CN105280258B - 一种核电厂事故应急响应方法 - Google Patents
一种核电厂事故应急响应方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN105280258B CN105280258B CN201510591560.3A CN201510591560A CN105280258B CN 105280258 B CN105280258 B CN 105280258B CN 201510591560 A CN201510591560 A CN 201510591560A CN 105280258 B CN105280258 B CN 105280258B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- class
- accident
- power plant
- nuclear power
- source term
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Active
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明涉及一种核电厂事故应急响应方法，包括如下步骤：S100、将核电厂事故源项分类，确定每一类的事故源项的放射性释放份额；S200、确定每一类故源源项的实时比活度和放射性释放率；S300、将所述每一类的事故源项的放射性释放份额和所述每一类故源源项的放射性释放率导入核电厂严重事故分析软件，得到应急响应屏蔽、撤离距离和区域。本发明通过准确获取每一类的事故源项的放射性释放份额、实时比活度和放射性释放率，进而通过核电厂严重事故分析软件获得放射性覆盖图，直观指引规定剂量距离内的人员进行隐蔽或者撤离，保护相关人员的生命安全。
Description
技术领域
本发明涉及核电事故处理技术，更具体的说，涉及一种核电厂事故应急响应方法。
背景技术
核电厂发生严重事故时，堆芯燃料熔化导致压力容器失效，大量放射性进入安全壳并泄漏释放进入环境，将影响核电厂厂区内和厂区外居民的生命安全。
核电厂事故应急响应是进行放射性释放距离和区域内的人体全身和甲状腺的辐射剂量计算，并给出放射性释放剂量超过法规规定的距离和覆盖区域并提示超过法规规定剂量距离内的人员进行隐蔽或者撤离。应急响应是正确评估释放到环境的放射性对人体全身和甲状腺的辐射剂量是否超过法规要求的剂量限值，如果释放的放射性使全身和甲状腺辐照剂量分别超过厂区应急水平(1mSv和5mSv)，厂区相关人员要进入隐蔽，如果释放的放射性使全身和甲状腺辐照剂量分别超过厂外应急水平(0.1Sv和1Sv)，厂区内外人员要撤离相关区域，以保护人员的生命安全。
发明内容
本发明所要解决的技术问题在于：提供一种核电厂事故应急响应方法，解决现有技术无法准确指引相关人员进行隐蔽或者撤离的问题。
本发明解决上述问题的技术方案为：提供一种核电厂事故应急响应方法，包括如下步骤：
S100、将核电厂事故源项分类，并通过如下公式确定每一类的事故源项的放射性释放份额：
事故源项
式中：
j－事故源项序号；
Fj,i－第j类事故源项的第i核素的放射性积存量份额；
Rj,i－第j类事故源项的第i核素的实时放射性释放质量；
Cj,i－第j类事故源项的第i核素的固有质量比活度；
Tj,T－第j类事故源项的放射性总积存量；
N－每一类事故源项包括的核素总数；
S200、通过如下公式确定每一类故源源项的实时比活度和放射性释放率：
比活度
式中：Vc－安全壳内的空气总质量；
放射性释放率j＝比活度j×剂量转换因子j (3)；
S300、将所述每一类的事故源项的放射性释放份额和所述每一类故源源项的放射性释放率导入核电厂严重事故分析软件，得到应急响应屏蔽、撤离距离和区域。
在本发明提供的核电厂事故应急响应方法中，所述步骤S100中，将核电厂事故源项分为九类，其中：
第一类包括核素KR-85、KR-85M、KR-87、KR-88、XE-133、XE-135；
第二类包括核素I-131、I-132、I-133、I-134、I-135；
第三类包括核素RB-86、CS-134、CS-136、CS-137；
第四类包括核素SB-127、SB-129、TE-127、TE-127M、TE-129、TE-129M、TE-131M、TE-132；
第五类包括核素SR-89、SR-90、SR-91、SR-92；
第六类包括核素MO-99、TC-99M、RU-103、RU-105、RU-106、RH-105、CO-58、CO-60；
第七类包括核素Y-90、Y-91、Y-92、Y-93、ZR-95、ZR-97、NB-95、LA-140、LA-141、LA-142、PR-143、ND-147、AM-241、CM-242、CM-244；
第八类包括核素CE-141、CE-143、CE-144、NP-239、PU-238、PU-239、PU-240、PU-241；
第九类包括核素BA-139、BA-140。
在本发明提供的核电厂事故应急响应方法中，所述步骤S100中，所述第j类事故源项的第i核素的实时放射性释放质量，通过核电厂定点剂量测量仪实时测量得到，或者通过模拟软件模拟得到。
在本发明提供的核电厂事故应急响应方法中，所述步骤S200中，每一类事故源项的剂量转换因子不同，分别为：
第一类事故源项的剂量转换因子为2.76E-14；
第二类事故源项的剂量转换因子为2.16E-13；
