核事故后果评价系统的进展与比较
核事故后果评价与应急决策支持系统研究
通过回顾 我国核事故决 策支持系统 的发展概况 ， 以及国 内外 现有 核事 故应急 决策 支持 系统 亟待解 决 的 问题 ， 讨论 了下一代 核事故应 急决策支持 系统的发展方向。
研 究概 况
Ｎ Ａ ｃ Ａ Ｓ ／ Ｎ Ａ Ｅ Ｄ ｓ ｓ系统 主要为 核事故应 急 响应提供科学合理 的决策分析和评价 。目前影
响较为广泛 的核事故后果评 价／ 应 急决策支持
收稿 日期 ： ２ ０ １ ２ — １ １ — ２ ８
系统有美 国的国家大气释放决策支持能力系统
（ Ｎ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ａ ｌ Ａ ｔ ｍ ｏ ｓ ｐ ｈ ｅ ｒ ｉ ｃ Ｒ ｅ ｌ ｅ ａ ｓ ｅ Ａ ｄ ｖ ｉ ｓ ｏ ｒ ｙ Ｃ ａ ｐ ａ ｂ ｉ ｌ —
应急响应 中， 都应用 “ 事故后果评价／ 应 急决策
立 了核事故后果评价／ 应急决策支持系统 ， 并在 日常突发事 故工况及应 急演习中得 以应用 ， 获 得 了很好 的实践经验 ， 为我 国核能事业 的发展
做出了贡献 Ｊ 。
１ 国内外核 事 故后 果 评 价／ 应 急决 策支 持 系统概 况 是相同的， 例如所有这些应用 中都包括对源项、
ｍ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ， ＷＳ Ｐ Ｅ Ｅ Ｄ Ｉ ㈤） 、 欧洲的实时在线决策支 持系统 （ Ｒ ｅ ａ ｌ —ｔ ｉ ｍ ｅ Ｏ ｎ— ｌ ｉ ｎ ｅ Ｄ ｅ ｃ ｉ ｓ ｉ ｏ ｎ Ｓ ｕ ｐ ｐ ｏ ｒ ｔ
Ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ， Ｒ Ｏ Ｄ Ｏ Ｓ 。 ） 。３种评价 系统 的性能、 规模及应用范围的对比情况如表 １ 所示 。
核辐射事故应急预案的评估与改进研究
核辐射事故应急预案的评估与改进研究引言核辐射事故的发生会对人类健康和环境造成巨大的危害，因此建立完善的应急预案非常重要。
然而，随着科学技术的不断发展，现有的核辐射应急预案存在一些问题。
本文将对核辐射事故应急预案进行评估和改进的研究，以提高其适应性和应对能力。
一、事故发生概率评估核辐射事故的发生概率对应急预案的制定至关重要。
我们需要考虑不同地理位置和条件下核设施发生事故的可能性，并根据历史数据和相关研究进行计算和评估。
同时，还应结合国际经验，参考其他国家的事故发生概率评估结果，以确保评估结果的准确性。
二、辐射泄漏范围的预测辐射泄漏范围的预测是核辐射事故应急预案的关键步骤。
我们需要利用现有的模型和算法，结合核设施特点和周边环境条件，对辐射泄漏范围进行准确预测。
同时，还应加强对预测模型的验证和验证数据的收集，以提高预测结果的可靠性。
三、应急物资和设备的储备与调配核辐射事故发生后，应急物资和设备的储备和调配是保障救援工作的关键。
我们需要评估当前的储备和调配情况，分析其满足应急需求的能力。
同时，还应建立与相关部门和机构的协作机制，确保应急物资的储备和调配能够高效运作。
四、应急队伍的组建与培训应急队伍的组建与培训是核辐射事故应急预案的重要组成部分。
我们需要评估当前应急队伍的组成情况，包括人员结构、专业技能和应急能力。
同时，还应加强对应急人员的培训和演练，提高其应对核辐射事故的能力和水平。
五、应急预案的更新与演练核辐射事故应急预案的更新和演练是保持其有效性的重要手段。
我们应定期对应急预案进行评估和修订，以适应技术进步和应急需求的变化。
同时，还应定期组织应急演练，测试应急预案的可行性和实施效果，发现问题并进行及时改进。
六、评估与改进成效的监测核辐射事故应急预案的评估和改进是一个持续的过程，我们应建立监测机制，对改进成效进行评估和监测。
通过收集和分析应急演练、实际事故等情况的数据，评估改进措施的有效性，为今后的改进提供参考和依据。
核事故后果评价系统的进展与比较
第23卷第1期(总第133期)辐射防护通讯2003年2月・进展与评述・核事故后果评价系统的进展与比较Com parison and Advance ofConsequences A ssessment System for N uclear A ccident胡二邦 姚仁太 宣义仁 辛存田(中国辐射防护研究院,太原,030006)Hu Er bang Yao Rentai Xuan Yiren Xin Cuntian(China Institute for Radiation Pr otectio n,Taiyuan,030006)摘 要 对国内外若干主要的核事故后果评价系统,如美国的AR AC、日本的SPEEDI、欧共体的R ODO S、中国的CRO DOS等的性能进行了概述与比较。
对核事故后果评价中的主要组成部分,如大气扩散模型、动态食物链模型、防护措施、干预水平及计算防护措施有效性中所需的屏蔽因子、居址因子等的国内外概况与进展进行了评述。
关键词:核事故 后果评价 大气扩散 动态食物链 防护措施中图分类号:T L73 文献标识码:A 文章编号:1004-6356(2003)01-0006-08Abstract The quality of several m ain co nsequences assessment systems fo r nuclear accident such as ARAC(U SA)、SPEEDI(Japan)、RODOS(CE)and CRODOS(China)are summarized and com-pared.T he review of sever al m ain com ponents of Accident Co nsequences Assessm ent(ACA) sy stem such as atmospher ic dispersion model、dynam ic food-chain model、protective m easur e and shielding factor and o ccupancy facto r used in calculating effectiv ness o f pr otectiv e measure is de-scribed.Key words: Nuclear accident C onsequence assessment Atmospheric dispersionDynamic food-chain Protective measure1 核事故后果评价系统的进展与比较1.1核事故后果评价系统进展概况(1)美国ARAC20世纪80年代国际上的实时剂量评价系统以美国的LLNL[1](劳伦斯・利弗莫尔国立实验所)的ARAC(Atmospheric Release Adv isory Ca-pability)为最先进。
核辐射污染后果评估与处理技术解析
核辐射污染后果评估与处理技术解析核辐射污染是一种严重的环境问题，它对人类和生态系统都带来了巨大的危害。
在核事故或核爆炸后，核辐射会释放出大量的放射性物质，污染空气、水源和土壤。
这些放射性物质会长期存在并累积，对人体健康和生态环境造成潜在的威胁。
核辐射污染后果评估是对核事故或核爆炸造成的辐射污染进行科学评估的过程。
它包括对辐射源的特性、辐射剂量的测量和计算、辐射对人体和环境的影响等方面的研究。
通过对辐射污染的后果进行评估，可以为制定有效的应对措施和保护措施提供科学依据。
在核辐射污染后果评估中，辐射剂量的测量和计算是非常重要的一步。
辐射剂量是指人体或物体在单位时间内吸收的辐射能量。
测量辐射剂量可以通过使用辐射计或剂量仪器来进行。
而计算辐射剂量则需要考虑辐射源的特性、辐射传输路径和人体或环境的敏感性等因素。
通过测量和计算辐射剂量，可以了解辐射对人体和环境的影响程度，以便制定合理的应对措施。
对核辐射污染后果进行评估时，还需要考虑辐射对人体健康的影响。
辐射对人体的影响主要包括急性辐射病、慢性辐射损伤和遗传影响等。
