核电厂址事故大气弥散因子计算的实验与理论研究
胡二邦1 姚仁太1 高占荣1 陈家宜2 张茂栓1 乔清党1
(1.中国辐射防
护研究院,太原 030006 2.北京大学环境科学中心,北京 100871)
摘要 在目前常用的计算核电厂事故概率大气扩散因子的模式基础上提出了考虑内边界层影响的计算模式,根据某待建滨海核电厂址大气弥散实验的实测参数,分别采用本模式和常用模式估算了厂址边界015km 处的最终评价用事故概率扩散因子和各途径的剂量及有效剂量.计算结果表明,无论是事故概率扩散因子还是个人有效剂量,本模式给出的值都是常用模式的519倍.因此,在不能忽略内边界层出现频率的滨海厂址,必须考虑内边界层对事故扩散因子与剂量的影响.关键词 滨海核电厂址;事故排放;大气扩散因子;模式与参数.
Calculation of atmospheric dispersion factor for accident release from coastal nuclear power
HU Erbang,YAO Rentai,GAO Zhanrong,ZHA NG M aoshuan,Q IAO Q ingdang
(China Institute for Rad ia -
tion Protectioin,Taiyuan 030006)
CHEN Jiayi
(Environment Science Center,Peking University,Beijing 100871)
Abstract A model of calculating t he probabilistic atmospheric dispersion fact or for accident release from nuclear power plant (NPP),in which the effect of int ernal bound layer was t aken into account ,was pro -posed.The final accident probabilistic dispersion factor used to evaluate dose,the dose for eac h pat hway and the individual effec t ive dose at the bound of a c oastal N PP (0.5km from the coastline)were est imat -ed.T he measured parameters from field atmosphere dispersion experiment on sit e of a NPP were applied.T he result showed that not only the value of accident probabilistic dispersion fac t or but also t he value of individual effect ive dose predicted were 5.9times higher than those derived by a traditional model.Hence,the effect of internal bound layer on t he accident dispersion factor and dose must be taken int o account for c oastal NPP when t he frequency occurring internal bound layer is too high to be neglected.Keywor ds coastal nuclear power plant,accident release,at mospheric dispersion factor,modeling.
我们于1995年4月到1996年4月在我国东部沿海某待建核电厂址进行了为期一年的大
气弥散野外试验,为编写选址环评报告提供有关基础数据.实验结果表明,该核电厂址出现海陆风与内边界层的频率较高.在进行分析与计算中发现,目前国内外计算核电厂事故扩散因子的有关导则[1)3]中均未考虑内边界层的影响.在类似本核电厂址那样的内边界层出现频率不能忽略的滨海核电厂址,在计算事故概率扩散因子中,如何考虑内边界层的影响,考虑内边界层影响的模式与目前国内外常用模式给出的事故概率扩散因子及最终的事故剂量有多大区别,本文作了有益的探索.
1 考虑内边界层影响的滨海核电厂址事故概率扩散因子的计算111 考虑内边界层影响的事故概率扩散因子估算模式
第19卷第5期1999年9月
环 境 科 学 学 报
ACTA SCIENT IAE CIRCUM STANT IAE
V ol.19,No.5Sept.,1999
假定事故时,安全壳完好,污染物从烟囱释放,考虑到烟囱高度(6213m)低于反应堆安全壳(5614m)高度的215倍,其事故扩散因子可由下述一组公式决定[1]:
V/Q=1/ u10(P R Y R Z+A/2)(1)
V/Q=1/ u10(3P R Y R Z)(2)
V/Q=1/ u10P2Y R Z)(3)式中,
u10表示10m高度测得的平均风速,A为与风向垂直的反应堆面积,本待建核电厂的A 值为2400m2.2y由下式给出:
2y=(R2y+R2y0)1/2(4)式中,R y0表示建筑物扰动引起的水平方向初始扩散参数.
(1)对于D、E、F类天气,且
u10小于6m/s时,(V/Q)由式(1)与式(2)中的大者与式(3)相比,取此中小者,则由下式给出:
(V/Q)=min
1
u10P2Y R z
,m ax
1
u10(P R y R z+A/2)
,
1
u10(3P R y R z)(5)
对于 u10\6m/s或天气类型为A、B、C时,按照文献[1](V/Q)由式(1)与式(2)两者中的大者给出,此时未考虑内边界层的影响.对于内边界层影响不能忽略的滨海核电厂址、在向岸流时必须考虑内边界层的影响,故本文作如下修正,即在向岸流情况下(V/Q)须由式(1)、式(2)两者中的大者与内边界层均匀混合浓度(本文取方位平均值)210322P/
u10xH f j(x)相比中的大者给出,此中H f j(x)为下风向距离x处的内边界层高度,具体表达式如下.
(2)当 u10\6m/s时,或天气类型为A、B、C且风向为离岸流时,(V/Q)由式(1)与式(2)两者中的大者给出,其表达式为:
(V/Q)=max
1
u10(P R y R z+A/2)
,
1
u10(3P R y R z)(6)
(3)对于A、B、C类天气,且风向为向岸流时,应考虑内热边界层造成的污染,(V/Q)应由式(1)和式(2)中的大者与内边界层均匀混合浓度比较中的大者给出,其表达式为:
(V/Q)=max1
u10(P R y R z+A/2),
1
u10(3P R y R z)
,
2.0322P
u10xH f j(x)
(7)
112有关参数的实验测定
11211向岸流和离岸流的出现频率我们在待建厂址的百米气象铁塔的4个高度(10m、30 m、70m、100m)的悬臂上安装了风、温传感器,进行了为期一年(1995-04-16)1996-04-15)逐时观测,其观测数据的有效率分别高达99192%(温度数据)和99186%(风数据).根据厂址地形特征,我们把N、NE、NNE、WSW、W、WNW、NW和NNW定为离岸流,把ENE、E、ESE、SE、SSE、S、SSW和SW风定为向岸流.表1给出70m和10m高度测得的向岸流与离岸流的月、季和年出现频率.
11212内边界层出现频率及其高度待建厂址所在地区的海陆热差、山地和平地的热差使得中尺度风场的扰动和日夜演变成通常的现象.这些海陆风和上下坡风及山谷风都可使污染物出现往复搬运,这里我们把它们都视为有污染物气象学意义的/海陆风事件日0.表2给出/海陆风事件日0(包括山谷风效应)出现频率.
472环境科学学报19卷
表1 待建核电厂址向岸流、离岸流的出现频率(%)
T able 1 Fr equencies of onshore and offshore flows o n the site of nuclear pow er plant to be built (%)
高度,m 月45679910111212370向岸风32178491326613073145551223114812179121005124171901516822100离岸风67122501683317026155441786815287121881009417682110841327810010
向岸风321824513264129761655619332129813871944144171301415721154离岸风
67118
54168
35171
2313543107
67171
91162
92106
95156
82170
85143
78146
高度,m 春季夏季秋季冬季全年70向岸风3417165104181821218832196离岸风651293419681118871126710410
向岸风3312365199161041210431180离岸风
66177
34101
83196
87196
68120
表2 海陆风日出现频率F m
T able 2 Frequency (F m )of the sea and land breezes
月 份频率备注
1995、1996年4月3010%可作为春季平均值1995年7月3515%可作为夏季平均值1995年10月615%可作为秋季平均值1996年1月
2910%
可作为冬季平均值
除铁塔测量外,我们于1995年7月5日至8月15日在离海岸不同距离的3个地点同步进行大气边界层低空探测.冬季只在其中一处进行
为期15天的观测.每天观测8次.此外还利用NOVA -12和NOVA -14极轨卫星遥感信息反演海面和陆面区域性表面温度.
根据上述观测数据分析,获得本地区内热边界层(TIBL)的高度实用公式如下:
H 2f j =25x [1-exp (-x
1/2
/50)](8)
11213 扩散参数的实验测定 本项目主要根据湍流测量数据应用Drax ler 方法估算扩散参数.本项目的塔层湍流特征测量分冬、夏两季进行.夏季(1995年7月4日至19日)在气象塔顶平台和27m 高度处横臂上各安装一台三轴风速仪和超声风温仪,获356组数据,冬季(1996
年1月3日至11日),只在27m 处安装超声风温仪,获183组数据.
