CN110458461B - 核动力厂多堆事故放射性后果评价方法 - Google Patents
核动力厂多堆事故放射性后果评价方法 Download PDFInfo
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Abstract
本发明公开了一种核动力厂多堆事故放射性后果评价方法，包括包括如下步骤：(1)对发生事故的反应堆进行排序；(2)计算每个事故反应堆的释放源强权重因子；(3)迭加计算得到等效源坐标和源强权重因子；(4)生成得到开始释放时间序列和释放时长序列，计算得到开始释放时间偏移量序列，计算得到等效源释放时长，拆分计算时间段及各项释放源，在同一时间原点上迭加生成等效源的释放源项；(5)迭加计算得到等效源实际排放高度；(6)以等效源中心坐标为原点，建立平面直角坐标系，计算放射性物质的浓度场数据；(7)计算放射性物质的剂量场数据。本发明的核动力厂多堆事故放射性后果评价方法能够有效减少迭加计算的偏差。
Description
技术领域
本发明具体涉及一种核动力厂多堆事故放射性后果评价方法。
背景技术
核事故后果评价的主要目的是了解已经发生的事故类别和规模，计算、预测或估计事故的后果，使决策成为可能。核事故后果评价的主要步骤是：①利用事故源项及气象条件计算放射性物质在大气中的弥散；②根据放射性物质的浓度分布，估算及预测公众潜在受照剂量。
对于多堆核动力厂的事故后果的迭加计算，目前常用的方法分为两类：
1.分别计算单个反应堆事故所致的放射性物质浓度后果和剂量后果，然后将所有结果在一个包络的评价范围内进行网格迭加计算，得到最终的事故后果；该方法最为精确，但耗时较长，不利于核事故早期的快速后果评价和应急响应；
2.将发生事故的所有反应堆合并为一个等效源，以此等效源的相关参数和气象条件计算最终的事故后果。该方法虽然计算耗时较短，可用于核事故早期的快速评价，但是其目前的计算方式仍然存在一定偏差。
发明内容
有鉴于此，为了克服现有技术的缺陷，本发明的目的是提供一种改进的核动力厂多堆事故放射性后果评价方法，其能够有效减少迭加计算的偏差。
为了达到上述目的，本发明采用以下的技术方案：
一种核动力厂多堆事故放射性后果评价方法，包括如下步骤：
(1)反应堆排序：对已发生事故的全部事故反应堆进行排序，得到排序后的事故反应堆序列；
(2)计算释放源强权重因子：采集事故反应堆的放射性核素释放量信息和释放时长信息，以计算每个事故反应堆的释放源强权重因子，得到与所述事故反应堆序列对应的源强权重因子序列；
(3)计算等效源中心坐标:设定等效源初始坐标以及等效源初始源强权重因子，对事故反应堆序列及源强权重因子序列逐一执行迭加计算等效源坐标和源强权重因子，完成全部事故反应堆迭加计算后最终得到等效源中心坐标；
(4)计算等效源释放源项：根据步骤(1)中的事故反应堆序列得到开始释放时间序列和释放时长序列，以最小开始释放时间为原点计算得到开始释放时间偏移量序列，然后计算得到等效源释放时长，拆分计算时间段及各释放源项得到拆分后的释放源项序列，在同一时间原点上迭加生成等效源的释放源项；
(5)计算等效源实际排放高度:设定等效源初始实际排放高度，对事故反应堆序列逐一执行迭加计算得到等效源实际排放高度；
(6)计算浓度场：以步骤(3)中的等效源中心坐标为原点，建立平面直角坐标系，输入步骤(4)中得到的等效源的释放源项、步骤(5)中得到的等效源实际排放高度以及外部气象参数，计算放射性物质的浓度场数据；
(7)计算剂量场：根据步骤(6)得到的浓度场数据，匹配得到放射性物质的剂量场数据，根据所述剂量场数据评价多堆事故放射性后果。
优选地，所述步骤(1)反应堆排序中得到的事故反应堆序列为[R1,…,Rn]；所述步骤(2)计算释放源强权重因子中得到的源强权重因子序列为[Q1,…,Qn]。