第三类事故源项的剂量转换因子为4.41E-14；
第四类事故源项的剂量转换因子为1.97E-14；
第五类事故源项的剂量转换因子为3.05E-14；
第六类事故源项的剂量转换因子为1.20E-14；
第七类事故源项的剂量转换因子为2.54E-14；
第八类事故源项的剂量转换因子为2.98E-15；
第九类事故源项的剂量转换因子为4.29E-15。
在本发明提供的核电厂事故应急响应方法中，所述步骤S300中还包括，获取核电厂周围风速信息，导入核电厂严重事故分析软件，得到有风情形下的应急响应屏蔽、撤离距离和区域。
在本发明提供的核电厂事故应急响应方法中，所述核电厂周围风速信息通过核电厂风速测量仪实时测量得到，或者直接使用同期历史风速。
实施本发明，具有如下有益效果：本发明通过准确获取每一类的事故源项的放射性释放份额、实时比活度和放射性释放率，进而通过核电厂严重事故分析软件获得放射性覆盖图，直观指引规定剂量距离内的人员进行隐蔽或者撤离，保护相关人员的生命安全。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。
图1是本发明核电厂事故应急响应方法较佳实施例的工作流程图；
图2是核电厂区域划分的结构示意图；
图3(A)是放射性释放覆盖厂区的放射性覆盖图；
图3(B)是放射性释放到厂区外5公里的放射性覆盖图；
图3(C)是放射性释放到厂区外10公里的放射性覆盖图；
图3(D)是同时显示撤离区域和隐蔽区域的放射性覆盖图。
具体实施方式
下面将结合实施例，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述。
核电厂严重事故分析软件是一种用于核电事故处理分析的常用软件，输入准确的事故源项的放射性释放份额、放射性释放率、风速等参数，即可获得完整的屏蔽、撤离数据，但是上述参数的准确获取一直是本领域的技术难点。本发明的主要创新点在于，将核电厂事故源项分类，并依次为基础逐一确定每一类的事故源项的放射性释放份额、实时比活度和放射性释放率，获得足够准确的参数以便核电厂严重事故分析软件用于计算。
图1示出了本发明核电厂事故应急响应方法较佳实施例的工作流程，如图1所示，本实施例的核电厂事故应急响应方法，包括如下步骤：
S100、将核电厂事故源项分类，并通过如下公式确定每一类的事故源项的放射性释放份额：
事故源项
式中：
j－事故源项序号；
Fj,i－第j类事故源项的第i核素的放射性积存量份额；
Rj,i－第j类事故源项的第i核素的实时放射性释放质量(kg)；
Cj,i－第j类事故源项的第i核素的固有质量比活度(Bq/kg或者Ci/kg或者Sv/kg)；
Tj,T－第j类事故源项的放射性总积存量(Bq或者Ci或者Sv)；
N－每一类事故源项包括的核素总数；
S200、通过如下公式确定每一类故源源项的实时比活度和放射性释放率：
比活度
式中：Vc－安全壳内的空气总质量；
放射性释放率j＝比活度j×剂量转换因子j (3)；
在式(3)中，不同距离内的剂量转换因子或者比活度是不同的，所以不同距离内的释放率也不同；
S300、将所述每一类的事故源项的放射性释放份额和所述每一类故源源项的放射性释放率导入核电厂严重事故分析软件，得到应急响应屏蔽、撤离距离和区域。
在本实施例中，确定核电厂应急响应与撤离的核心，是确定事故发生以后的放射性释放份额，即每一类事故源项的放射性释放份额。事故源项有9类，表1给出了9类事故源项的名称和限值。
表1 事故源项的名称和限值
| 名称 | Xe/Ke | I | Cs | Te | Sr | Ru | La | Ce | Ba |
| 限值 | 0.76 | 0.16 | 0.16 | 0.31 | 0.1 | 0.052 | 0.022 | 0.07 | 0.1 |
优选的，所述步骤S100中，将核电厂事故源项分为九类，其中：
第一类包括核素KR-85、KR-85M、KR-87、KR-88、XE-133、XE-135；
第二类包括核素I-131、I-132、I-133、I-134、I-135；
第三类包括核素RB-86、CS-134、CS-136、CS-137；
第四类包括核素SB-127、SB-129、TE-127、TE-127M、TE-129、TE-129M、TE-131M、TE-132；
第五类包括核素SR-89、SR-90、SR-91、SR-92；
第六类包括核素MO-99、TC-99M、RU-103、RU-105、RU-106、RH-105、CO-58、CO-60；
第七类包括核素Y-90、Y-91、Y-92、Y-93、ZR-95、ZR-97、NB-95、LA-140、LA-141、LA-142、PR-143、ND-147、AM-241、CM-242、CM-244；
第八类包括核素CE-141、CE-143、CE-144、NP-239、PU-238、PU-239、PU-240、PU-241；
第九类包括核素BA-139、BA-140。
每一类事故源项与核素之间的关系如表2所示。如果核电厂事故应急响应用于核电厂应急响应专用设备，可以通过核电厂定点剂量测量仪测量第j类事故源项的第i核素的实时放射性释放质量，并计算得到每一类事故源项的放射性释放份额；
如果核电厂应急响应用于核电厂建造选址或者环境影响评价报告和安全分析或者仿真(或者应急演习)，第j类事故源项的第i核素的实时放射性释放质量模拟软件得到，并计算得到每一类事故源项的放射性释放份额。
表2 9类事故源项与60种核素之间的关系
优选的，所述步骤S200中，每一类事故源项的剂量转换因子不同，分别为，具体如表3所示。