急性辐射病是指人体在短时间内暴露于高剂量辐射下所引起的病症，如恶心、呕吐、头痛等。
慢性辐射损伤则是指长期接触低剂量辐射所导致的病症，如白血病、甲状腺癌等。
而辐射对遗传的影响则可能导致基因突变和遗传疾病的发生。
评估辐射对人体健康的影响，可以为制定合理的防护策略和医疗措施提供依据。
除了评估核辐射污染的后果，处理技术也是解决核辐射污染问题的关键。
核辐射污染的处理技术包括辐射源的清除、辐射废物的处理和环境的修复等方面。
辐射源的清除是指将放射性物质从环境中彻底清除的过程。
这可以通过物理方法、化学方法或生物方法来实现。
物理方法包括使用吸附剂、过滤器等来吸附和过滤放射性物质。
化学方法则是通过化学反应将放射性物质转化为不放射性物质。
而生物方法则是利用生物体的吸收和富集能力来清除放射性物质。
辐射废物的处理是指对产生的放射性废物进行安全处理和储存的过程。
核泄漏事故的灾害评估与管理
核泄漏事故的灾害评估与管理核泄漏事故是一种严重的灾害，可能对人类、环境和经济造成不可逆转的损害。
因此，对于核泄漏事故的灾害评估与管理显得尤为重要。
本文将探讨核泄漏事故灾害评估的方法和管理措施，以应对潜在的核能风险。
1. 灾害评估方法在核泄漏事故发生后，进行灾害评估是第一步。
灾害评估的主要目的是确定核泄漏事故对人类、环境和经济的潜在影响。
评估方式通常包括以下几个方面：(1) 辐射剂量评估：通过测量辐射水平和环境样品中的放射性元素浓度，评估人们可能暴露在辐射下的剂量。
(2) 放射性释放模型：利用现有的数学模型，对可能的放射性释放进行建模，以计算辐射区域和范围。
(3) 生态风险评估：评估核泄漏对生态系统的影响，包括对动植物种群和生物多样性的损害。
(4) 人类健康风险评估：通过考虑辐射剂量和慢性健康效应，评估核泄漏对当地居民的健康影响。
2. 灾害管理措施核泄漏事故的灾害管理是保护人类和环境免受辐射影响的关键。
以下是一些常见的灾害管理措施：(1) 疏散和撤离：在核泄漏事故发生后，必须立即采取行动，疏散和撤离人们离开受污染区域，以减少暴露风险。
(2) 辐射防护：在受污染区域内，必须提供辐射防护设备，例如防护服、面具和防护眼镜，以减少辐射暴露。
(3) 放射性废物管理：核泄漏事故产生的放射性废物必须得到适当的处理和储存，以防止对环境和人类造成进一步的污染。
(4) 灾后恢复：一旦核泄漏事故得到控制，必须进行灾后恢复工作，包括清理和修复受影响的区域，确保人类和环境能够恢复正常。
3. 国际合作与法律框架看待核泄漏事故灾害评估和管理的重要视角之一是国际合作与法律框架。
多国间的合作和对核泄漏事故的全球响应是确保有效评估和管理的关键要素。
(1) 核危机应对国际合作：国际原子能机构（IAEA）树立了一套核灾难应对规范，鼓励各国之间分享信息和经验，以便在核泄漏事故发生后能够采取适当措施。
(2) 国际法与公约：多个国际公约规范着核安全和核辐射防护，包括《禁止核武器试验条约》和《无损害处理堆外核物质公约》等。
核事故后果评价研究进展_姚仁太
中小尺度大气扩散模式
风场 辐射剂 应急干预 应急干预措 中尺度和 计算 量计算 措施模拟 施决策分析 远距离模式
A RAC(LLNL 美国) 粒子扩散模式(三维 MCWF)(MATHEW ADPIC)
有有
没有
没有
有
RODOS(欧共体)
分段高斯烟羽模式 ;高斯烟团模式 ;拉格朗日烟团模式等 有 有
有
在“十五” PRA 中有关天气 取样 、引进实时后
故后果 评价程序 。 它 利用 MELCOR 计算 出的放 射性物质向环境的释放源项数据 , 结合核电厂的
果评价大气扩散模式链 、动态食物链 、估算严重事 故后果的不确定度和参数灵敏度分析研究[ 13, 14] 。
了 700 个 ;③使用半动态的食物链模式 。
该程序对气载放射性物质释放的辐射影响采
就 PRA 而言 , 决定后果大小的重要参数之一 用一阶近似 , 是一种快速 、便于现场使用的计算工
是释放发生以后出现的天气条件 。 在 MACCS 中 具 , 对于需要及时开展初步评价而言具有适当的
—2 —
核事故后果评价研究进展 姚仁太
MARIA 研究 计划之下开始合作开发 事故后果评 价程序包 COSYMA[ 6] 。该程序包是在英国辐射防
护局的 MARC[ 7] 和德国 KfK 的 UFOMOD[ 8] 的基础
直是关注的重点 。用贝叶斯方法从八个方面对后 果评价的不确定性进行评价[ 11] :大气弥散 、沉积 、
沉积物质的行为及其相关剂量 、在动物中转移过
实时后果评价系统因其对突发事件的快速反 应能力而得到高度重视 , 现已经成为各国应对核 设施事故以及军工核事故与核恐怖的重要技术手 段之一 。 针对第 3 类的实时后果评价系统 , 目前 , 许多发达国家已经建 立了比较完备 的方法学基 础 , 并开发了覆盖全球 、可应用于军事目的的应急 评价决策支持系统 。
中美核燃料循环设施核事故应急状态分级对比与探讨
第44卷第1期(总第259期)辐射防护通讯2024年2月•管理与决策•中美核燃料循环设施核事故应急状态分级对比与探讨崔浩,陈鹏,李冰,杨端节(生态环境部核与辐射安全中心,北京102401)摘㊀要:本文介绍了美国核管会(NRC)及中国核燃料循环设施应急状态分级发展的历史及现状,对比了中美核燃料循环设施应急状态分级的差异,并给出分析结果,建议对后处理设施开展完整的二级PSA研究,给出相关事故谱,为进行应急状态分级及应急行动水平制定提供充分的技术支撑㊂关键词:核燃料循环设施;应急行动水平;应急状态分级;乏燃料后处理设施中图分类号:TL73文献标识码:A文章编号:1004-6356(2024)01-0012-050㊀引言㊀㊀根据我国‘核安全法“规定,核燃料循环设施主要包括核燃料生产㊁加工㊁贮存和后处理设施等[1]㊂目前我国民用核燃料循环设施主要涉及铀转化设施㊁铀浓缩设施㊁燃料元件制造设施及后处理设施等㊂核燃料循环设施营运单位的场内核事故应急预案是保障营运单位有效开展应急准备及应急响应的重要程序文件,也是首次装(投)料前营运单位向国务院核安全监督管理部门提出运行申请所需的文件资料之一[2]㊂核安全导则‘核燃料循环设施营运单位的应急准备和应急响应“(HAD002/07 2019)中规定,营运单位的应急预案应包括应急状态及应急行动水平的内容㊂核燃料循环设施的应急行动水平是核动力厂应急状态的分级判据,而应急状态分级又是制定应急行动水平的重要基础[3]㊂经过多年发展,我国核动力厂已形成了一套较为完备的应急状态分级及应急行动水平制定的方法和依据,但对于核燃料循环设施仅有原则性要求㊂美国作为世界上经济最发达的国家,在核工业,特别是应急管理方面起步较早,应急预案体系建设较为完善,且经过多次重大实践的检验和完善,积累了许多有益经验㊂美国核燃料循环设施的应急状态分级经过数十年发展已经比较成熟㊂对比中美核燃料循环设施应急状态分级现状,对于我国核燃料循环设施应急行动水平的制定等方面具有重要的参考价值㊂1㊀美国NRC核燃料循环设施应急状态分级1.1㊀美国NRC核燃料循环设施分类美国对乏燃料的处理采用一次性通过式处置,因此其运行的核燃料循环设施不包括后处理设施㊂目前美国NRC运行的核燃料循环设施主要分为三类:铀转化设施㊁铀浓缩设施㊁燃料制造设施㊂新建核燃料循环设施包括激光富集设施㊁气体离心机富集设施㊁混合氧化物燃料制造设施㊁铀转化设施㊂美国NRC核燃料循环设施分布见表1㊂1.2㊀美国NRC核燃料循环设施应急状态分级美国核管会最初将核燃料循环设施的应急状态分为五级[4],即人员应急(personnel emergen-cy)㊁应急警报(emergency alert)㊁厂房应急(plant emergency)㊁场区应急(site emergency)㊁总体应急(general emergency)㊂人员应急涉及需要对工作人员进行紧急救治的场内事故和事件㊂应急警报涉及的特定情况尚未造成设施损坏或对人员造成伤害,并不一定要求立即改变设施运行状态㊂厂房应急涉及工厂内需要应急组织响应的事故,此㊀基金项目:后处理设施安全审评若干关键技术研究㊂收稿日期:2023-05-22作者简介:崔浩(1989 ),男,2012年毕业于哈尔滨工业大学核物理专业,高级工程师㊂E-mail:cuihao@㊀㊀㊀表1㊀美国NRC 核燃料循环设施分布设施类型持照者/设施位置铀转化HoneywellMetropolis,IL 铀浓缩-气体离心Eagle RockIdaho Falls,IDLouisiana Energy Services (LES)Eunice,NMAmerican Centrifuge Plant (ACP)Piketon,OH 铀浓缩-激光分离Global Laser Enrichment (GLE)Wilmington,NC燃料制造-1类BWXT Lynchburg,VANFSErwin,TN燃料制造-2类TRISO-X Oak Ridge,TN 燃料制造-3类Framatome Richland,WAGNF-A Wilmington,NC WestinghouseColumbia,SC燃料制造-MOX MOXAiken,SC贫铀反转化International IsotopesLea County,NM类情况不太可能会产生场外风险㊂场区应急是为应对放射性物质不受控制地释放到空气㊁水或地面中的情况㊂尽管发生可能对公众健康和安全造成严重的放射性后果的事故的可能性极低,但应急预案中应急状态分级应包括总体应急,给出㊀㊀公众的早期预警并迅速启动防护行动㊂上述五级应急状态的规定目前已被替代,美国核管会在最新的规定中根据10CFR 30.4㊁40.4㊁70.4和76.4的定义,将核燃料循环设施的应急状态主要分为两级[5],即警报(alert)和场区应急(site area emergency),与上一版相比删除了人员应急㊁应急警报和总体应急㊂初始条件示例见表2㊂初始条件是预先确定的,能触发设施进入某种应急状态的工况或事件㊂(1)警报的定义为导致或可能导致放射性或其他有害物质释放到环境中的事件,但预计该释放不需要场外响应组织的响应来保护场外人员㊂警报反映了持照者的应急响应组织的部分启动或全面启动,但并不表示预期会发生场外后果㊂警报可能需要场外响应组织对场内情况(如火灾)作出响应㊂持照者应采取的响应行动包括:宣布启动警报;启动场内应急响应组织;立即通知场外响应机构,通知已宣布警报(通常在宣布启动警报后15分钟内);通知场外响应组织后立即通知NRC,不迟于持照者宣布启动警报后1小时;启动场内防护行动;视情升级到场区应急;请求场外组织提供支持;终止应急状态或进入恢复模式㊂(2)场区应急的定义为导致或可能导致放射㊀㊀㊀表2㊀美国NRC 核燃料循环设施应急初始条件示例警报场区应急1.可能影响放射性物质或安全系统的场内火灾 1.现场火灾涉及放射性物质或危及安全系统2.可能影响放射性物质或安全系统的严重自然现象(例如地震㊁洪水㊁海啸㊁飓风㊁龙卷风袭击设施)2.危害安全系统或放射性物质完整性的严重自然现象(如地震㊁洪水㊁海啸㊁飓风㊁龙卷风袭击设施等)3.可能影响放射性物质或安全系统的其他严重事故(例如,飞机撞向设施,爆炸物对设施造成损害,设施中有毒或易燃气体不受控制地释放)3.危及安全系统或放射性物质完整性的其他严重事件(例如,飞机撞向设施,爆炸物对设施造成损害,设施中有毒或易燃气体不受控制地释放)4.设施内的辐射水平或空气污染水平升高,表明严重失控(比正常水平高100倍)4.设施外的辐射水平或空气污染水平升高,表明显著环境释放(比正常水平高100倍)5.正在进行的安保事件对场区安全构成威胁/危害,对场区人员造成威胁/风险㊁或潜在的降级5.设施发生的恶意行动,或设施即将/已经失去实体控制6.乏燃料事故,放射性物质释放到燃料处理建筑物内6.反应堆乏燃料发生重大损坏,在燃料处理建筑物外释放放射性物质7.在不安全的几何容器或其他条件下发现达到临界质量的特殊核材料,造成临界危险7.即将发生或实际发生的非受控临界状态8.其他需预先启动持照者的应急组织的条件8.其他需要启动场外应急响应组织或向场区附近的公众发出预警通知的条件中美核燃料循环设施核事故应急状态分级对比与探讨㊀崔浩性或其他有害物质大量释放到环境中的事件,并且可能需要场外组织的响应以保护场外人员㊂场区应急情况反映了持照者的应急响应组织的全面启动,并可能要求场外组织响应㊂虽然在核燃料循环设施中不太可能发生场区应急需要场外行动的情况,但持照者必须能够识别潜在的场外风险并以场内响应组织可以采取适当行动的方式进行所需的通知,例如在受影响地区隐蔽或疏散人员㊂持照者应采取的响应行动如下:宣布启动场区应急;启动场内应急响应组织;及时通知场外响应机构已宣布场区应急,包括持照者对场外防护行动的初步建议(通常在宣布启动场区应急后的15分钟内);通知场外响应组织后立即通知NRC,不迟于持照者宣布启动场区应急后1小时;启动场内防护措施;实施场外防护措施;请求场外组织提供支持;终止应急状态或进入恢复模式㊂在定义上述两级应急状态时,NRC特别说明,持照者在其应急计划和与场外当局的协调会议上传达这样的概念,即核燃料循环设施不会出现与核电厂相同的危险程度,因此,核燃料循环设施与核电厂应急状态的分级方案是不同的㊂持照者应向场外当局解释事故严重程度的定义以及与警报和场区应急相关的预期响应行动㊂2㊀我国核燃料循环设施应急状态分级㊀㊀我国核燃料循环设施应急导则HAD002/07共有1993版㊁2010版㊁2019版三个版本㊂2019版为现行有效版本㊂应急状态分级的变化也反映了我国核燃料循环设施应急管理的逐渐成熟㊂早期核安全导则‘民用核燃料循环设施营运单位的应急计划“(HAD002/07 1993)中将核燃料循环设施应急状态分为应急待命㊁厂房应急和场区应急三个等级,该导则1993年版本中明确个别核燃料循环设施可作为个案处理,但当时所推荐的应急状态分级方案不包括这种极特殊的情况㊂该导则于2010年修订,修订后名称改为‘核燃料循环设施营运单位的应急准备和应急响应“(HAD002/07 2010),在此次修订中,考虑到后处理设施以及放射性废物处理处置设施等潜在危险较大的核设施,将核燃料循环设施的应急状态调整为应急待命㊁厂房应急㊁场区应急和场外应急(总体应急)等四个等级㊂HAD002/07 2010中给出了核燃料循环设施应急行动水平示例㊂该导则发布后经过多年实践表明,表中的某些表述可能不够准确,例如场外应急的应急行动水平示例中,营运单位在编制应急行动水平时可能会认为只要事故分析中包含表中如 乏燃料后处理厂高放废液蒸发器爆炸 ㊁ 高放废液大罐爆炸 等此类事故即需进入场外应急状态㊂在HAD002/07 2010的4.2节中指出: 核燃料循环设施的应急状态可能包含两级(应急待命㊁厂房应急),也可能包含三级(应急待命㊁厂房应急和场区应急),甚至包含四级(应急待命㊁厂房应急㊁场区应急和场外应急),因核燃料循环设施的类型㊁特征等条件而异㊂因此,核燃料循环设施可能出现的应急状态级别,必须通过对该核设施可能发生的核事故及其辐射后果的分析评价确定㊂必须保证所建立的应急状态分级系统能覆盖其设施中可能出现的所有紧急状态㊂对我国大多数核燃料循环设施,一般可不考虑场外应急,但潜在危险较大的设施,有可能需要实施场外应急 ㊂这就是说,对于具体设施而言,应急状态包括几个级别,需要根据该设施的评价结果等因素确定,并不是统一要求四个级别㊂实际上,在确定设施的应急状态分级时,必须通过对该核设施可能发生的核事故及其辐射后果的分析评价确定,同时必须保证所建立的应急状态分级系统能覆盖其设施中可能出现的所有紧急状态㊂HAD002/07 2010已于2019年修订并正式发布㊂HAD002/07 