优选地，所述步骤(2)中释放源强权重因子的评价方法为：Qn＝∑i∑jAi,j,n/Tn，其中Ai,j,n为反应堆Rn的放射性核素释放量，Tn为反应堆Rn的总释放时长，下标i为释放时段索引，j为释放核素索引。步骤(2)引入释放源强权重因子参数，可用于步骤(3)中等效源中心坐标的计算，即考虑源强大小对于等效源中心坐标偏移的影响，能够有效提升等效源中心坐标计算的准确性。
优选地，所述步骤(3)等效源中心坐标的计算包括以下步骤:
(3.1)设定等效源初始坐标(XEQ,YEQ)为发生事故的事故反应堆序列中R1的坐标(X1,Y1)，即：XEQ＝X1，YEQ＝Y1；
(3.2)设定等效源初始源强权重因子QEQ＝Q1；
(3.3)设定i＝2，计算合并入反应堆Ri后的等效源坐标为：
XEQ'＝(QEQXEQ+QiXi)/(QEQ+Qi)
YEQ'＝(QEQYEQ+QiYi)/(QEQ+Qi)
同时，计算合并后的等效源的源强权重因子为：
EEQ'＝QEQ+Qi
(3.4)依次递增i的值，将计算得到的XEQ'、YEQ'、QEQ'代入步骤(3.3)中的XEQ、YEQ、QEQ并执行步骤(3.3)的计算，直至完成所有事故反应堆坐标的迭加计算，得到最终的等效源坐标(XEQ',YEQ')。
步骤(3)采用在考虑源强大小对于等效源中心坐标偏移的前提下，逐个计算等效源中心坐标的方法，其能够有效提升等效源中心坐标的计算准确性。
优选地，所述步骤(4)等效源释放源项的计算包括如下步骤：
(4.1)根据事故反应堆序列，得到对应的开始释放时间序列[BT1,…,BTn]和释放时长序列[T1,…,Tn]；
(4.2)取开始释放时间序列[BT1,…,BTn]中的最小值为时间原点BT0，通过公式ΔTn＝BTn-BT0计算得到开始释放时间偏移量序列[ΔT1,…,ΔTn]；
(4.3)计算等效源释放时长，取开始释放时间偏移量序列[ΔT1,…,ΔTn]和释放时长序列[T1,…,Tn]的对应和的最大值为TEQ：
TEQ＝MAX([ΔT1+T1,…,ΔTn+Tn])
(4.4)以1秒为基本时间单元拆分TEQ时间段，同时以1秒为基本时间单元依次拆分反应堆序列中的各释放源项，形成拆分后的释放源项序列[STM1,…,STMn]，根据开始释放时间偏移量序列[ΔT1,…,ΔTn]，在时间原点BT0的基础上迭加生成等效源的释放源项STMEQ。
步骤(4)考虑多个反应堆发生事故时，释放的起始时间可能是不一样的。因此在一个统一的时间原点上对所有源项进行同化计算，生成等效源的释放源项。步骤(4)的方法能够更好地适应多堆事故非同时释放的场景，有效提升等效源释放源项的计算准确性。
优选地，所述步骤(5)等效源实际排放高度的计算包括以下步骤:
(5.1)设定等效源初始排放高度HEQ为事故反应堆序列中R1的实际排放高度，即：
HEQ＝Hs,1+ΔH1
其中Hs,1、ΔH1分别为R1的初始释放高度和烟羽抬升高度；
(5.2)设定i＝2，计算合并入反应堆Ri后的等效源实际排放高度为：
(5.3)依次递增i的值，将计算得到的HEQ'代入步骤(5.2)中的HEQ并执行步骤(5.2)的计算，直至完成所有事故反应堆实际释放高度的迭加计算，从而得到最终的等效源实际排放高度HEQ'。
步骤(5)基于迭代的方法，逐个计算等效源的实际排放高度，能够有效提升等效源实际排放高度的计算准确性。
优选地，所述步骤(6)浓度场的计算包括以下步骤:
(6.1)以等效源坐标(XEQ',YEQ')为原点，正东方向为X轴方向，正北方向为Y轴方向，建立平面直角坐标系；
(6.2)根据设定的计算评价范围、网格单元边长，输入等效源的释放源项STMEQ、实际排放高度HEQ'、气象数据、扩散参数、紊流参数，根据国标(GB/T17680.11-2008核电厂应急计划与准备准则第11部分：应急响应时的场外放射评价准则)的要求采用相应的大气扩散模式计算放射性物质的浓度场数据。
优选地，所述气象数据包括风速、风向、大气稳定度和降雨量。