表3 9类射性物质的剂量转换因子
优选的，所述步骤S300中还包括，获取核电厂周围风速信息，导入核电厂严重事故分析软件，得到有风情形下的应急响应屏蔽、撤离距离和区域。放射性传播距离和区域与事故发生时的风速有关，因此要得到事故时的放射性传播距离和区域内的风速。所述核电厂周围风速信息通过核电厂风速测量仪实时测量得到，或者直接使用同期历史风速。
图2示出了核电厂区域划分的结构示意图，如图2所示，应急响应屏蔽、撤离距离和区域是使用核电厂严重事故分析软件计算的。应急屏蔽、撤离距离和区域以核电厂为中点，划分为16个内三角形区域。核电厂严重事故分析软件根据测量的核电厂周围的360度方向的任意一个方向的风速和9类事故源项的放射性释放份额，实时计算出每一个时刻放射性释放到风向方向的需要人员屏蔽或者撤离的距离和覆盖区域，并且在计算机屏幕上连续不断的实时显示放射性释放的距离和覆盖的区域、风向和风速。
图3(A)示出了放射性释放覆盖厂区的放射性覆盖图，如图3(A)所示，当风向正北、风速＝5m/s时，核电厂的厂区内的全身剂量和甲状腺剂量分别超过1mSV和5mSv时，计算机屏幕上将显示出如图3(A)所示的放射性覆盖图，表明厂区人员将要屏蔽；
图3(B)示出了放射性释放到厂区外5公里的放射性覆盖图，如图(B)所示，当风向正北、风速＝5m/s时，核电厂的厂区外5公里距离内的全身剂量和甲状腺剂量分别超过0.1SV和1Sv时，计算机屏幕上将显示出如图3(B)所示的放射性覆盖图，表明厂区外5公里距离的覆盖区内的人员将要撤离；
图3(C)示出了放射性释放到厂区外10公里的放射性覆盖图，如图3(C)所示，当风向正北、风速＝5m/s时，核电厂的厂区外10公里距离内的全身剂量和甲状腺剂量分别超过0.1SV和1Sv时，计算机屏幕上将显示出如图3(C)所示的放射性覆盖图，表明厂区外10公里距离的覆盖区内的人员将要撤离；
图3(D)示出了同时显示撤离区域和隐蔽区域的放射性覆盖图，如图3(D)所示，核电厂严重事故分析软件可以同时给出两种测量区域，例如屏蔽区域(浅灰色)、撤离区域(深灰色)，当然，屏幕显示时也可以采用彩色显示，例如屏蔽区域(黄色)、撤离区域(橙色)。风向正北、风速＝5m/s、正北方向10公里全身和甲状腺剂量超过0.1Sv和1Sv需撤离，10公里～15公里需要屏蔽。直观显示为核电厂的应急撤离提供重要依据。
显然，上面描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动的前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。
Claims (5)
1.一种核电厂事故应急响应方法，其特征在于，包括如下步骤：
S100、将核电厂事故源项分类，并通过如下公式确定每一类的事故源项的放射性释放份额：
式中：
j－事故源项序号；
Fj,i－第j类事故源项的第i核素的放射性积存量份额；
Rj,i－第j类事故源项的第i核素的实时放射性释放质量；
Cj,i－第j类事故源项的第i核素的固有质量比活度；
Tj,T－第j类事故源项的放射性总积存量；
N－每一类事故源项包括的核素总数；
S200、通过如下公式确定每一类故源源项的实时比活度和放射性释放率：
式中：Vc－安全壳内的空气总质量；
放射性释放率j＝比活度j×剂量转换因子j (3)；
S300、将所述每一类的事故源项的放射性释放份额和所述每一类故源源项的放射性释放率导入核电厂严重事故分析软件，得到应急响应屏蔽、撤离距离和区域；
其中，所述步骤S100中，将核电厂事故源项分为九类，其中：
第一类包括核素KR-85、KR-85M、KR-87、KR-88、XE-133、XE-135；
第二类包括核素I-131、I-132、I-133、I-134、I-135；
第三类包括核素RB-86、CS-134、CS-136、CS-137；
第四类包括核素SB-127、SB-129、TE-127、TE-127M、TE-129、TE-129M、TE-131M、TE-132；
第五类包括核素SR-89、SR-90、SR-91、SR-92；
第六类包括核素MO-99、TC-99M、RU-103、RU-105、RU-106、RH-105、CO-58、CO-60；
第七类包括核素Y-90、Y-91、Y-92、Y-93、ZR-95、ZR-97、NB-95、LA-140、LA-141、LA-142、PR-143、ND-147、AM-241、CM-242、CM-244；
第八类包括核素CE-141、CE-143、CE-144、NP-239、PU-238、PU-239、PU-240、PU-241；
第九类包括核素BA-139、BA-140。
2.根据权利要求1所述的核电厂事故应急响应方法，其特征在于，所述步骤S100中，所述第j类事故源项的第i核素的实时放射性释放质量，通过核电厂定点剂量测量仪实时测量得到，或者通过模拟软件模拟得到。
3.根据权利要求1所述的核电厂事故应急响应方法，其特征在于，所述步骤S200中，每一类事故源项的剂量转换因子不同，分别为：
第一类事故源项的剂量转换因子为2.76E-14；
第二类事故源项的剂量转换因子为2.16E-13；
第三类事故源项的剂量转换因子为4.41E-14；
第四类事故源项的剂量转换因子为1.97E-14；
第五类事故源项的剂量转换因子为3.05E-14；
第六类事故源项的剂量转换因子为1.20E-14；
第七类事故源项的剂量转换因子为2.54E-14；