2019中应急状态分级与2010版相同,分为应急待命㊁厂房应急㊁场区应急和场外应急四级,其定义见表3㊂营运单位应根据核燃料循环设施的类型㊁设计特征㊁所假定的事故类型以及事故后果的严重程度来确定所达到的应急状态等级㊂3㊀对比及探讨㊀㊀表4给出中国和美国核管会核燃料循环设施应急状态分级对比㊂通过对比,可以得到以下结论:(1)对于我国核燃料循环设施,将场外应急纳入应急状态等级分类是十分必要的㊂我国早期核燃料循环设施的应急状态分为三级,在考虑后辐射防护通讯㊀2024年2月第44卷第1期㊀㊀㊀表3㊀HAD002/07—2019定义的应急状态分级应急状态定义应急待命出现可能危及设施安全的某些特定工况或事件,表明设施安全水平处于不确定或可能有明显降低厂房应急设施的安全水平有实际的或潜在的大的降低,但事件的后果仅限于厂房或场区的局部区域,不会对场外产生威胁场区应急设施的工程安全设施可能严重失效,安全水平发生重大降低,事故后果扩大到整个场区,除了场区边界附近,场外放射性照射水平不会超过紧急防护行动干预水平或由核事故引发的化学毒性的危害不会影响到场外,早期的信息和评价表明场外尚不必采取防护措施场外应急发生或可能发生放射性物质或有毒物质大量释放,且事故后果超越场区边界,导致场外的放射性照射水平超过紧急防护行动干预水平或由核事故引发的化学毒性的危害影响到场外,以至于有必要采取场外防护措施表4㊀中国和美国核管会核燃料循环设施应急状态分级对比中国美国(NRC)㊀㊀㊀㊀㊀㊀早期人员应急(Personnel Emergency)应急待命应急警报(Emergency Alert)厂房应急厂房应急(Plant Emergency)场区应急场区应急(Site Emergency)总体应急(General Emergency)目前应急待命厂房应急警报(Alert)场区应急场区应急(Site Area Emergency)场外应急处理设施以及放射性废物处理处置设施等潜在危险较大的核设施后,我国将核燃料循环设施的应急状态调整为应急待命㊁厂房应急㊁场区应急和场外应急等四个等级㊂根据1993年4月6日俄罗斯托木斯克后处理厂 红油反应 爆炸事故的经验反馈[6],事故导致的场内外环境辐射污染是比较严重的㊂由于托木斯克后处理厂所处的特殊外部环境(如其场区半径约为7km,离托木斯克市及最近的居民点Georgievka村达16km等),致使该事故对场外公众的影响有限;如果换为其它外部环境,则影响会大许多㊂这说明燃料循环设施的事故后果的严重性及影响范围超越了场区边界㊂在相关导则规定中将场外应急纳入应急状态等级分类,并不是说该类设施一定会存在场外应急,营运单位在确定设施能够达到的最高应急状态时,必须通过对该核设施可能发生的核事故及其辐射后果的分析评价来确定㊂(2)美国核管会对核燃料循环设施应急状态分级进行了简化㊂与目前两级等级划分相比,美国核管会核燃料循环设施早期划分中多了一项人员应急,从定义及响应行动来看,该等级目前是作为常规应急来进行响应的,该部分内容纳入了设施的常规应急预案㊂当达到核事故应急预案中规定的应急行动水平时将转入核事故应急预案㊂目前NRC监管的核燃料循环设施不包括后处理设施等事故后果可能比较严重的设施㊂因此在美国的核燃料循环设施应急状态分级中去掉了场外应急㊂值得注意的是,尽管如此,美国核燃料循环设施的场区应急同样需要营运单位必须能够识别潜在的场外风险,并有可能需要场外组织的响应,例如火灾的扑灭㊁场外辐射监测等响应行动㊂(3)中美核燃料循环设施目前应急状态分级虽然有所不同,但仍存在一定的对应关系㊂从前面的描述中可以看出,我国核燃料循环设施厂房应急与美国核燃料循环设施的警报这一应急状态是类似的,事件后果均不会对场外造成威胁㊂美国核燃料循环设施警报这一级应急状态中辐射水平异常类的应急初始条件为设施内的辐射水平或空气污染水平升高,表明严重失控(比正常水平高100倍)㊂我国核燃料循环设施厂房应急中辐中美核燃料循环设施核事故应急状态分级对比与探讨㊀崔浩射水平异常类一般也定为设施内的辐射水平达到正常水平的百倍数量级㊂美国核燃料循环设施场区应急的行动包含了我国核燃料循环设施的场区应急的响应行动,实际上也涵盖了需要场外组织采取防护措施的情形,如向场外机构提供建议以保护场外人员,并增加额外的人员和设备以增强持照者的响应组织㊂与我国核燃料循环设施场区应急响应行动不同的是,美国的应急状态分级中,虽然不太可能发生场区应急需要场外行动的情况,但持照者仍需识别潜在的场外风险并及时通知场外应急组织㊂(4)建议进一步加强核燃料循环设施应急行动水平制定方法研究㊂我国正在积极研究提升乏燃料贮运能力,大力推进乏燃料后处理㊁快堆及MOX(铀钚混合氧化物)燃料制造等产业和技术发展,妥善解决放射性废物处理处置问题,积极推进核燃料循环后端国际合作㊂在此背景下,应继续加强核燃料循环设施,尤其是乏燃料后处理设施事故源项的分析研究,开展完整的二级PSA研究,给出相关事故谱,为应急状态分级及应急行动水平制定提供充分的技术支撑㊂参考文献:[1]中华人民共和国全国人民代表大会:中华人民共和国主席令第73号.中华人民共和国核安全法[S].2018.[2]国家核安全局.核燃料循环设施营运单位的应急准备和应急响应:HAD002/07 2019[S].北京:国家核安全局,2019.[3]侯杰,李冰,李雳,等.核动力厂应急行动水平的发展与应用[J].辐射防护通讯,2012,32(6):1-18.[4]U.S.NRC.Emergency planning for fuel cycle facilitiesand plants licensed under10CFR Parts50and70: Regulatory guide3.42[S].Revision1.NRC,1979.[5]U.S.NRC.Standard format and content for emergencyplans for fuel cycle and materials facilities:Regulatory guid3.67[S].Revision1.NRC,2011. [6]IAEA.The radiological accident in the reprocessingplant at TOMSK[R].Vienna:IAEA,1998.Comparison and discussion of emergency classification on nuclear accident of nuclear fuel cycle facilities in China and USACUI Hao,CHEN Peng,LI Bing,YANG Duanjie(Nuclear and Radiation Safety Center of MEE,Beijing102401) Abstract:The emergency action level of nuclear fuel cycle facilities is one of the grading criteria for the emergency status of nuclear fuel cycle facilities.The grading of emergency status is also an important ba-sis for formulating the level of emergency operations.This paper introduces the history and current situa-tion of the development of emergency classification of nuclear fuel cycle facilities in the U.S.NRC and China.This paper also compares the differences in the emergency status classification of nuclear fuel cy-cle facilities between China and the United States NRC.Finally,analysis results are discussed.It is rec-ommended to conduct a complete secondary PSA study,to provide accident spectrum,and to provide suf-ficient technical support for the development of emergency status classification and emergency action lev-el.Key words:Nuclear fuel cycle facility;emergency action level;emergency classification;spent fuel re-processing facilities(责任编辑:汤荣耀)辐射防护通讯㊀2024年2月第44卷第1期。