优选地，根据步骤(6)得到的浓度场数据，采用国标(GB/T 17982-2018核事故应急情况下公众受照剂量估算的模式和参数)记载的剂量模式计算剂量场数据，即放射性物质在环境中的剂量率以及对公众产生的剂量后果。
与现有技术相比，本发明的有益之处在于：本发明的核动力厂多堆事故放射性后果评价方法，针对于多堆事故非同时释放的场景进行了计算优化，能够有效减少迭加计算的偏差，改进了核动力厂多堆事故后果迭加计算中“将所有反应堆合并为一个等效源”方法的缺陷。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例中的技术方案，下面将对实施例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为本发明改进的核动力厂多堆事故放射性后果评价方法的流程图。
具体实施方式
为了使本技术领域的人员更好地理解本发明的技术方案，下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分的实施例，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前提下所获得的所有其他实施例，都应当属于本发明保护的范围。
参照图1所示，本实施例的核动力厂多堆事故放射性后果评价方法，具体包括以下步骤：
1.反应堆排序
按照编号对发生事故的n(n＞1)个反应堆进行排序，得到排序后的事故反应堆序列[R1,…,Rn]。
2.释放源强权重因子计算
计算每个事故反应堆的释放源强权重因子，得到对应的源强权重因子序列[Q1,…,Qn]，评价方法如下：
Qn＝∑i∑jAi,j,n/Tn
其中，Ai,j,n为反应堆Rn的放射性核素释放量，其中下标i为释放时段索引、j为释放核素索引，Tn为反应堆Rn的总释放时长。
该步骤引入释放源强权重因子参数，可用于步骤3中等效源中心坐标计算，即考虑源强大小对于等效源中心坐标偏移的影响，能够有效提升等效源中心坐标计算的准确性。
3.等效源中心坐标计算
在考虑源强大小对于等效源中心坐标偏移的前提下，逐个计算等效源中心的坐标。该步骤和方法可有效提升等效源中心坐标的计算准确性。具体步骤如下：
3.1.设定等效源初始坐标(XEQ,YEQ)为发生事故的事故反应堆序列中R1的坐标
(X1,Y1)，即：
XEQ＝X1
YEQ＝Y1
3.2.设定等效源初始源强权重因子QEQ＝Q1。
3.3.设定i＝2，计算合并入反应堆Ri后的等效源坐标为：
XEQ'＝(QEQXEQ+QiXi)/(QEQ+Qi)
YEQ'＝(QEQYEQ+QiYi)/(QEQ+Qi)
同时，计算合并后的等效源的源强权重因子为：
QEQ'＝QEQ+Qi
3.4.依次递增i的值，将计算得到的XEQ'、YEE'、EEE'代入步骤3.3中的XEQ、YEQ、
QEE并执行步骤3.3的计算，直至完成所有事故反应堆坐标的迭加计算，从而得到最终的等效源坐标(XEQ',YEQ')。
4.等效源释放源项计算
在考虑多个反应堆发生事故时，释放的起始时间可能是不一样的。因此在一个统一的时间原点上对所有源项进行同化计算，生成等效源的释放源项，使得该步骤和方法可较好的适应多堆事故非同时释放的场景，能够有效提升等效源释放源项的计算准确性。具体步骤如下：
4.1.根据事故反应堆序列，得到对应的开始释放时间序列[BT1,…,BTn]和释放时长序列[T1,…,Tn]。
4.2.取开始释放时间序列[BT1,…,BTn]中的最小值为时间原点BT0，计算得到开始释放时间偏移量序列[ΔT1,…,ΔTn]：
ΔTn＝BTn-BT0
4.3.计算等效源释放时长，取开始释放时间偏移量序列[ΔT1,…,ΔTn]和释放时长序列[T1,…,Tn]的对应和的最大值为TEQ：
TEQ＝MAX([ΔT1+T1,…,ΔTn+Tn])
4.4.以1秒为基本时间单元拆分TEQ时间段，同时以1秒为基本时间单元依次拆分反应堆序列中的各释放源项，形成拆分后的释放源项序列