表3 离岸流扩散参数
T able 3 O ffshore diffusiion parameters
稳定度P y ,离q y,离P z ,离q z ,离B(A)0.3510.870.2600.85C 0.3050.860.2400.81D 0.2710.850.2200.78E 0.2390.830.3200.65F
0.215
0.79
0.420
0.54
由实验结果获得了分别相应于向岸流与离岸流的扩散参数推荐值.但对于事故释放而言,应视为地面源,因而无论是向岸流还是离岸流,公式(1)、(2)、(3)中的R y 、R z 都取离岸流扩散参数,表3给出待建厂址离岸流推荐扩散参数,图1给出离岸流扩散参数与Brookhaven [4]
扩散参数的比较,由图可见,D 类天气时,两者的R z 曲线几乎完全一致,实验给出的R y 曲线则介于
后者的D 、E 类曲线之间.
11214 R 0的实验测定 根据24组风洞模拟数据获得的扩散参数(此中已包含建筑物的影响,即R 0项)与现场获得的扩散参数以及与P -G 曲线相比较可推算出R y 0和R z 0的数据,结果示于表4.为简化计算,又考虑取值合理地偏保守,本文取R y 0=R z 0=20m .
473
5期胡二邦等:核电厂址事故大气弥散因子计算的实验与理论研究
图1推荐的离岸流扩散参数(实线)与Brookhaven扩散参数(虚线)的比较
F ig.1Comparison between the proposed diffusion parameters for o ffshore(so-l
id lines)and Brookhaven.s diffusion parameters(lines of dashes)
表4R y0和R z0的平均值和标准差
T able4M ean and standard deviation of R y0and R z0
R y0,m
与P-G曲线比较与现场实
验比较
R z0,m
与P-G曲
线比较
与现场实
验比较
平均值16.5314.9913.3412.80标准差 3.83 5.62 4.59 4.88113事故概率扩散因子的计算[5]
11311各扇形方位不同距离处9915%累积概率水平短时(小时)事故扩散因子(V/Q)i,f,h的计算利用气象铁塔实测的一年逐时气象学数据(风向、风速、大气稳定度),按上述公式计算一年中每个小时在其各下风向12个下风距离处(015、115、215、410、715、1510、2510、3510、
4510、5510、6510、7510km)的短期事故扩散因子.在计算每个小时的短期事故扩散因子中,首先应根据该小时的风速与稳定度判断是采用(5)式还是(6)式,若是A、B、C类,则还应根据风向判断是采用(6)式还是(7)式.这样每个方位每个距离上可获得8760f i个事故扩散因子值(此中,f i系指10m高处i方位的年风频),然后对每个方位每个距离上的所有扩散因子,按大小顺序排队,取出其9915%概率(由小到大次序)的值,此值则为该方位该下风距离处的9915%累积概率水平短时(小时)事故扩散因子值,依次类推,可得到16个方位不同下风距离处的9915%累积概率水平短时(小时)事故扩散因子(V/Q)i,f,h(共16@12=192),此中i表示方位(i=1,2,,16)、f表示下风向子区数(f=1,2,,12)、h表示小时.因此(V/Q)i,f,h表示i方位f下风向子区9915%累积概率水平小时事故扩散因子.这意味着,对于每个方位每个下风距离而言,一年中短期事故扩散因子超过此值的可能性为015%,每个方位中12个(V/ Q)i,f,h中的最大值则取出作为该方位的代表值.计算结果表明每个风向的最大值出现在下风向500m处,即出现在非居住区边界.16个风向中的最大值出现在SW风下风向500m处,即东北方位非居住区边界,其9915%累积概率水平小时事故扩散因子值为3194@10-3s/m3. (见表5)
11312不同持续时间各方位不同距离处的9915%累积概率水平事故概率扩散因子(V/
Q)i,f,$T
i 对于释放持续时间长于1h的事故,(对于设计基准事故更应考虑不同的释放时间
474环境科学学报19卷
表5 待建核电厂非居住区边界(500m)整个厂址事故
扩散因子(考虑内边层影响)T able 5 A ccident dispersion factor used in assessment at
boundary (500m)of the non -residence area of nuclear power plant (t he effect from internal boundary layer is considered)
a 10
-4
s #m -3
b
10
-3
s #m
-3
c
d 10
-3
s #m -3
小时事故 3.76 3.94SW
3.94
扩散因子0)8h 3.74 3.91SW 3.918)24h 3.73 3.89SW 3.891)4d 3.63 3.70SW 3.704)30d
2.66
2.14
SW
2.14
a:整个厂址95%累积概率水平事故扩散因子;b:16个风向9915%累积概率水平事故扩散因子最大值;c:16个风向9915%累积概率水平事故扩散因子最大值所在风向;d:最终评价用的事故扩散因子
段0)8h,8)24h,1)4d,4)30d),因为不
同时间段释放源强不同,因而应求出不同释放时间长度的事故概率扩散因子.设事故释放时间为$T i ($T i >1h),各方位不同距离处的9915%累积概率水平事故概率扩散因
子(V /Q )i,f ,$T i 可由该处的小时事故概率扩散因子(V /Q )i,f ,h 与此处的年均扩散因子(V /Q)i ,f 对数线性内插求取,计算公式如下:
(V /Q)i ,f ,$T i =ex p {[ln (V /Q)i ,f ,h -ln (V /Q)i ,f ](8760-$T i )/8760 +ln (V /Q)i ,f }(9)式中,(V /Q )i ,f 表示i 方位下风向f 子区的年均扩散因子.
11313 整个厂址95%累积概率水平事故扩
散因子的计算
国标/核电厂环境辐射防护规定0[6]中第25条规定/在发生最大可信事故条件下,非居住区边界上的任何个人(成人),在事故发生后8h 内所接受的有效剂量当量应不大于0125Sv ,,0,第23条规定/,,非居住区的半径(以反应堆为中心)不得小于015km .0.因而我们主要关心非居住区边界015km 处的事故扩散因子及其剂量.
(1)整个厂址非居住区边界95%累积概率水平小时事故扩散因子(V /Q )T ,1,$T i
根据一年中每小时的风向、风速及大气稳定度资料,计算非居住区边界015km 处的小时扩散因子,然后对8760个数据按大小顺序排列,从中选出累积出现频率(由小到大)为95%的值,作为整个非居住区边界的小时事故扩散因子代表值.
(2)释放持续时间为$T i 时,整个厂址非居住区边界95%累积概率水平事故扩散因子(V /Q)T ,1,$T i .
同理,可以由整个厂址非居住区边界95%累积概率水平小时事故扩散因子(V /Q )T ,1,h 与16个方位非居住区边界(015km )处的年均扩散因子中的最大值,进行对数内插求得.
(V /Q )T ,1,$T i =ex p {[ln (V /Q)T ,1,h -ln ((V /Q )i ,1)max ](8760-$T i )/8760
+ln ((V /Q)i ,1)m ax }
(10)((V /Q)i ,1)m ax =max {(V /Q)1,1,(V /Q)2,1,,(V /Q)16,1}
(11)
表5给出按上述公式算得的待建核电厂非居住区边界(015km )不同事故释放时间段相应
的整个厂址95%累积概率水平事故扩散因子值.
11314 整个厂址最终评价用事故扩散因子的计算 在环境评价中,作为整个厂址用于下一步剂量估算的最终事故扩散因子,由16个方位9915%累积概率水平事故扩散因子中的最大值与整个厂址95%累积概率水平事故扩散因子相比较,取其大者为之.
因此,用于评价个人最大有效剂量也即非居住区边界的最终小时事故扩散因子(V /Q )h
和相应于$T i 释放持续时间的事故扩散因子(V /Q )$T i 分别由下述两式表示:
475
5期胡二邦等:核电厂址事故大气弥散因子计算的实验与理论研究
(V/Q)h=max{(V/Q)T,1,h,max(V/Q)i,1,h}(12)式中,(V/Q)i1,h表示i方位第1子区(015km)99.5%累积概率水平小时事故扩散因子,(i= 1,2,,16).