第八类事故源项的剂量转换因子为2.98E-15；
第九类事故源项的剂量转换因子为4.29E-15。
4.根据权利要求1所述的核电厂事故应急响应方法，其特征在于，所述步骤S300中还包括，获取核电厂周围风速信息，导入核电厂严重事故分析软件，得到有风情形下的应急响应屏蔽、撤离距离和区域。
5.根据权利要求4所述的核电厂事故应急响应方法，其特征在于，所述核电厂周围风速信息通过核电厂风速测量仪实时测量得到，或者直接使用同期历史风速。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN201510591560.3A CN105280258B (zh) | 2015-09-16 | 2015-09-16 | 一种核电厂事故应急响应方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN201510591560.3A CN105280258B (zh) | 2015-09-16 | 2015-09-16 | 一种核电厂事故应急响应方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN105280258A CN105280258A (zh) | 2016-01-27 |
| CN105280258B true CN105280258B (zh) | 2017-09-29 |
Family
ID=55149121
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN201510591560.3A Active CN105280258B (zh) | 2015-09-16 | 2015-09-16 | 一种核电厂事故应急响应方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN105280258B (zh) |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN109035950A (zh) * | 2018-07-13 | 2018-12-18 | 马鞍山钢铁股份有限公司 | 一种苯加氢装置苯类泄漏三维仿真应急处置设计方法 |
| CN109977544A (zh) * | 2019-03-26 | 2019-07-05 | 华南理工大学 | 一种气载放射性核素131i在中尺度范围内弥散的模拟方法 |
| CN110991809B (zh) * | 2019-11-06 | 2022-11-15 | 中国辐射防护研究院 | 一种基于华龙一号的堆芯积存量实时估算方法 |
| CN114220564A (zh) * | 2021-11-02 | 2022-03-22 | 中国核电工程有限公司 | 一种基于放射性释放的安全壳卸压策略确定方法 |
Family Cites Families (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2012230069A (ja) * | 2011-04-27 | 2012-11-22 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力施設の補助電源装置 |
| JP5758692B2 (ja) * | 2011-04-28 | 2015-08-05 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラントの監視制御システム |
-
2015
- 2015-09-16 CN CN201510591560.3A patent/CN105280258B/zh active Active
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN105280258A (zh) | 2016-01-27 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Jaeger | Engineering Compendium on Radiation Shielding: Volume I: Shielding Fundamentals and Methods | |
| CN105280258B (zh) | 一种核电厂事故应急响应方法 | |
| CN106528926B (zh) | 一种地下核电站烟羽应急计划区划分方法 | |
| Malizia et al. | Comparison of software for rescue operation planning during an accident in a nuclear power plant | |
| Zheng et al. | Application of a 3D Discrete Ordinates-Monte Carlo coupling method to deep-penetration shielding calculation | |
| CN106814384B (zh) | 核电厂点源辐射源强逆推方法及点源辐射源强逆推系统 | |
| Li et al. | A fast simulation method for radiation maps using interpolation in a virtual environment | |