[STM1,…,STMn]，根据开始释放时间偏移量序列[ΔT1,…,ΔTn]，在时间原点BT0的基础上迭加生成等效源的释放源项STMEQ。
5.等效源实际排放高度计算
该步骤基本思路为：基于迭代的方法，逐个计算等效源的实际排放高度。该步骤和方法可有效提升等效源实际排放高度的计算准确性。具体步骤如下：
5.1.设定等效源实际排放高度HEQ为事故反应堆序列中R1的实际排放高度，即：
HEQ＝Hs,1+ΔH1
其中Hs,1、ΔH1分别为R1的初始释放高度和烟羽抬升高度；
5.2.设定i＝2，计算合并入反应堆Ri后的等效源实际排放高度为：
5.3.依次递增i的值，将计算得到的HEQ'代入步骤5.2中的HEQ并执行步骤5.2的计算，直至完成所有事故反应堆实际释放高度的迭加计算，从而得到最终的等效源实际排放高度HEQ'。
6.浓度场计算：
6.1.以步骤3中得到的等效源坐标(XEQ',YEQ')为原点，正东方向为X轴方向，正北方向为Y轴方向，建立平面直角坐标系。
6.2.根据设定的计算评价范围、网格单元边长，输入步骤4中计算得到的等效源的释放源项STMEQ、步骤5中计算得到的实际排放高度HEQ、外部气象数据(风速、风向、大气稳定度、降雨量)、扩散参数、紊流参数等，根据国标(GB/T 17680.11-2008核电厂应急计划与准备准则第11部分：应急响应时的场外放射评价准则)的要求采用相应的大气扩散模式计算放射性物质的浓度场数据。
7.剂量场计算：根据步骤6得到的浓度场数据，采用国标(GB/T 17982-2018核事故应急情况下公众受照剂量估算的模式和参数)记载的剂量模式计算放射性物质在环境中的剂量率以及对公众产生的剂量后果。
本发明的核动力厂多堆事故放射性后果评价方法，针对于多堆事故非同时释放的场景进行了计算优化，能够有效减少迭加计算的偏差，改进了核动力厂多堆事故后果迭加计算中“将所有反应堆合并为一个等效源”方法的缺陷。
上述实施例只为说明本发明的技术构思及特点，其目的在于让熟悉此项技术的人士能够了解本发明的内容并据以实施，并不能以此限制本发明的保护范围，凡根据本发明精神实质所作的等效变化或修饰，都应涵盖在本发明的保护范围之内。
Claims (8)
1.一种核动力厂多堆事故放射性后果评价方法，其特征在于：包括如下步骤：
(1)反应堆排序：对已发生事故的全部事故反应堆进行排序，得到排序后的事故反应堆序列；
(2)计算释放源强权重因子：采集事故反应堆的放射性核素释放量信息和释放时长信息，以计算每个事故反应堆的释放源强权重因子，得到与所述事故反应堆序列对应的源强权重因子序列；
(3)计算等效源中心坐标：设定等效源初始坐标以及等效源初始源强权重因子，对事故反应堆序列及源强权重因子序列逐一执行迭加计算等效源坐标和源强权重因子，完成全部事故反应堆迭加计算后最终得到等效源中心坐标；
(4)计算等效源释放源项：根据步骤(1)中的事故反应堆序列得到开始释放时间序列和释放时长序列，以最小开始释放时间为原点计算得到开始释放时间偏移量序列，然后计算得到等效源释放时长，拆分计算时间段及各释放源项得到拆分后的释放源项序列，在同一时间原点上迭加生成等效源的释放源项；
(5)计算等效源实际排放高度：设定等效源初始实际排放高度，对事故反应堆序列逐一执行迭加计算得到等效源实际排放高度；
(6)计算浓度场：以步骤(3)中的等效源中心坐标为原点，建立平面直角坐标系，输入步骤(4)中得到的等效源的释放源项、步骤(5)中得到的等效源实际排放高度以及外部气象参数，计算放射性物质的浓度场数据；
(7)计算剂量场：根据步骤(6)得到的浓度场数据，匹配得到放射性物质的剂量场数据，根据所述剂量场数据评价多堆事故放射性后果。
2.根据权利要求1所述的一种核动力厂多堆事故放射性后果评价方法，其特征在于：所述步骤(1)反应堆排序中得到的事故反应堆序列为[R1，…，Rn]；所述步骤(2)计算释放源强权重因子中得到的源强权重因子序列为[Q1，…，Qn]。