(V/Q)$T
i =max{(V/Q)T,1,$T
i
,max(V/Q)i,1,$T
i
}(13)
按式(12)和式(13)获得的待建核电厂址用于计算最大个人剂量,即非居住区边界个人剂量的最终评价用的不同时间段事故扩散因子值也列于表(5).表中同时列出16个风向非居住区边界9915%累积概率水平事故扩散因子的最大值,由表可见,这些值都大于整个厂址95%累积概率水平事故扩散因子的数值,故都被取出作为最终评价用的事故扩散因子值.
2与常用事故概率扩散因子计算公式的比较
211事故扩散因子常用概率模式
对于D、E、F类天气,且
u10<6m/s时,采用式(5);当 u10>6m/s时,或天气类型为A、B、C时,采用式(6).
212不同模式计算结果的比较
表6待建核电厂整个厂址水平事故扩散因子及最终
评价用事故扩散因子(常用模式)
T able6Accident dispersion factor for the ent ire site and
the final accident dispersion factor used in as-
sessment at boundar y(500m)of the non-res-i
dence area of nuclear power plant(tr aditiio nal
model)
a,
10-4s#m-3
b,
10-4s#m-3
c d,
10-4s#m-3
小时事故 2.12 6.64W 6.64
扩散因子
0)8h 2.11 6.60W 6.60
8)24h 2.10 6.55W 6.55
1)4d 2.05 6.22W 6.22
4)30d 1.58 3.51W 3.51
a.整个厂址95%累积概率水平事故扩散因子;
b.16个风向9915%累积概率水平事故扩散因子中的最大值;
c.16个风向9915%累积概率水平事故扩散因子中的最大值所在风向;
d.最终评价用的事故扩散因子
表6给出按常用模式算得的非居住区边界(015km)处16个风向9915%累积概率水平事故扩散因子中的最大值、整个厂址95%累积概率水平事故扩散因子及最终用于评价的事故扩散因子.由表5与表6相比可见,对于非居住区边界(015km)整个厂址95%累积概率水平事故扩散因子而言,考虑内边界层影响的值约为不考虑内边界层影响时的118倍.而对于最终评价用的事故扩散因子(在这里也是16个风向9915%累积概率水平事故扩散因子的最大值)言,此比值约为519倍.因此,在海陆风与内边界层出现频率不能忽略的沿海核电厂址,目前常用的估算模式,其给出结果难以接受,偏不保守的程度太大,一定要考虑内边界的影响.
3不同计算模式对事故剂量的影响
计算中假定表7所示的由某核电厂设计基准事故(LOCA)给出的释放量为事故源项.
表7LOC A事故各时段核素释放量(Bq)
T able7Amount of released nuclides during different time-internal of L OCA accident(Bq)核素0)2h0)8h8)24h24)96h96)720h
Kr-83m8.70E+11 1.57E+128.37E+10 1.10E+080.0
Kr-85m 2.27E+12 6.02E+12 2.19E+129.58E+100.0
Kr-85 1.04E+12 4.18E+128.34E+12 1.87E+12 1.58E+14
Kr-87 3.15E+12 4.74E+12 6.74E+1000 476环境科学学报19卷
续表7
核素0)2h 0)8h 8)24h 24)96h 96)720h Kr -88 5.68E+12 1.25E+13 1.98E+12 1.91E+100Xe -131m 1.06E+11 4.20E+118.14E+11 1.64E+12 6.55E+12Xe -133m 6.00E+11 2.31E+12 3.97E+12 5.31E+12 3.58E+12Xe -133 1.94E+137.64E+13 1.43E+
14 2.53E+
14 4.98E+
14Xe -135m 7.05E+117.08E+11000Xe -135 4.06E+12 1.31E+13 1.11E+
13 2.36E+
12 1.04E+
10Xe -138 3.30E+12 3.32E+12000?-1317.17E+11 2.84E+12 5.42E+12 1.04E+13 3.12E+
13?-1327.81E+11 1.57E+12 1.53E+11 6.20E+080?-133 1.43E+12 5.19E+127.04E+12 4.58E+
12 4.67E+
11?-1348.19E+11 1.03E+12 1.94E+0900?-135
1.24E+
12
3.75E+
12
2.53E+
12
2.77E+
11
1.60E+
08
表8 内边界层对事故剂量的影响(LOC A 事故,边界015km 处) T able 8 Effect of the internal boundary layer on the accident dose (L OCSA accident,at t he boundar y 0.5km)
(0-8h)
考虑内边界层影响常用模式参考文献浸没外照射剂量,S v 5.12E-38.64E-4[7][8]烟羽吸入内照射剂量,S v
4.50E-27.59E-3[7][8]地面干沉积外照射剂量,S v 1.37E-3 2.31E-4[7][8]有效剂量,Sv
5.15E-2
8.69E-3
[7]
(0)30d)
浸没外照射剂量,S v 1.22E-2 2.05E-3[7][8]烟羽吸入内照射剂量,S v 3.01E-1 5.01E-2[7][8]地面干沉积外照射剂量,S v 5.98E-29.84E-3[7][8]有效剂量,Sv
3.73E-1
6.19E-2
[7]
应用前面两种模型算得的最终评价用的事故概率扩散因子代入各剂量计算公式中算得的核电厂非居住区边界(015km)事故发生后各途径剂量及有效剂量示于表8,由表8可见,其一,无论是浸没、吸入或干沉积途径的剂量还是有效剂量,考虑内边界层影响的剂量值都比目前导则常用模式高约519倍,因此,目前常用模式偏不保守的程度太大,在不能忽略内边界层出现频率的滨海核电厂址,必须考虑内边界层的
影响;其二,两者的比值与扩散因子的比值一样,都为519倍左右,这归因于本文未考虑食入剂量,而只考虑与扩散因子大小成正比的浸没、吸入、地面干沉积诸途径的剂量;其三,即使考虑内边界层影响,015km 边界处0)8h 的有效剂量为5115@10-2Sv,小于导则给出的限值0125Sv,可以接受.
参
考
文
献
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4 S teven R Hanna et al.Handbook on Atmospheric Diffusion.DOE/T IC -11223,Technical Information Center US Department of
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5 胡二邦等.600M W 核电站事故工况下气态排出物环境弥散模式、参数与程序.中国核科技报告.北京:原子能出版社.