我国核事故后果评价_决策支持系统开发的状况_要求和建议_施仲齐
-
所
一
·自主开发
·简单 高斯
特点 模式
-
代
浙 江
场内(秦 山 场外(浙江 核电基地) 省核管委)
中国辐射
防护研究
-
院 +北大
·自主开发
·诊断风场
·拉 格朗 日
-
弥散
·预期剂量
江 苏
场内(田湾 场外(江 苏 核电站)[ 8] 省应急办)
-
-
-
-
香港[6] 香 港 天文 台
-
-
国 家 场外(国 家应 急办)
式 , 虽然也通过了核安全审管部门的审评 , 但从 今天看技术水平较低 , 现已基本不再使用 。
广东省核管办组织开发的场外后果评价系
统和秦山地区核事故环境后果评价软件系统 , 可作为第二 代的代表 。以 商用地理信 息系统 (GIS)为平台 , 开发了风场预报模式 , 大气弥散 采用三维蒙特卡罗(简称蒙卡)粒子模式 , 剂量 模块包括有预期剂量 、可防止剂量的计算 。 这 两套软件系统是在 1997 ～ 2001 年期间开发的 , 已经投入使用 , 用户较为满意[ 1 ～ 4] 。
-
-
现状 在用
开发单位
清华 +南 京大学
-
清 华 +大 气物理所 +北大
已不用
清 华 +北 大
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清华 +北 大
-
中国 辐 射 防护 研 究 院 +北大
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中国 原子能
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香 港 天文 台
科学 研究院 等
·RODOS 本 ·自主开发 ·自主开发 同场内(秦 ·自主开发
地化
·野 外大 气 ·结 合秦 山 山核电)基 ·结合 田湾
核电厂概率安全评价的发展和应用
核电厂概率安全评价的发展和应用核电厂概率安全评价（Probabilistic Safety Assessment, PSA）是一种基于概率统计方法的安全评价方法，用于评估核电厂的安全性能。
PSA的发展和应用对于核电厂的安全管理和风险控制具有重要意义。
本文将详细解析PSA的发展历程、应用领域以及对核电厂安全管理的影响。
PSA起源于20世纪60年代，当时美国核电行业面临着快速增长的问题，为了降低核电厂事故的概率以及事故对环境和人员的影响，美国能源委员会提出了PSA的概念。
随后，许多国家纷纷开展了相关研究，并将PSA应用于核电厂的安全评价工作中。
PSA的基本原则是通过分析系统的动态行为和各种可能的故障事件，计算出事故发生的概率，并进一步预测事故的后果。
它主要包括事件树分析（Event Tree Analysis, ETA）和故障树分析（Fault Tree Analysis, FTA）两个重要的分析方法。
ETA用于分析特定的事件序列，而FTA则用于识别系统中可能发生的各种故障事件。
PSA的应用领域非常广泛。
首先，PSA可用于核电厂的设计和建设，通过对系统结构和组件故障概率的分析，可以提前识别和纠正潜在的安全隐患。
其次，PSA可用于核电厂的运行和维护，通过分析系统故障的概率，可以优化设备维修和保养的计划，提高核电厂的可靠性和运行效率。
此外，PSA还可用于核电厂事故的后评价，通过对事故发生的概率和后果的分析，可以总结经验教训，改进安全措施。
PSA对核电厂安全管理的影响是深远的。
首先，PSA强调了系统安全性能的定量分析，相对于传统的定性分析方法，更加客观和可靠。
其次，PSA强调了事故的可能性和后果的综合评估，使得安全措施的制定更加全面、全面和合理。
此外，PSA提供了一种重要的方法来评估和管理核电厂的风险，帮助管理者做出科学决策，确保核电厂的安全运行。
然而，PSA也存在一些限制和挑战。
首先，PSA的建模假设和参数选择对评估结果有重要影响，因此需要依靠丰富的经验和实际数据来支持。
核事故应急后果评价系统研究综述
参考内容
引言
随着核能技术的广泛应用，核电厂已成为全球能源供应的重要支柱。然而， 核事故的风险始终存在，一旦发生核事故，将对人类和环境造成极大的危害。因 此，核电厂核事故应急疏散研究具有重要意义，它能帮助我们有效地应对核事故， 减少人员伤亡和财产损失。
核电厂核事故概述
核电厂核事故是指核反应过程中发生的意外事件，导致放射性物质泄漏并可 能对人员和环境造成危害。这些事故可能由多种原因引起，如设备故障、人为错 误、自然灾害等。核事故的危害范围广泛，可能对现场人员、周边居民和环境造 成辐射损伤、环境污染等影响。因此，应急疏散是降低核事故风险的重要措施之 一。
核电厂核事故应急疏散研究现状
目前，各国在核电厂核事故应急疏散方面进行了大量研究。在应急疏散预案 方面，主要针对不同等级的核事故制定相应的疏散路线和措施，以确保现场人员 和周边居民在最短时间内得到疏散。在应急疏散路线方面，通常会预先规划好多 种疏散路线，并定期进行演练和评估。在应急疏散设施方面，包括应急撤离避难 所、应急救援队伍、医疗救护设施等，以确保人员得到及时救治和保护。
结论
本次演示对核事故应急后果评价系统的研究进行了全面综述，总结了该系统 的设计原理、组成部分、应用领域、发展历程、存在的问题和挑战。通过对前人 研究成果的深入剖析，本次演示认为未来研究应以下方向：提高数据质量、优化 模型精度和速度、完善后果评估模块、优化人机交互界面等。希望本次演示能为 相关领域的研究者提供有益的参考，为推动核事故应急后果评价系统的进步贡献 力量。
5、跨区域合作：应加强不同地区、不同国家之间的合作，共同应对核事故 风险。通过信息共享、资源整合和技术交流，可以更好地应对大规模的核事故。
结论
本次演示对核电厂核事故应急疏散进行了研究，总结了当前存在的问题并提 出了相应的对策和建议。核事故的风险不容忽视，只有不断完善应急疏散研究， 提高防范意识和应对能力，才能有效地减少人员伤亡和财产损失。因此，我们应 该充分重视核电厂核事故应急疏散工作的重要性，不断推进相关研究和设施建设， 为保障人类和环境的安全做出积极贡献。
境外核事故放射性后果评价软件_RADCON_的开发及应用_李冰
I － 131 I － 132 I － 133 I － 134 I － 135 Ag － 111 Ag － 112 Ba － 139 Ba － 140 Br － 83 Ce － 143 Eu － 157 In － 117m La － 140 La － 141 La － 142 Mo － 99 Nb － 97
·核试验后评价所考虑的核素
核爆炸 产 生 引 起 外 照 射 的 主 要 核 素 有： 137 Cs 和 短 寿 命 核 素95 Zr、106 Ｒu、140 Ba、103 Ｒu 和 141 Ce等； 引 起 内 照 射 的 主 要 核 素 有： 14 C、90 Sr、 144 Ce、3 H、131 I、239，240，241 Pu、241 Am 和89 Sr 等。根据
相关资料，按 0. 5 天冷却时间结果给出的释放
源项约有 300 多种，根据释放活度占总贡献的
大小以及公众照射剂量后量计算中剂量转换
因子的大小筛选出主要核素，这些核素包含在
自定义源项表 1 中的 72 种核素内。
表 1 自定义源项的核素表 Tab. 1 Source term list specified by user
·110·
辐射防护
第 34 卷 第 2 期
（ 2） 需有可靠的全球范围内的区域气象数 值预报产品的支持，为气载放射性污染物的迁 移、扩散提供必要的气象预报场；
反应堆事故后果评估技术的研究与应用