3.根据权利要求1所述的一种核动力厂多堆事故放射性后果评价方法，其特征在于：所述步骤(2)中释放源强权重因子的评价方法为：Qn＝∑i∑jAi，j，n/Tn，其中Ai，j，n为反应堆Rn的放射性核素释放量，Tn为反应堆Rn的总释放时长，下标i为释放时段索引，j为释放核素索引。
4.根据权利要求2所述的一种核动力厂多堆事故放射性后果评价方法，其特征在于：所述步骤(3)等效源中心坐标的计算包括以下步骤：
(3.1)设定等效源初始坐标(XEQ，YEQ)为发生事故的事故反应堆序列中R1的坐标(X1，Y1)：XEQ＝X1，YEQ＝Y1；
(3.2)设定等效源初始源强权重因子QEQ＝Q1；
(3.3)设定i＝2，计算合并入反应堆Ri后的等效源坐标为：
XEQ′＝(QEQXEQ+QiXi)/(QEQ+Qi)
YEQ′＝(QEQYEQ+QiYi)/(QEQ+Qi)
同时，计算合并后的等效源的源强权重因子为：
QEQ′＝QEQ+Qi
(3.4)依次递增i的值，将计算得到的XEQ′、YEQ′、QEQ′代入步骤(3.3)中的XEQ、YEQ、QEQ并执行步骤(3.3)的计算，直至完成所有事故反应堆坐标的迭加计算，得到最终的等效源坐标(XEQ′，YEQ′)。
5.根据权利要求1所述的一种核动力厂多堆事故放射性后果评价方法，其特征在于：所述步骤(4)等效源释放源项的计算包括如下步骤：
(4.1)根据事故反应堆序列，得到对应的开始释放时间序列[BT1，…，BTn]和释放时长序列[T1，…，Tn]；
(4.2)取开始释放时间序列[BT1，…，BTn]中的最小值为时间原点BT0，通过公式ΔTn＝BTn-BT0计算得到开始释放时间偏移量序列[ΔT1，…，ΔTn]；
(4.3)计算等效源释放时长，取开始释放时间偏移量序列[ΔT1，…，ΔTn]和释放时长序列[T1，…，Tn]的对应和的最大值为TEQ：
TEQ＝MAX([ΔT1+T1，...，ΔTn+Tn])
(4.4)以1秒为基本时间单元拆分TEQ时间段，同时以1秒为基本时间单元依次拆分反应堆序列中的各释放源项，形成拆分后的释放源项序列[STM1，…，STMn]，根据开始释放时间偏移量序列[ΔT1，…，ΔTn]，在时间原点BT0的基础上迭加生成等效源的释放源项STMEQ。
6.根据权利要求1所述的一种核动力厂多堆事故放射性后果评价方法，其特征在于：所述步骤(5)等效源实际排放高度的计算包括以下步骤：
(5.1)设定等效源初始实际排放高度HEQ为事故反应堆序列中R1的实际排放高度：
HEQ＝Hs，1+ΔH1
其中Hs，1、ΔH1分别为R1的初始释放高度和烟羽抬升高度；
(5.2)设定i＝2，计算合并入反应堆Ri后的等效源实际排放高度为：
(5.3)依次递增i的值，将计算得到的HEQ′代入步骤(5.2)中的HEQ并执行步骤(5.2)的计算，直至完成所有事故反应堆实际释放高度的迭加计算，从而得到最终的等效源实际排放高度HEQ′。
7.根据权利要求1所述的一种核动力厂多堆事故放射性后果评价方法，其特征在于：所述步骤(6)浓度场的计算包括以下步骤：
(6.1)以等效源坐标(XEQ′，YEQ′)为原点，正东方向为X轴方向，正北方向为Y轴方向，建立平面直角坐标系；
(6.2)根据设定的计算评价范围、网格单元边长，输入等效源的释放源项STMEQ、实际排放高度HEQ′、外部气象参数、扩散参数、紊流参数，采用大气扩散模式计算放射性物质的浓度场数据。
8.根据权利要求1所述的一种核动力厂多堆事故放射性后果评价方法，其特征在于：所述外部气象参数包括风速、风向、大气稳定度和降雨量。
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| Publication number | Publication date |
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