1998
6 国家环保局.核电厂环境辐射防护规定.GB6248-86.1986
7 S cherpelz R I et al.Th e M esorad Dose Assessment M odel.NUREG/CR -4000.1986.Vol,1PNL -52198 IAEA.国际电离辐射防护和辐射安全的基本安全标准.安全丛书No.115,维也纳.1997
1998-03-05收到原稿1998-08-03收到修改稿
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5期胡二邦等:核电厂址事故大气弥散因子计算的实验与理论研究
日本福岛核电站核事故分析报告近几天因日本福岛核电站多个反应堆因地震而出现运转故障，导致部分放射性物质泄漏蔓延，对日本本土和周边国家形成了较大的影响，就此从时间历程和技术分析2个方面对上述事件进行分析。 一事件回顾 1.1 地震事件 日本最新发生的地震简要信息如下： ·时间：北京时间3月11日13时46分 ·地点：日本东北部宫城县以东太平洋海域 ·震级：里氏9.0级震源深度：10公里 ·余震：11-13日共发生168次5级以上余震 ·伤亡：截至3月17日，已造成5429人遇难9594人失踪 ·核电站事故：日本福岛第一核电站的6个机组当中，1号至4号均发生氢气爆炸。5、 6 号机组正在进行定期维修。 ·火山喷发：新燃岳火山13日下午喷发。 因日本的抗震技术非常发达，日本人民的抗震经验丰富，因此单就地震而言，对日本的损伤是有限的，最不济危害也局限在日本一国，对周边国家和地区没有太大的影响。目前主要的问题纠结在福岛核电站的核泄漏问题上面。 1.2 福岛核电站核泄漏事故 1.2.1 电站简介[1] 福岛核电站（Fukushinia Nuclear Power Plant）位于北纬37度25分14秒，东经141度2分，地处日本福岛工业区。福岛核电站是目前世界世界最大的核电站，由福岛一站(daiichi)、福岛二站(daini)组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆。 福岛一站1号机组于1967年9月动工，1970年11月并网，1971年3月投入商业运行，输出电功率净/毛值为439/460兆瓦,负荷因子为49.9％。2号～6号机组分别于1974年7月、1976年3月、1978年10月、1978年4月、1979年10月投入商业运行，输出总功率分别为784、784、784、784、1100兆瓦，负荷因子分别为52.8％、61.2％、72.1％、68.5％和69.7％。福岛二站4台机组的输出电功率净/毛值均为1067/1100兆瓦。二站1号机组于1975年11
核电站安全性分析姓名：X X X 学号：0 9 X X X X X X 专业：核工程与核技术 学院：核工程与地球物理学院 指导老师：X X
2012 年06月10 日 核电站安全性分析 东华理工大学核工系XXX 摘要：能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。从能源的供应结构来看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源，这三种能源不仅利用率低，而且对生态环境造成严重污染。为了缓解能源矛盾，除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生资源外，核能是被公认的唯一实现的可大规模替代常规能源的即清洁又经济的现代能源。核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现控核聚变，并在海水中提取氚加以利用，就会从根本上解决能源供应矛盾。然而随着一系列的核事故的发生，核能的安全性再一步受到人们的质疑，本文简要回顾核电的发展，并对其安全性做了分析，指出核电是一种安全的能源。
关键词:能源核电安全 Nuclear power plant safety analysis East China University of Technology Nuclear Engineering XXX Abstract: Energy is the basis of the social and economic development, the elements of human life and production. With the social development, energy demand is also expanding. From the structure of energy supply, energy consumption in the world from the three resources of coal, oil, natural gas, three energy is not only a low utilization rate, and cause serious pollution to the ecological environment. In order to alleviate the energy contradictions, should actively develop solar, wind, tidal energy and biomass energy renewable resources, nuclear energy is recognized only can achieve large-scale alternative to conventional energy, clean and modern energy economy. Nuclear power units of energy, but also rich in natural resources. Global reserves of uranium and thorium mineral resources is equivalent to several times of the organic fuel. Further to achieve controlled nuclear fusion, and be used to extract tritium in seawater, will fundamentally solve the contradictions among the energy supply. However, with a series of nuclear accidents, the safety of nuclear energy and then step been questioned, briefly reviewed the development of nuclear power, and its
从福岛核电站事故分析看安全 文化(最新版) The core of safety culture is people-oriented, which requires the implementation of safety responsibilities in the specific work of all employees. ( 安全文化) 单位：_______________________ 部门：_______________________ 日期：_______________________ 本文档文字可以自由修改
从福岛核电站事故分析看安全文化(最新 版) 日本正遭遇二战以来最大的灾难，这次地震由于其史无前例的强烈震级和同时伴随的强次生灾害揪住了全球民众的心。这其中，福岛第一核电站事故1、2、3、4号机组所发生的事故，由于其可能对周边产生的恶劣影响和对人心理产生的恐慌，引起了越来越强烈的关注。根据诸多业内人士对核电站事故以及事故应急处理的分析，我们看到：福岛第一核电站事故看起来是天灾(地震引发海啸造成装置失效)，但其实也有许多人为因素，也就是说，还是有人做了不应该做的事情，有人没做应该做的事情。 下面我结合专业人士eagle506的技术分析谈一谈这其中的
文化因素。 1、关于应急处置 2011年3月11日下午，地震发生，反应堆安全停堆，按理应该马上向堆芯补水，保证堆芯冷却防止超压，但地震摧毁了电网，厂外电源不可用，这时应该发动应急柴油机，但海啸来了，柴油机房被淹，不过核电厂还备有蓄电池，虽然容量较小，但是在事故后8小时内还是为压力容器的冷却做了一些贡献的。电池眼看就要耗尽，为了保住压力容器，必须要卸压，防止压力容器超压爆炸。而且操作员也确实是这样做的。 但是，12日早，日本首相菅直人要来视察。 如果卸压，环境中的放射性会升高，虽然菅直人是空中视察，但这对没有穿防护服的日本首相来说仍然不是什么好事，所以，根据日本某些论坛的说法(没有得到官方证实)，卸压的事由于此次视察暂时中断。但余热不等人，安全壳内温度压力仍在上升。 菅直人走后，操作员开始继续释放压力容器内部的压力。此时压力容器内的温度约为550摄氏度，堆芯已经裸露并产生大