反应堆事故后果评估技术的研究与应用随着现代社会科技的不断进步，核能是一个不可忽视的能源来源。
对于许多国家来说，核能是其主要的能源来源之一。
但是，与核能相关的各种风险也在不断提高。
尤其是在以核能发电为主要能源的国家如日本，自上世纪70年代以来，日本一直在用核能源来满足国内的能源需求。
然而，反应堆事故直接给日本带来了巨大的损失，这一事件不仅令国际社会深刻认识到核能源所带来的潜在危险，也促使各国对反应堆事故后果评估技术展开了更深入的研究和应用。
反应堆事故后果评估技术是一项关键技术，其主要目的是发现事故可能对生态环境、人类健康和经济社会生活等方面造成的影响。
反应堆事故后果评估技术可概括为以下三个方面：首先是根据核事故情况评估放射性物质释放、扩散范围和持续时间的影响。
其次是评估个体和群体暴露于放射性物质所造成的伤害及其概率。
最后则是根据事故的影响，对当地的人口健康、环境和经济生活造成的影响进行评估。
因为反应堆事故的后果评估是一项在不可预见情况下应对危机的技术，因此其方法和程序必须符合科学性、实用性和可重复性的要求。
对其进行评估时，需要结合多项技术，如气象、地质学和通讯技术，同时也需要借助大量的实地数据和试验数据。
一些来自邻近国家的专家还可以提供一定帮助。
通过这样的技术手段，我们可以更加精细、准确地评估反应堆事故对人类健康和生态环境等造成的影响。
在研究和应用反应堆事故后果评估技术时，需要重视以下几个方面：首先是确保评估的准确性和安全性。
因此，在评估前需要对评估区域进行比较完整的监测，以确保评估过程的安全和最终结果的准确性。
其次是提高人民对核能的知情及安全意识。
这涉及到对于不同层面的群众普及核能知识和反应堆事故应对措施。
通过政府和附属机构的教育普及、媒体的宣传等渠道，人民在面对核能风险时，能够主动采取相应措施确保自身安全，减少核能所带来的风险。
最后则是加强国际合作和技术交流，避免出现国家间的隔阂，协调各国在核能使用中的政策和战略，进一步推动反应堆事故后果评估技术的研究和应用。
核事故后果评价与决策支持系统
核事故后果评价与决策支持系统
核应急是控制、减轻核与辐射事故可能造成的人身伤害、财产损失及环境破坏的有效措施，也是有效处置核与辐射突发事件、保障公共安全的重要方面。
根据我国相关的法律法规，各核电站和拥有核设施的相关的单位都应当建立应急系统，进行应急演习，其中事故后果评价与应急决策支持是应急系统中必不可少的一部分。
实施放射性污染物质污染预测评价和应急决策支持，因其对突发事件能表现出快速响应，为应急决策提供技术支持，现已成为各国应对核设施事故以及核恐怖的重要技术手段之一。
核事故后果评价与决策支持系统能在核电站发生事故情况下，完成事故后果的及时评估，并根据事故后果生成决策支持方案。
该系统建成后能达到以下目标：（1）该系统具有快速评价和仿真计算两种独立的评价模式，具有可视化的数据输入和计算结果输出功能，数据输入内容和格式能满足计算模块的需求。
（2）该系统应具有GIS地图展示功能，并能在GIS平台上进行辅助数据生成功能。
（3）该系统应具有完善的数据库，数据库的开发应严格遵从数据库设计；
（4）该系统应具有完善的用户管理，项目管理及日志管理功能；
（5）该系统应具有对计算结果在GIS地图上的二维和三维展示功能。
事故状态评价在核事故应急决策中的应用
，
回路 的体 积 、质 量 和能 量 平衡 ，并 考 虑 进 出
一
、
二 回 路 的 质 量 和 热 量 ，如 安 注 、破 口流
量 、上 冲 下泄 、二 回路排 污流 量 、辅 助 给 水 流 量 以及 堆 芯余 热 等 因素后 ，计 算 出预 计 离 反 应 堆 堆芯 发 生损 伤 时 的剩余 时 间 。
价 包括事故状 态评价和事故后 果评价 两个方面。本文主要介 绍事故状 态评价技术在核 事
故 应 急 决 策 中的应 用情 况 。
关键词 ：核 电厂 ；事故状 态评价 ；应急决策
了关注机组的当前 的安全状态外 ，还需要关注 其未来的状态 ，因此 ，事故状态评价通 常分为
两 个 方 面 ：诊 断和 预测 。诊 断 是指 对 事 故 机 组
２ １年 第 １ ０１ 期
ＮＯ １ ２ １ ． ． ０１
核 安 全
Ｎｕ ｌａ ａ ｅｙ ｃｅ ｒＳ ｆｔ
事 故 态 评 价 核 事 故 应 急 决 策 中 的 应 用 状 在
杨 玲
（ 境保护部核 与辐射安 全 中心 ，北 京 １ ０ ８ ） 环 ０ ０２
摘 要 ：事故评价是核 电厂应 急状 态下进行 防护行 动决策的重要技 术基础 。事故评
据服务器上读取事故机组的实时测量参数。
－
口尺寸 、预 测 离 堆 芯 将 会 发 生 失 水 时 的剩 余 时
５４ －
２ １ 年 第 １期 ０１
ＮＯ １ ２ １ ． ． ０ １
核 安 全
Ｎｕ ｌ ｒ Ｓ ｆｔ ｃｅ ａｅｙ ａ
间 、氢气是否会燃烧 蓝导致安全壳破损 以及失 水事故下释放到环境 中的源项等 。此外 ，其 中
田湾核电站场外事故后果评价系统——TW-NAOCAS
Ａｂ ｔａ ｔ Ｆ ｏ ｔｅ ｎ ｅ ｓｏ ａ ｗａ ｓｒ ｃ ｒ ｍ ｅ ｄ ｆＴｉｎ ｎ ＮＰＰ’ ａ ｌ ｍｅ ｇ ｎ ｙ ｍａ ａ ｅ ｎ ．ａｃ ｍｐ ｅ ｅ ｓｖ ｕ ｌａ ｃ ｉｅ ｔ ｈ Ｓｅ ｒｙｅ ｒｅ ｃ ｎ ｇ ｍｅ ｔ ｏ ｒｈ ｎ ｉｅｎ ｃｅ ｒａ ｃｄ ｎ ｃ ｎ ｅ ｕｅ ｃ ｓ ｅ ｓ ｎ ｙ ｔｍ ｏ ｓ ｑ ｎ ｅ ａ ｓ ｓｍｅ ｔｓ ｓｅ ＴＷ－ ＮＡＯＣＡＳ，ｄ ｓｇ ｅ ｏ ｈ ａ ｉ ｓ ｅｓ ｎ ｆｎ ｃｅ ｒａ ｃｄ ｎａ — ｅ ｉｎ ｄ ｆｒｔｅ ｒ ｌｔ ｅ ｍｅ ａ ｓ ｓｍｅ ｔｏ ｕ ｌａ ｃ ｉｅ ｔｌ ｒ ｅ
１ 引 言
尽管核 电厂 有 严 格 的管 理 及 纵 深 防御 措 施 ， 但并 不能完 全排 除发 生事故 的可 能 。在核 事故 应 急时 ， 必须对 实施 旨在 减 少 居 民辐 射 后 果 的防 护 措 施 还是取 消这些 措施 作 出决策 。这些 干预都 是 根据 国家 的计划 或 建 议 而作 出的 ， 划 和建 议 通 计
Ｓｃｏｅ Ｊｍ ｄｌｎ ｒ ｍ ａ ｓ ． ｒ ｈ ｔｃ ｉ ｏ
Ｋｅ ｒ ｓ： Ｎｕ ｌａ ｃ ｉ ｅ ｔ ｌ Ｃｏ ｓ ｑｕ ｎ ｅ ａ ｓ ｓｍｅ ｔｓ ｓｅ Ｔｉｎｗａ ＮＰＰ ｙ ｗｏ ｄ ｃｅ ｒ ａ ｃｄ ｎ ａ ｎ ｅ ｅ ｃ ｓ ｅｓ ｎ ｙ ｔｍ ａ ｎ
（ 中国辐射 防护研 究院 ， 太原 ，３０６ ． ０００ ；１ 山西大 学 ， 太原 ，３０６ ０００ ）
Ｙ ｏＲ ｎ ｉ Ｈ ｏＨ ｎｗ ｉ Ｈ ａ ｇ ｉ Ｑ ａ ｉ ｄｎ Ｈ ｒａｇ ａ ｅｔ ａ ｏｇ ｅ ａ ｕｎ ｅ Ｊ 。 ｉ Ｑｎ ａｇ ｕＥｂｎ ｏ ｇ
核辐射事故的影响评估与预测
核辐射事故的影响评估与预测近年来，核能作为一种清洁、高效的能源形式，得到了广泛的应用和发展。
然而，核能的利用也带来了一定的风险，核辐射事故的发生时有所闻。
核辐射事故不仅对人类健康和环境造成了巨大的危害，还对社会经济产生了深远的影响。
因此，对核辐射事故的影响进行评估与预测，具有重要的意义。
核辐射事故的影响评估是对事故后果的系统分析和评价。
首先，评估需要考虑辐射源的性质、释放量、释放方式等因素。
核辐射事故通常会释放出放射性物质，如核燃料、放射性废物等，这些物质会对人体和环境产生辐射影响。
评估需要对辐射源的特性进行详细的分析，以便更好地预测其可能的影响范围和程度。
其次，评估需要考虑事故发生地的环境条件和人口分布。
不同的地理环境和气象条件会对辐射的传播和扩散产生影响。
评估需要结合地理信息系统和气象数据，对事故发生地的地形、气候、水文等因素进行综合分析，以便准确预测辐射的传播路径和范围。
同时，评估还需要考虑事故发生地的人口分布情况，以确定可能受到辐射影响的人群数量和分布情况。
此外，评估还需要考虑不同接触途径对人体健康的影响。
辐射对人体的影响主要有三种途径：内照射、外照射和摄入。
内照射是指放射性物质进入人体内部，通过辐射释放能量；外照射是指人体直接暴露在辐射源附近，受到辐射的影响；摄入是指人体通过饮食、吸入等方式摄入放射性物质。