| Gyamfi et al. | Radiological risk assessment of a proposed site for a generic VVER-1000 using HotSpot and InterRas codes | |
| Dąbrowski et al. | Application of atmospheric dispersion modelling in finding optimal locations of early warning stations around a nuclear power plant | |
| CN105468831B (zh) | 一种反应堆工程仿真机辐射值仿真方法 | |
| Jazbec et al. | Delayed gamma radiation simulation in case of loss of water event using Monte Carlo method | |
| Mlakar et al. | Relative doses instead of relative concentrations for the determination of the consequences of the radiological atmospheric releases | |
| Pang et al. | Individual dosimetry in disposal repository of heat-generating nuclear waste | |
| Dubeau et al. | Eye-lens dose rate conversion factors due to hot particles and surface contaminations on the cornea | |
| RU2619364C1 (ru) | Способ обучения оператора поиску и идентификации радиоактивно-загрязнённой местности | |
| Chi Young et al. | THE ADVANCED NUCLEAR 3S EDUCATION AND TRAINING (ANSET) PROGRAM OF TOKYO TECH:(2) 3S EXERCISES | |
| Lulik et al. | Is an exclusion zone needed for a small modular reactor? | |
| Walters et al. | A response function methodology to calculate induced fission neutron flux distribution in an active interrogation system | |
| Klemen et al. | On the development of radiation tolerant surveillance camera from consumer-grade components | |
| Magill et al. | Web-based Education &Training for Illicit Trafficking and Consequence Management associated with Nuclear and Radiological Terrorism | |
| CN106991265A (zh) | 核电厂面源辐射源强逆推方法及面源辐射源强逆推系统 | |
| CN106991620A (zh) | 核电厂线源面源组合的复合辐射源强逆推方法及系统 | |
| Guo et al. | Investigation of the Reactor Decommissioning Dose Field Calculation and Virtual Simulation Techniques: Preliminary Design for the Decommissioning of the First Heavy Water Research Reactor (HWRR) Reactor in China | |
| Bowen et al. | NEFCD All-Hands Meeting–Overview of Nuclear Criticality, Radiation Transport, and Safety (NCRTS) Section [Slides] | |
| Otero et al. | A desktop application for automatic gamma spectroscopy analysis with deep learning |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| C06 | Publication | ||
| PB01 | Publication | ||
| C10 | Entry into substantive examination | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| GR01 | Patent grant | ||
| GR01 | Patent grant |