第四章 大气扩散浓度估算模式 第一节 湍流扩散的基本理论 一 湍流 1．定义：大气的无规则运动 风速的脉动 风向的摆动 2．类型： 按形成原因 热力湍流：温度垂直分布不均（不稳定）引起，取决于大气稳定度 机械湍流：垂直方向风速分布不均匀及地面粗糙度引起 3．扩散的要素 风：平流输送为主，风大则湍流大 湍流：扩散比分子扩散快105～106倍 二 湍流扩散理论（主要阐述湍流与烟流传播及湍流与物质浓度衰减的关系） 1.梯度输送理论 通过与菲克扩散理论类比建立起来的（菲克定律：单位时间内通过单位断面上的物质的数量与浓度梯 度呈正比） 类比于分子扩散，污染物的扩散速率与负浓度梯度成正比 x C k F ??-= 式中，F — 污染物的输送通量 k — 湍流扩散系数 C — 污染物的浓度 X — 与扩散截面垂直的空间坐标（扩散过程的长度） x C ??— 浓度梯度 要求得各种条件下某污染物的时、空分布，由于边界条件往往很复杂，不能求出严格的分析解，只能是在特定的条件下求出近似解，再根据实际情况进行修正。 2.湍流统计理论 泰勒首先将统计理论应用在湍流扩散上 图4-1显示：从原点O 放出的粒子，在风沿着x 方向吹的湍流大气中扩散。粒子的位置用y 表示，则结论为： ①y 随时间变化，但其变化的平均值为零 ②若从原点放出很多粒子，则在x 轴上粒子的浓度最高，浓席分布以x 轴为对称轴，并符合正态分布。 萨顿实用模式：解决污染物在大气中扩散的实用模式 高斯模式：应用湍流统计理论得出正态分布假设下的扩散模式 3.相似理论 第二节 高斯扩散模式 一 坐标系的建立—右手坐标系
1．原点O ：无界点源或地面源，O 为污染物的排放点 高架源，O 为污染物的排放点在地面上的投影点 补充：点源 高架源 连续源 固定源 线源 地面源 间歇源 流动源 面源 2．x 轴：正向为平均风向，烟流中心线与x 轴重合 3．y 轴：垂直于x 轴 4．z 轴：垂直于xoy 平面 二 高斯模式的有关假定 1．污染物浓度在y 、z 轴上的分布为正态分布； )2exp(21 )(22 y y y y f σπ σ-= )2exp(21 )(22 z z z z f σπ σ-= y σ，z σ— 分别为污染物在y 和z 方向上分布的标准差，m 2．全部高度风速均匀稳定，即风速u 为常数； 3．源强是连续均匀稳定的，源强Q 为定值； 4．扩散中污染物是守恒的，不考虑转化，即烟云在扩散过程中没有沉降、化合、分解及地面吸收、吸附作用发生； 0=??t C 5．在x 方向上，输送作用远远大于扩散作用，即 )(x C k x x C u x ????>>??； 6．地面足够平坦。
切尔诺贝利核电站爆炸事故分析 事故经过 1986年4月26日，切尔诺贝利核电站的4号反应堆发生爆炸，死16．7万人，损失120亿美元，是世界上最严重的核电站事故。 切尔诺贝利核电站建于基辅市以北130千米，4台机组，总装机400万千瓦，是原苏联最大核电站。1970年切尔诺贝利开始修建第一座核反应堆，但总工程师只有建设火电站的经验，整个设计由乌拉尔电力公司设计院进行。后来由莫斯科Zukh水电设计院接手该项目的设计，该设计院主要是水电设计。因为物质缺乏，几乎不太可能找到设计人员设计的某些特殊部件，因此设计者真好将就使用他们自己制造的部件。 1977年第一座反应堆投入运行，与原定计划推迟了两年。管理人员和操作工并不知道1 975年在列宁格勒与此相同的反应堆发生了熔化事故。对有关规定也进行了修改，因为它们对实际情况不适合，特别是经常移出比规定多的控制棒。操作工还发现当输出功率很低时反应堆极不稳定。 20世纪80年代初，另外两个反应堆投入运行。1982年第三座核反应堆活性区发生爆炸并将放射性物质释放到核电站区域，因为对这次事故保密，其他反应堆的操作人员并不知道此次事故的发生。这期间在整个前苏联的ЯBMK型反应堆还发生了几起类似的事故。1980年在Kursk发生的事故引起了原子能委员会的注意：因为停电导致无动力驱动控制棒和水泵，40秒后才启动备用电源，在此次事故中因：为冷却水的自然循环量较大才避免了严重破坏。 1983年末，估计切尔诺贝利4号反应堆关闭后透平机还能为反应堆水泵提供一定时间的应急电源，曾建议对该系统进行测试，但因为装置到1983年底前未获授权，因此对该系统的测试延期进行。在负责ЯBMK型反应堆的部长处还有其他的事故记录——设计的控制棒因为有裂纹当插入反应堆时引起输出功率剧烈波动，但在操作工的操作记录上没有记录。1984年3月27日，4号反应堆正式投入商业运行。 1985年报纸上出现了对核电站的批评，能源部命令总工程师替换易燃的遮蔽材料和电缆。但是因为无不易燃的材料供应，这项计划被搁置。高层管理人员的注意力集中在应付商业压力，而让总工程师负责装置的操作。 1986年4月，4号反应堆停车检修，并且安排了一系列的测试计划，包括应急电源延迟测试。但仍然不知道当透平的动量下降后是否能产生足够的电能驱动水泵达40秒。测试由装置的制造者进行，他们的测试计划与3号和4号反应堆的总工程师讨论了15分钟后即获同意，并没有征求安全检查员的意见，负责反应堆的总工程师也没有到场，正式的批准文件也没有征求核专家的意见。 13时反应堆的输出功率减为一半，两台发电机一台停车。14时对另一台发电机的测试准备就绪。为了避免被联锁，紧急反应堆活性区冷却系统断开。开始准备测试时，Kiev的电力调度员请求供电到23时。23时重新开始根据拟定的计划对透平机的作用进行测试。控制棒的自动控制系统被断开，输出功率降低，下降到30MW。到这一步就没有按照测试的标准规程进行(按标准规程应该放弃试验>，工程师就下一步如何进行没有形成统一的意见。继续移出控制棒，4月26日1时输出功率稳定在200MW，但这仍然低于推荐的最小功率水平，但是被认为可以继续进行测试。 1时过后，另一台冷却泵很快加入该系统，这就需要移出更多的控制棒。大量的水进入反应堆引起蒸汽压力降低。为了避免因为蒸汽压力低导致反应堆关闭，操作人员切断了联锁信号。1时22分，实验刚刚开始，计算机打印结果表明反应性只有最小保留值的一半。1时23分透平发电机的紧急调节阀门关闭，透平机无蒸汽，计算机显示反应器功率急剧上升，
第3章核电厂事故分析的基本知识 3．1 核电厂事故分析的作用 事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。 在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。 对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。 通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。 3．2核电厂事故分析的方法 事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。 3．2．1确定论安全分析 从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。 保守模型 又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。 现实模型 又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。 在用确定论方法进行事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。 (1)系统分析程序 可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型，一般在流体力学上是一维的，有些程序堆芯是三维的，程序的规模大，一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应，是事故分析中最主要的程序，如RETRAN，RELAP5，TRAC等。 (2)堆芯分析程序 或可称之为子通道分析程序，它以系统程序计算的结果作为边界条件，考虑堆芯内各处