评估需要对不同接触途径的影响进行详细的分析，以便更好地评估辐射对人体健康的潜在风险。
在评估的基础上，预测核辐射事故的影响是对未来可能发生的事故后果进行推测和预测。
预测需要结合评估的结果和事故发生地的特点，利用数学模型和计算机模拟技术，对辐射的传播和扩散进行模拟和预测。
预测的结果可以为事故应急救援和防护措施的制定提供科学依据，帮助决策者更好地应对可能发生的事故。
然而，核辐射事故的影响评估与预测存在一定的困难和不确定性。
首先，核辐射事故的发生是一个复杂的系统过程，涉及多个因素的相互作用。
核泄漏事故的风险评估与预警系统构建
核泄漏事故的风险评估与预警系统构建概述核泄漏事故是一种严重的灾难性事件，其影响范围广泛，对人类和环境造成巨大危害。
为了及时发现核泄漏事故并采取措施进行防范和处理，建立风险评估与预警系统是至关重要的。
本文将探讨核泄漏事故的风险评估方法以及预警系统的构建。
1. 核泄漏事故风险评估方法核泄漏事故风险评估是通过对潜在事故发生概率和事故后果的分析来确定核泄漏事故风险大小的过程。
以下是一些常用的核泄漏事故风险评估方法：1.1 事件树分析事件树分析基于树状结构，从事故的起因开始，沿着不同的路径推演出各种可能的结果。
通过对每个路径的概率和严重性进行定量分析，可以评估核泄漏事故的风险。
1.2 故障树分析故障树分析是一种逆推的分析方法，从事故结果反推回事故原因，通过组合不同的故障事件，分析其发生的概率和可能导致的后果，来评估核泄漏事故风险。
1.3 事件序列分析事件序列分析是通过分析不同事件之间的时序关系来评估核泄漏事故的风险。
通过建立事件之间的因果关系图，可以识别出导致核泄漏事故的关键因素，进而评估风险。
2. 核泄漏事故预警系统构建核泄漏事故预警系统是用来监测、识别并预测核泄漏事故的可能发生，以便及时采取措施进行干预和应对的系统。
以下是核泄漏事故预警系统的构建要点：2.1 数据收集与监测核泄漏事故预警系统需要收集各种与核泄漏事故相关的数据，包括核电厂设备状态、环境监测数据等。
通过建立数据采集和监测系统，可以实时获取各项指标的数据，并进行实时监测和分析。
2.2 风险评估模型建立基于前文提到的核泄漏事故风险评估方法，可以建立相应的风险评估模型，通过对数据的分析和计算，评估核泄漏事故的风险程度。
风险评估模型可以采用一些统计学或数学模型来支持决策。
2.3 预警模型构建与优化预警模型是核泄漏事故预警系统的核心部分，它基于历史数据和风险评估模型的结果，通过建立预警指标和阈值来判断是否存在核泄漏事故的潜在风险。
预警模型的建立需要不断优化和改进，以提高预警的准确性和及时性。
美升级核电厂严重事故厂外后果评价软件MACCS
美升级核电厂严重事故厂外后果评价软件MACCS
王兴春;张焰
【期刊名称】《国外核新闻》
【年(卷),期】2022()3
【摘要】【美国桑迪亚国家实验室网站2022年2月16日报道】美国桑迪亚国家实验室(SNL)近日完成对核电厂严重事故后果评价软件MACCS的升级。
美国核管会(NRC)和全球核工业界因此能够使用该软件对核电厂事故厂外后果进行更好的评价。
MACCS还可以评价先进反应堆和模块化小堆可能带来的健康和环境风险。
此次升级后,MACCS能够对离反应堆厂房更近位置的事故后果进行模拟。
【总页数】1页(P21-21)
【作者】王兴春;张焰
【作者单位】中核战略规划研究总院
【正文语种】中文
【中图分类】TM6
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1.核电厂严重事故下双层安全壳环形空间通风系统延迟投运的放射性后果影响分析
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核事故后果评价与应急决策支持系统研究
核事故后果评价与应急决策支持系统研究
王川;周昌;郑谦
【期刊名称】《核电子学与探测技术》
【年(卷),期】2013(033)005
【摘要】对比分析了国内外在核事故后果评价/应急决策支持系统领域开展的研究进展与成果,重点介绍了美国的NARAC系统、日本的WSPEEDI系统以及欧共体的RODOS系统的开发情况及主要性能.通过回顾我国核事故决策支持系统的发展概况,以及国内外现有核事故应急决策支持系统亟待解决的问题,讨论了下一代核事故应急决策支持系统的发展方向.
【总页数】5页(P647-651)
【作者】王川;周昌;郑谦
【作者单位】海军医学研究所,上海 200433;92330部队,青岛 266000;92330部队,青岛 266000
【正文语种】中文
【中图分类】X84
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第23卷第1期(总第133期)辐射防护通讯2003年2月・进展与评述・核事故后果评价系统的进展与比较Com parison and Advance ofConsequences A ssessment System for N uclear A ccident胡二邦 姚仁太 宣义仁 辛存田(中国辐射防护研究院,太原,030006)Hu Er bang Yao Rentai Xuan Yiren Xin Cuntian(China Institute for Radiation Pr otectio n,Taiyuan,030006)摘 要 对国内外若干主要的核事故后果评价系统,如美国的AR AC、日本的SPEEDI、欧共体的R ODO S、中国的CRO DOS等的性能进行了概述与比较。
对核事故后果评价中的主要组成部分,如大气扩散模型、动态食物链模型、防护措施、干预水平及计算防护措施有效性中所需的屏蔽因子、居址因子等的国内外概况与进展进行了评述。
关键词:核事故 后果评价 大气扩散 动态食物链 防护措施中图分类号:T L73 文献标识码:A 文章编号:1004-6356(2003)01-0006-08Abstract The quality of several m ain co nsequences assessment systems fo r nuclear accident such as ARAC(U SA)、SPEEDI(Japan)、RODOS(CE)and CRODOS(China)are summarized and com-pared.T he review of sever al m ain com ponents of Accident Co nsequences Assessm ent(ACA) sy stem such as atmospher ic dispersion model、dynam ic food-chain model、protective m easur e and shielding factor and o ccupancy facto r used in calculating effectiv ness o f pr otectiv e measure is de-scribed.Key words: Nuclear accident C onsequence assessment Atmospheric dispersionDynamic food-chain Protective measure1 核事故后果评价系统的进展与比较1.1核事故后果评价系统进展概况(1)美国ARAC20世纪80年代国际上的实时剂量评价系统以美国的LLNL[1](劳伦斯・利弗莫尔国立实验所)的ARAC(Atmospheric Release Adv isory Ca-pability)为最先进。
LLNL在20世纪70年代中期建立和检验了ARAC的原型操作系统。
至今, ARAC系统已为160多个实际的或潜在的事件以及重大的演习作了响应,其中包括1979年3月的三里岛事故以及1986年4月的切尔诺贝利事故。
它有能力为100个厂址提供应急响应服务,能够同时执行3个应急设施评价任务,能在接到用户通知后的15min之内给出初步的估算结果,45min之内给出完整的计算结果。
