,福建省放射工作人员从因职业附加的受辐照剂量的角度来看是安全的.