影响大气污染物扩散的热力因素 热力因子主要是指大气的温度层结和大气稳定度。 温度层结是指崔埤球表面上方大气的温度随髙度变化的情况，即在垂直方向上的气温分布。气温购垂直分布抉定着大气的稳定度，而大气稳定程度又影响着湍流的强度，因而温度 -层结与大气污染程度有着紧密的关系。 2,2.2.1大气边界层的温度场 为了推述气温垂直分布的特点，经常运用气温垂直递减率这个概念。气温（T)随高度(Z)的升高而條低的快慢用每上升单位高度（100m)的降低值即气温垂直递减率y = —dT/dZ 表不。 通常气温垂直递减率y平均为0.65°c/100m，气温随高度的升高而降低时y>o，气温随温度度的并高而增加时y<0,气温随高度的升高不变时r=0。 空气与外界无热量交换，但由于外界压力的变化使其被压缩或向外膨胀时所引起的温度变化称为气温的绝热变化。在绝热过程中.，空气内能的变化是由外力对空气做功，或空气以膨胀的形式反抗外力做功的结果，当空气上升时，由于周围气压的降低，使空气膨胀而降温。相反，空气下降时，由于气压的增加，使空气被压缩而增温。 干空气绝热上升单位距离时的温度降低值，称为干空气的绝热垂直递减率，简称干绝热直减率，通常以—表示。T;为干空气团的温度，据计算，其值约为1°C/ 100m,也就是说，干空气在绝热上升中，每上升100m，温度约降低1°C。相反，在绝热下降时， 与y (气温垂直递减率）是截然不同的。是干空气每下降100m，温度约升高1°0。必须注意：y d 在绝热升降过程中本身的变温率，它近似为常数。而y表示周围大气的温度随高度的分布状况，它可以有不同的数值，既可大于7d,也可以等于或小于 饱和湿空气绝热上升单位距离时的温度降低值，称为湿空气温度的绝热垂直递减率，简称湿绝表示。未饱和湿空气的绝热垂直递减率与干绝热垂直递减率相热直减率，通常以y m 同。但是，当它绝热上升到使湿空气达到饱和后，水汽就要发生凝结并释放出潜热。反之，饱和的湿空气绝热下降，水汽凝结物就要蒸发而消耗热量，因此，湿绝热直减率总比干绝热直减率要小，而且也是一个变化的数值，通常在0.4 ?0.7°C/100m之间。 2. 2. 2. 2大气稳定度 大气稳定度是指在垂直方向上大气稳定的程度，即大气是否易于发生对流。它与气温垂直递减 密切相关。 率y和干绝热递减率y d 任何物体都具有三种不同的状态稳萣平衡、不稳定乎If和中性平衡。取大气中某一高度上的一团空气，假如它受到了某种外力的作用产生了向上或向下的运动，那么就会出现上述三种状态。如果它移动以后逐渐减速，并有返回原来髙度的趋势，这时的大气是稳定的；如果它一离开原位就加速地向前运动，这时大气是不稳定的；如果将它推到某一高度以后，它既不加速也不减速，这时的大气是处于中性平衡状态。当一团空气在大气中上升时，它受到周围大气的压力逐
从福岛核电站事故分析看安全文化 日本正遭遇二战以来最大的灾难，这次地震由于其史无前例的强烈震级和同时伴随的强次生灾害揪住了全球民众的心。这其中，福岛第一核电站事故1、2、3、4号机组所发生的事故，由于其可能对周边产生的恶劣影响和对人心理产生的恐慌，引起了越来越强烈的关注。根据诸多业内人士对核电站事故以及事故应急处理的分析，我们看到：福岛第一核电站事故看起来是天灾(地震引发海啸造成装置失效)，但其实也有许多人为因素，也就是说，还是有人做了不应该做的事情，有人没做应该做的事情。 下面我结合专业人士eagle506的技术分析谈一谈这其中的文化因素。 1、关于应急处置 2011年3月11日下午，地震发生，反应堆安全停堆，按理应该马上向堆芯补水，保证堆芯冷却防止超压，但地震摧毁了电网，厂外电源不可用，这时应该发动应急柴油机，但海啸来了，柴油机房被淹，不过核电厂还备有蓄电池，虽然容量较小，但是在事故后8小时内还是为压力容器的冷却做了一些贡献的。电池眼看就要耗尽，为了保住压力容器，必须要卸压，防止压力容器超压爆炸。而且操作员也确实是这样做的。 但是，12日早，日本首相菅直人要来视察。 如果卸压，环境中的放射性会升高，虽然菅直人是空中视察，但这对没有穿防护服的日本首相来说仍然不是什么好事，所以，根据日本某
些论坛的说法(没有得到官方证实)，卸压的事由于此次视察暂时中断。但余热不等人，安全壳内温度压力仍在上升。 菅直人走后，操作员开始继续释放压力容器内部的压力。此时压力容器内的温度约为550 摄氏度，堆芯已经裸露并产生大量氢气。所以，含有氢气的蒸汽，通过卸压水箱简单的降温和过滤就被排放到厂房大气中。 下午三点左右，随着一声巨响，反应堆厂房顶盖被爆炸完全摧毁，只剩下钢结构。。。 这是很典型的一个例子。起初是低估了事故的后果，后来关键时刻，没有恪守安全第一的原则，由于首相的视察中断了正在进行的卸压操作，最终导致了反应堆厂房爆炸。如果时光可以倒流，我们知道，应该本着“以人为本，安全第一”的原则，作最坏的打算，做最周全的准备，而在应急处置的关键时刻，应该拒绝首相的视察，全力以赴投入到抢险工作中。但是很遗憾，时光不能重来。 2、关于采取何种措施的问题 在整个过程中，操作员一直在采取比较保守的冷却方式。虽然有机会，但是直到爆炸发生也没有向堆芯内注入硼水，而是用清水代替。一方面是不希望反应堆就此报废，一方面是对反应堆的承受能力抱有侥幸心理。客观的说，操作人员在最大限度的保护反应堆，但是没有在最大限度上保护公众的安全。 我们知道：安全文化最核心的理念就是“以人为本，安全第一”、“安全
附件4： 2018年度广东省科学技术奖公示表 项目名称三代核电厂提升严重事故应对能力安全技术研发及应用 主要完成单位中山大学 中广核研究院有限公司中广核工程有限公司华南理工大学 主要完成人（职称、完成单位、工作单位）1. 陈鹏（高级工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 2. 张小英（教授、中山大学、中山大学） 3. 展德奎（高级工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 4. 刘东杰（高级工程师、中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 5. 杨方青（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 6. 张雷（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 7. 梁峻铭（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 8. 李华（实验师、华南理工大学、华南理工大学） 9. 王春发（工程师、中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 10. 王彪（教授、中山大学、中山大学） 11．林继铭（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 12.张会勇（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 13.冉小兵（研究员级高级工程师，中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 14.杨志飞（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）15．段承杰（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 项目简介 项目面向自主三代核电厂严重事故应对能力安全技术提升，成功提出了一回路系统分析内耦合高精度和高稳定性的安全分析程序，三维堆芯熔化进程模拟程序；形成自主化的三代压水堆堆芯熔融物冷却滞留系统，形成完整的核电厂金属保温层工程设计、制造、施工工艺体系以及严重事故诊断响应支持系统，对于自主三代核电堆型“华龙一号”安全水平提升具有重大意义。主要技术创新包括： 1.提出了自主第三代大型压水堆堆芯与蒸汽发生器的直接耦合分析理论和高精度快速求解算法，实现全范围瞬态工况下反应堆一回路的热工水力分析。开发了三维堆芯熔化精细化模拟程序。 2.建设了三维IVR整体试验装置，攻克加热、密封等试验难题，获取国际首套1:5
大气污染物扩散的影响因素探究 地形地势对大气污染物的扩散和浓度分布有重要影响，下面是小编搜集整理的一篇探究大气污染物扩散影响因素的论文范文，供大家阅读了解。 1大气污染物扩散影响因素辨析 污染物从污染源排放到大气中，只是一系列复杂过程的开始，污染物在大气中的迁移、扩散是这些复杂过程的重要方面。这些过程都是发生在大气中，大气的性状在很大程度上影响污染物的时空分布。实践证明，风向、风速、大气稳定度、温度的空间差异、地面粗糙度、雨和雾等，是影响大气污染的主要因素。 污染物在大气中的扩散与过境风、湍流和温度梯度密切相关，过境风可使污染物向下风向迁移和扩散，湍流可使污染物向各方向扩散，温度梯度可使污染物发生质量扩散，风和湍流在污染物迁移过程中起主导作用。 根据湍流形成的原因可分为两种湍流，一种是动力湍流，它起因于有规律水平运动的气流遇到起伏不平的地形扰动所产生，它们主要取决于风速梯度和地面粗糙等;另一种是热力湍流，它起因于地表面温度与地表面附近的温度不均一，近地面部分空气受热膨胀而上升，随之上面的冷空气下降，从而形成垂直运动。湍流具极强的扩散能力，它比分子扩散快105-106倍，湍流越剧烈，污染物的扩散速度就越快，污染物浓度就越接近区域平均水平。 降水能有效地吸收、淋洗空气中的各种污染物;雾像一顶盖子，