现在ARAC已发展到第三代ARA C-3。
在新模型中的诊断风场和扩散模型中应用了随地形变化的坐标系,即用连续地形替代了过去的台阶式地形;新模型中采用了新的拉格朗日粒子传输和扩散模型LODI,替代了以往的高斯和梯度扩散混合模型ADPIC,新模型中的天气预报模式产生48h的预报风场,分辨率达15km,每24h更新1次。
(2)日本SPEEDI[2]1982年3月日本原子力研究所完成了关于SPEEDI(Sy stem fo r Predictio n of Environmental Emergency Dose Inform ation)基本结构的设计和报告的第一版。
SPEEDI包括中心计算机设备和自动数据采集网络系统。
后者采集全日本14个核¹收稿日期:2002-09-09作者简介:胡二邦(1940-),男,1964年毕业于清华大学辐射防护专业,研究员。
电站周围的环境监测、地形和气象数据。
SPEEDI 系统在区域(200km×200km)范围内可获得几十个自动气象站数据,在局地尺度(50km×50 km)范围,一般可获得5～6个自动气象站数据。
目前,SPEEDI已发展成全球范围的W SPEEDI。
WSPEEDI的大气模型包含3个子模型,分别对国内、国外与全球范围采用不同的3套风场与扩散模型,后者应用全球气象预报(GSM)数据。
WSPEEDI主要发展了下述3方面的功能:¹天气流体力学模型以预报详细的气象条件;º根据环境监测数据和大气扩散模型反推事故源项;»发展了一个国际数据通讯网原型,在应急情况下交换大气扩散和环境数据。
目前WSPEEDI与ARAC已建立数据通讯联系,并对1997年日本PNC放射性废物沥青固化厂火灾、1998年5月30日发生的西班牙Algecir as的137Cs释放和1999年9月30日日本T okai的JCO核燃料加工厂的临界事故进行了3次合作活动。
(3)意大利ARIES意大利国家核研究院(ENEA)于20世纪80年代初把美国ARAC的M AT HEW、ADPIC程序移植到自己的应急评价计算系统中,成为ARIES[3](Accident Release Impact Evaluation System)。
ARIES所采用的大气弥散模式为意大利国家核能研究院(EN EA)开发的第三代连续烟团大气弥散评价模式SPADE。
SPADE是一个拉格朗日短距离连续烟团模式,用来估算平坦或缓和起伏地形某点源附近的地面空气浓度和沉积。
此模式能较好地描述20km范围内的烟羽行为,基本上适用于20km～50km范围。
计算范围内划分为20×20个方形网格,最多可计算100个接受位置上的浓度值。
(4)欧共体RODOS[4]RODOS(Real-time On-line Decision Sup-por t)是一个实时在线厂外应急管理的决策支持系统,它是一个综合的并能在整个欧洲得到广泛应用的系统。
此系统的开发始于1990年,参加此项研究的有德、法、英、丹麦、瑞典等国的研究所。
该系统由下述4个子系统组成:即操作子系统(OSY)、分析子系统(ASY)、对策子系统(CSY)和评价子系统(ESY)。
该系统将开发出RO-DOSPV5.0版本,并开展DAONEM计划(场外核应急管理数据同化方法与不确定性评估)和DSSNET计划(建立场外核应急管理实用决策支持系统的一体化国际网络)。
(5)法国CONRAD该系统由法国核安全防护研究所(IPSN)于1992年完成。
大气扩散采用高斯烟羽模式,天气类型分正常扩散及弱扩散两类,能计算30km范围内不同距离不同方向的大气中核素的瞬时和时间积分浓度,C外照、吸入、地面沉积3个途径的潜在剂量。
(6)秦山核电厂实时剂量评价系统[5,6]该系统是我国第一个核电厂实时剂量评价系统,由中国辐射防护研究院(中辐院)于1992年完成。
它包含实时评价系统、快速评价系统、快速估算手册、风洞模拟实验4个部分。
实时评价系统中风场采用地形随坐标三维质量守恒诊断模式、大气扩散采用拉格朗日动态烟团模式,剂量给出潜在剂量,在数据输入后10min给出输出结果。
(7)广东省核电站核事故场外后果预测评价系统[7]该系统由广东省核电办组织清华大学、北京大学、中国科学院大气所自1993年开始筹划完成的,包括数据收集和输入、后果评价和管理3个部分。
天气预报及浓度估算分近场与远场2类。
近场采用中尺度准静力动力学模式(MESO)进行风场和温度场预测,并配合随机游走模式(RWM)模拟大气扩散,远场通过3a历史资料建立事故排放点与关心点之间流动的浓度场的相关流型。
采用的模式有:中尺度风场诊断模式、动力学模式、行星边界层流径量非均匀和非平衡性参数模型、蒙卡多源模式。
(8)CRODOS此系统是RODOS系统3.0版本的中国化,由中国原子能研究院、清华大学核能源、中辐院、中国核工业总公司计算机所于1996～2001年完成。
CRODOS在引入的RODOS3.0版本的3个子系统(操作、分析、对策)基础上增加开发了评价子系统,对引进的3个子系统按中国的国情(气象、地形、人口、建筑物等)及新导则的精神作了修改与补充。
(9)田湾核电厂事故场外后果评价系统该评价系统由中辐院承担、目前正在进行中,其包含快速评价系统(采用高斯烟羽模式、2d的预期剂量、隐蔽2d与撤离7d的可避免剂量)、实时评价系统(准静力学风场预报模式、拉格朗日烟团模式、采用烟团分裂模型、防护对策及可避免剂核事故后果评价系统的进展与比较 胡二邦量)和估算手册。
1.2核事故后果评价系统的比较核事故应急决策系统可以分4个层次。
第一层次依据地理和人口等数据做出粗略决策(GIS);第二层次依据源项监测数据、浓度场、剂量场进行决策(A SY);第三层次依据各类防护行动的可避免剂量和剩余剂量与相应的干预水平比较进行决策(CSY);第四层次在第三层次的基础上再考虑经济代价、健康效应、公众心理、社会影响诸因素进行优化决策(ESY)。
表1给出核事故应急决策支持系统之间的比较。
表1 核事故应急决策支持系统的比较名称开发单位开发时间决策层次风场模式大气扩散模式剂量计算输出ARAC 美国:LLNL20世纪70年代第二层次质量守恒三维风场诊断模式M AT HEW,第三代采用地形随坐标,预报风场能给出未来24h数据早期快速采用高斯烟羽模式,实时采用三维粒子弥散模式ADPIC;现采用拉格朗日粒子传输扩散模型LODI潜在剂量全球范围,源点周围5km的浓度场和剂量场SPEEDI→WS PEEDI 日本原子力研究所1982第二层次早期采用三维质量守恒诊断风场W IN DO4,现采用3套不同风场以适用于国内、国外与全球早期主系统采用随机步行模型PRW-DA,局地采用烟团模型LSSPU FF,现与风场配套。
对国内、国外与全球采用3套不同模型潜在剂量风场、浓度场、剂量场RODOS欧共体1990～1993第三层次预报风场、LIN-COM诊断风场拉格朗日烟团模型RIM PU FF,采用烟羽模型ATS TEP7d潜在剂量,正常生活剂量,采用防护行动时的剂量。
动态食物链FDM T,水途径40km×40k m范围内每个网格(1k m×1k m)的风场、浓度场、潜在剂量、正常生活剂量、防护行动区域秦山实时评价系统中辐院1988～1992第二层次地形随动坐标三维诊断风场W IN DF快速采用高斯烟羽模式;实时采用拉格朗日动态烟团模型QSPAM RC外照、吸入、地面外照3个途径的潜在剂量半径80k m范围内的风场、浓度场、剂量场广东省核电站事故后果评价系统清华大学、北京大学、中科院大气所1993～第三层次近场,中尺度准静力动力学模型M E SO;远场,历史资料相关分析近场随机游走模式RW M;远场,蒙卡方法预期剂量、可避免剂量、剩余剂量快速6min,20km;复杂模型给出80km风场、浓度场、剂量场、防护行动区域CRODOS 原子能院、清华、中辐院、计算机所1996～2001第四层次风场预报采用国家气象局预报与LINCOM诊断风场相结合同RODOS2d预期剂量(确定性效应)、隐蔽2d、撤离7d、服碘片的可避免剂量(随机效应)40km×40k m每个网格的风场、浓度场、预期剂量。