虽然能稀释部分酸性污染物，却会使空气污染状况短时间内加剧。 地形地势对大气污染物的扩散和浓度分布有重要影响。山区地形、海陆界面、大中城市等复杂地形均对大气污染物扩散产生影响。 城市建筑密集，高度参差不齐，因此城市下垫面有较大的粗糙度，对风向、风速影响很大，一般说城市风速小于郊区，但由于有较大的粗糙度，城市上空的动力湍流明显大于郊区。 2各因素对大气污染物扩散的影响 2.1城市“热岛效应”.城市“热岛效应”的影响效果与城市规模有关。一般大城市中心区域与周围乡村温差可达7℃以上，而中等城市可达5℃左右。城市“热岛效应”对城市大气污染物扩散的主要影响体现在：加大了市中心区域空气扰动，其产生的热力湍流加速了该区域的污染物混合，同时在静小风情况下阻碍污染物向周边区域输送，使大气污染物更易于在城市中心区域聚集并滞留，所以一般城市中心区域大气污染物浓度较高。 2.2大气稳定度。大气稳定度对大气污染物扩散影响较大，大气稳定度从稳定到不稳定，决定了大气对污染物的扩散能力从难以扩散到有利于污染物扩散的过程。 2.3粗糙度。粗糙度对污染物扩散的影响分两方面：一是形成湍流，加快大气污染物混合，避免局部浓度过高现象发生;二是高层建筑容易形成类似过山气流的污染物闭塞区，使大气污染物在高层建筑背后避风区聚集并滞留，不容易向其它区域扩散。这也是大中城市中心区域大气污染物浓度一般高于周边地区的一个原因。
日本福岛核泄漏事故经过以及对中国的影响 2011年3月11日13时46分，日本近海发生9.0级地震，随之导致的海啸和核泄漏危机使这个国家陷入了前所未有的灾难之中。地震海啸纯属天灾无法避免，然而核泄漏危机却可以说是真正的人祸。 福岛第一核电站位于福岛工业区，同在该工业区内的有福岛第二核电站。两个核电站统称为福岛核电站。第一核电站共有6个反应堆，第二核电站拥有4个反应堆。经受地震及海啸袭击后，第一核电站6个反应堆均出现程度不等的异常情况。 核泄漏原因之一：技术缺陷、设备老化、选址不科学等因素是此次日本核泄漏事故不断发酵的原因。 福岛第一核电厂1号反应炉1971年开始运转，运行时间将近40年，严重老化。据悉，日本很多核电设备不少已是“超期服役”，使用寿命接近或超过25至30年的最长年限。据日本媒体报道，今年2月7日，东京电力公司完成了对于福岛第一核电站1号机组的分析报告，报告称机组已经服役40年，出现了一系列老化迹象，包括反应堆压力容器的中性子脆化、热交换区气体废弃物处理系统出现腐蚀等。抗震标准老化也为事故埋下了隐患。日本早期核电站设计抗震标准为里氏6.5级。2006年日本修改了核电站抗震标准，将这一标准提高到抗震能力最大为里氏7.0级。但目前日本国内55座核电站中，只有静冈县的滨冈核电站达到了最新抗震标准。据东京电力公司文件显示，对第一和第二核电站的地震测试假设，最高只有7.9级，换言之，该核电站的安全设计水平，远未达到抵御9级地震的标准。 11日下午，日本东北部海域发生9级强震，并引发强烈海啸，当天日本电力公司宣布，其在日本北部女川町工厂的三座核反应堆自动关闭。然而，几天后相继传来核电站爆炸和反应堆受损的消息。部分专家通过媒体上描绘的各个节点的场景为记者勾勒出福岛核电站核泄漏的大致过程： 由于核裂变的链式反应在地震之初就已自动停止，所以在核反应堆内的燃料棒不会发生像原子弹那样的核爆炸。所谓堆芯熔化，是指核反应堆温度上升过高，造成燃料棒熔化并发生破损事故。失去冷却水后，堆芯水位下降，燃料棒露出水面，燃料中的放射性物质产生的热量无法去除，随后温度持续上升会导致这种情况。 据日本媒体报道，操作人员尝试打开阀门，释放反应堆容器内的蒸气以让反应堆内的压力下降，爆炸声响起，厂房轰然倒塌。有专家分析，反应堆堆芯附近蒸汽外泄后产生的氢气和周围空气中的氧气发生反应引发爆炸，这场爆炸有可能导致护罩安全壳局部受损，从而导致铀燃料能够对外放射。无法有效对堆芯降温正是这次事故的关键所在。由于发电机在地震中遭到损毁，冷却水循
美国三哩岛核电站事故分析与对策 39055207 马喆前言 美国三哩岛核泄漏事故是核能史上第一起堆芯熔化事故，也是压水堆型核电站发生的一次最大事故。1979年3月28日，位于美国宾西法尼亚州的三哩岛核电站的2号堆，发生了核电史上第一次严重事故。这是由于水泵阀门信号灯故障和操作人员多次误操作所造成的。反应堆堆芯两次露出水面，使燃料元件破坏和大约三分之二的堆芯熔化。导致大量惰性气体和放射性碘与其他一些放射性核素进入了安全壳内。并且由于锆包壳和水发生化学反应，也产生许多氢气，但没有发生爆炸。因为安全壳的良好密封性和屏蔽作用，这次事故释放到环境中的放射性物质很少。根据监测调查，对周围80千米的200万居民所带来的总剂量仅为20人·Sv（希沃特），不到这地区居民年本底辐射总剂量的（核设施建设运行之前该地区的辐射剂量水平）1%（这地区的年本底辐射总剂量2400人·Sv），附近居民受到的最大个人剂量不到1毫希沃特，只与作一次X光胸部透视所受的剂量差不多。三里岛核电站值班的118名工作人员，无一伤亡，只有3人的受照剂量超过季度允许剂量水平。 三哩岛核电站
事故描述与分析 事故经过简介 1979年3月28日，美国都市爱迪生公司设在宾夕法尼亚州哈里斯堡城附近的三哩岛核电站二号动力堆发生了一次严重事故。事故是由一系列设备故障和操作失误引起的。当天凌晨4时，反应堆二回路（即用来产生蒸汽推动汽轮机的回路）给水泵发生故障，使蒸汽发生器中的供水量和蒸汽产生量迅速降低，热量带不走。本应立即投入备用供水系统，但两周前被操作人员违反操作规程给关闭了。于是，造成一回路（它将反应堆中的热量带出来在热交换器中传给二回路产生蒸汽）水的温度和压力升高。这时，一回路中的安全装置——减压安全阀自动开启，把一回路中的高压高温水向排放箱排除，以降低堆内压力保证安全。在正常情况下，当堆内压力下降到正常值时，安全阀会自动关闭，但这次安全阀又恰好失灵，未能关闭，使大量水和中蒸汽不断排出，排放箱容纳不了，从而排放到反应堆大厅里（它在一个巨大的安全壳内）。这时，反应堆已自动停堆，堆芯自动冷却系统自动向堆内注水，以控制堆芯还在大量释放的热量。如果到此结束，尚不能形成放射性外溢的重大事故，但操作人员又进行了一次误操作，两次关闭紧急冷却系统共十五分钟，使堆内温度急剧上升，造成部分核燃料元件（内装二氧化铀，外有金属锆的包壳）损坏，从而造成了两个严重后果：第一，由于燃料元件破损，使大量放射性物质进入一回路的水中，通过未闭合的安全阀进入反应堆大厅，通过辅助设备排入周围大气。次日，在电站外3.2公里处测得放射性最大剂量为核工业人员允许剂量的十九倍，这一数值随时间而减弱。第二，由于堆芯温度过高，元件的包壳材料锆可能与冷却水发生化学反应产生大量氢，聚在堆和大厅的顶部。氢与氧混合在一起，随时可能发生爆炸，这将是灾难性的事故（后来业已证明氧不可能发生）。因此，美国政府极为重视，采取了各种可能的措施来防止发生爆炸，并做了在最坏的情况下撤退居民的准备。但最后控制了态势，没有发生爆炸，也没有人员的伤亡。 造成事故发生的要点 1、蒸汽发生器给水系统出现故障； 2、反应堆冷却剂系统压力升高，稳压器卸压阀开启，反应堆停堆；稳压器卸压阀开启后未 能关闭，反应堆冷却剂系统泄露； 3、操作人员将稳压器卸压阀“（要求）开”指示灯误理解为稳压器卸压阀已关闭；
数理统计课程作业报告 题目：郑州市主要空气污染物相关性分析课程：数理统计 学院：物流工程院 专业：物流工程专业 姓名：原上草 学号： 666666666668 2015年12月20 日
目录 一、研究背景 (4) 二、污染物各月数据特征分析 (4) 三、郑州与杭州空气质量比较分析 (6) 四、多元线性回归模型 (7) 4.1 PM2.5浓度相关性分析 (7) 4.2建立模型 (8) 4.3求解模型 (8) 4.4残差分析 (9) 4.5模型预测 (9) 五、总结 (10) 参考文献 (11) 附件程序 (12)
摘要 本文选取了2014年12 月至2015年11月期间郑州市主要空气污染物浓度数据，首先分析了郑州市各个月空气中PM2.5、PM10、CO、SO2和NO2的污染物浓度数据的特征值, 探讨了空气污染物浓度的时间变规律；然后对比了郑州市和杭州市AQI指标，分析空气污染物的空间变化规律；最后采用MATLAB软件分析了PM2.5与其它主要空气污染物之间的相关性得到了 350.39*143.99*20.032 =-+++-的多元线性回归模型，用12月份的y x x x x 数据进行预测PM2.5浓度与真实值比较，结果表明该模型能较好的拟合PM2.5与其它污染物间相关性。 关键词:多元线性回归；特征分析；空气污染物；相关性
一、研究背景 随着城市社会经济快速发展、资源能源消耗和污染物排放总量的增长，城市的空气污染问题越来越突出，长期积累的环境风险开始出现。在2 0 1 2 年2月，国家出台了新版《环境空气质量标准》（GB3095—2012)，调整了部分污染物浓度限值，并增设PM2.5和O3浓度限值，对环境监测环境管理和环境评价提出了新的要求。城市环境空气质量的好坏与气象条件密切相关，研究和解决空气质量问题，通过分析各污染物浓度之间相关性，才可能准确掌握城市大气污染规律，对改善城市空气质量、提高人民健康水平有重要意义。本文重点分析了郑州市PM2.5浓度与其他主要空气污染物浓度的相关性。 二、污染物数据特征分析 郑州市属北温带大陆性季风气候，冷暖适中、四季分明，春季干旱少雨，夏季炎热多雨，秋季晴朗日照长，冬季寒冷少雪。四季分明的特点在污染物的时空分布上也是表现的十分明显。本文对郑州市最近12个月空气中PM2.5、PM10、CO、SO2和NO2的污染物浓度特征值进行分析，主要污染物的变化情况如下所示： 表一：PM2.5浓度特征值 表二：PM10浓度特征值
福岛核事故原因分析 作者：苏秀彬 日本是一个资源极度贫乏的国家，据统计，日本全国有18座核电站，总共60座核反应堆，大都是属于沸水反应堆。由于沸水反应堆发电量高，没有二回路循环系统，相比压水反应堆，输出功率大，造价性对低廉，一直受到日本核电工业的青睐，日本新设计的第四代反应堆也是采用沸水反应堆。 福岛核电站位于北纬37度25分14秒，东经141度2分，地处日本福岛工业区。它是目前世界最大的核电站，由福岛一站、福岛二站组成，共10台机组（一站6台，二站4台），均为沸水堆，受日本大地震和海啸影响，福岛第一核电站受损极为严重，其中1号-4号机组损毁最为严重。目前，福岛第一核电站事故等级为最高级7级。 日本福岛第一核电站 沸水堆又叫轻水堆，由压力容器及其中间的燃料元件、十字形控制棒和汽水分离器等组成。沸水堆核电站工作流程是：冷却剂（水）从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到了热量，使冷却剂变成了蒸汽和水的混合物，经过汽水分离器和蒸汽干燥器，将分离出的蒸汽来推动汽轮发电机组发电。
福岛第一核电站结构设计图 通常，为了安全起见，反应堆冷却系统有三种供电方式。分别为电网供电，柴油机供电和汽轮机发电供给。大地震摧毁了核电站的外部电力供应，循环冷却系统在没有电力供应的情况下停止运转，此时核电站紧急启动了柴油发电机组，来维持循环冷却系统的运行，但不幸的是海啸来了，海水灌入摧毁了发电机组。发电机组损坏之后，核电站启动了备用电池，这种备用电池大概能维持循环冷却系统8小时运行所需要的电力。在这8个小时内，需要找到另外一种供电措施。通过卡车运来了移动式柴油发电机，更不幸的事情发生了，运过来的柴油发电机竟然因为接口不兼容无法连接，8小时过后循环冷却系统停止运转。 我们知道：福岛第一核电站一号 但是停堆之后，反应堆中的放射性物 质仍然有少量在继续衰变，放出衰变 能。这个能量大约占反应堆总输出功 率的1%左右。那么这样计算来看， 停堆之后反应堆仍然有4.6万千瓦的 输出，但是输出功率只占反应堆总功 率的33%左右，也就是说实质上，停 堆之后的福岛一号反应堆中总放射 性衰变能在13.8.万千瓦左右。 由于没有了冷却循环，反应堆压 力容器中的冷却水在不断地吸收这 些衰变能，变成蒸汽，液面下降，同
3.3 小破口冷却剂丧失事故 压水堆核电厂小破口失水事故( SBLOCA )是指由于反应堆冷却机系统管道或与之相通的部件出现小破口，所造成的冷却剂丧失速率超过冷却剂补给系统正常补水能力的冷却剂丧失事故。 3.3.1 环路自然循环维持阶段 在此阶段，由于环路存在自然循环，堆芯的释能及时经蒸汽发生器排出，一回路压降较快，蒸汽发生器在此阶段起着重要热阱作用。该阶段的压力容器水位下降主要由破口冷却剂欠热排放所致。 3.3.2 环路水封存在阶段 在此阶段，由于环路自然循环终止及环路水封的出现，蒸汽发生器排热手受阻，堆芯衰变热主要靠蒸汽发生器传热管的蒸汽回流冷凝及堆内的冷却剂从破口排放出。由于这两种方式排热率较低，不足以及时排去堆芯衰变热，因而堆芯冷却剂大量蒸发，蒸汽在上腔室积累迫使压力容器水位快速降低，进而引起堆芯裸露及包壳升温。该阶段是事故的主要阶段，一回路处于准稳压状态，堆芯出现裸露，燃料包壳急剧升温。该阶段中，蒸汽发生器二次侧热阱仍然起着重要作用，蒸汽发生器的回流冷凝在较大的程度上减轻了事故后果。 3.3.3 环路水封清除阶段 在此阶段，由于环路水封清除，积累在上腔室的蒸汽可经环路从破口喷出，上腔室压力降低，压力再平衡迫使下降段中的冷却剂及高压安注水涌入堆芯，堆芯水位得到恢复，燃料包壳得到冷却，该阶段堆芯衰变热主要靠堆芯冷却剂蒸发并从破口的排放而带出。由于蒸汽热排率高，堆芯衰变能及时从破口排出，一回路压力恢复。由于冷却剂蒸发及破口排放仍然存在，冷却剂装量没有明显回升，堆芯再次裸露的可能性仍存在。 3.3.4 长期堆芯冷却阶段 在此阶段，由于高压安注流量的增加和安注箱的投入，一回路冷却剂装量明显回升，堆芯水位也整体回升。安注箱排空后，抵压安注系统将投入注水并切换成再循环工况，实现长期堆芯冷却。
核 动 力 工 程 Nuclear Power Engineering 第29卷 第2期 2 0 0 8 年4月 V ol. 29. No.2 Apr. 2 0 0 8 文章编号：0258-0926(2008)02-0078-07 秦山二期核电厂严重事故下安全壳内 氢气浓度分布及风险初步分析 邓 坚，曹学武 （上海交通大学核科学与工程学院，上海，200240） 摘要：采用模块化严重事故计算工具，对秦山二期核电厂大破口失水事故(LB-LOCA)、小破口失水事故(LB-LOCA)和全厂断电(SBO)诱发的严重事故序列以及安全壳内的氢气浓度分布进行了计算分析。在此基础之上，参考美国联邦法规10CFR 关于氢气控制和风险分析的标准，对安全壳的氢气燃烧风险进行了初步研究。分析结果表明：大破口严重事故导致的安全壳内的平均氢气浓度接近10%，具有一定的整体性氢气燃烧风险，小破口失水和全厂断电严重事故可能不会导致此类风险，但仍然存在局部氢气燃烧的可能。 关键词：严重事故；安全壳；氢气浓度分布；氢气风险 中图分类号：TL364＋. 4 文献标识码：A 1 引 言 在轻水堆核电厂严重事故进程中，锆合金包 壳与水或水蒸汽产生大量的氢气，并通过反应堆冷却剂系统(RCS)压力边界或压力容器破口释放 到安全壳中[1， 2]。如果压力容器下封头被熔穿，堆芯熔融物又会与安全壳堆腔内水或混凝土接 触反应，释放出大量氢气和少量其他易燃易爆气体[3]。释放的氢气在安全壳内扩散流动，与水蒸气、空气混合，形成可燃混合气体。当氢气的浓度超过可燃浓度限值4%时[4]，则可能发生燃烧，甚至爆炸。这将会引起安全壳超压和温度升高，从而对安全壳的完整性构成威胁，放射性裂变产物因此可能释放到环境中，造成严重后果。 针对严重事故下安全壳内的可燃气体控制，我国最新颁布的《核动力厂设计安全规定》(HAF102)明确要求：“必须充分考虑在严重事故下控制可能产生或释放的裂变产物、氢和其他物质的措施”。另外，参考美国联邦法规10CFR 规定：①必须提供氢气控制系统以安全地容纳相当于100%燃料包壳金属-水反应产生的氢气；②在事故期间及以后，相当于100%燃料包壳金属-水反应产生的氢气均匀分布时的浓度小于10%。因此，对核电厂进行严重事故下安全壳内氢气浓度 分布的计算分析，根据计算结果确定有效的氢气控制措施，对于满足我国核安全法规要求，具有现实的工程意义。 氢气导致的安全壳失效风险与具体的严重事故序列、安全壳类型、体积和隔间结构等许多因素相关。本文以秦山二期核电厂为分析对象，使用模块化严重事故计算工具——MAAP 程序，对比分析了典型严重事故工况下的氢气产生以及氢气在安全壳内的流动分布情况。并参考法规要求，初步分析了该核电厂的氢气燃烧风险。这些分析工作，可为秦山二期核电厂的氢气控制和严重事故管理工作提供一些参考。 2 计算程序 本文使用模块化严重事故计算工具(MAAP4程序)对秦山二期核电厂不同严重事故条件下的安全壳内的氢气浓度分布进行了计算分析。MAAP 程序耦合了热工水力学计算以及裂变产物释放和迁移计算，可以模拟严重事故的进程现象，从初始事件开始，既可以向安全、稳定、可冷却的反应堆状态发展，也可以向安全壳结构失效最终导致裂变产物向环境释放的事故状态发展。MAAP 程序长期作为压水堆核电站严重事故 收稿日期：2007-03-30；修回日期：2007-09-10