QBD方程的一类预估校正法

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作者 赵晓潞 关晋瑞 付亚茹 《应用数学》 北大核心 2025年第3期886-895,共10页

QBD方程在应用概率论、排队论和随机模拟等领域中具有广泛的应用.本文研究了QBD方程的数值解法,提出了一类预估校正法以求解方程,并给出了方法的收敛性分析.理论分析和数值例子表明本文所提的方法是可行的,而且与已有的几类不动点迭代... QBD方程在应用概率论、排队论和随机模拟等领域中具有广泛的应用.本文研究了QBD方程的数值解法,提出了一类预估校正法以求解方程,并给出了方法的收敛性分析.理论分析和数值例子表明本文所提的方法是可行的,而且与已有的几类不动点迭代法相比也是较为有效的. 展开更多

关键词 QBD方程 M-矩阵 最小非负解 不动点迭代法 预估校正法

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AP1000核电厂安全壳内气溶胶自然去除分析 被引量：16

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作者 付亚茹 耿珺 +3 位作者 孙大威 梅其良 黄高峰 潘楠 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期700-705,共6页

AP1000等非能动压水堆核电厂依靠自然的原理清除事故后安全壳气空间内的放射性气溶胶,可靠性较高,但对其进行分析较为复杂。事故后安全壳内气溶胶的主要运动形式有凝聚、重力沉降、扩散泳及热泳等,本文研究确定了合适的机理模型、假设... AP1000等非能动压水堆核电厂依靠自然的原理清除事故后安全壳气空间内的放射性气溶胶,可靠性较高,但对其进行分析较为复杂。事故后安全壳内气溶胶的主要运动形式有凝聚、重力沉降、扩散泳及热泳等,本文研究确定了合适的机理模型、假设条件和主要参数等,完成了AP1000核电厂的分析。分析结果表明,AP1000核电厂LOCA后,主要气溶胶去除机制中扩散泳贡献最大,其次是热泳和重力沉降;安全壳内气溶胶自然去除系数约为0.4~0.9h^(-1),堆芯裸露5h后变化较小;基于RG1.183源项、包络大气弥散因子及本文给出的安全壳气溶胶自然去除系数,计算得到的LOCA后厂外及主控室人员所受剂量可满足10CFR50中规定的限值要求。 展开更多

关键词 AP1000 非能动核电厂 事故 气溶胶 自然去除

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核电厂氚的产生和排放分析 被引量：18

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作者 黎辉 梅其良 付亚茹 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第4期739-743,共5页

研究核电厂中氚在堆芯和主冷却剂中的产生方式,以及进入环境的途径、形态和排放量,是核电厂辐射环境影响评价非常重要的内容之一。本文通过分析压水堆核电厂中的主冷却剂系统、辅助系统、三废系统和厂房通风系统的运行模式,结合国际上... 研究核电厂中氚在堆芯和主冷却剂中的产生方式,以及进入环境的途径、形态和排放量,是核电厂辐射环境影响评价非常重要的内容之一。本文通过分析压水堆核电厂中的主冷却剂系统、辅助系统、三废系统和厂房通风系统的运行模式,结合国际上的运行经验参数,研究主冷却剂中的氚排放进入环境大气的途径和形态。研究结果表明:理论计算分析结果与电厂运行经验数据相吻合,氚主要通过燃料棒中的三元裂变,可燃毒物棒中硼的活化以及主冷却剂中硼、锂和氘流经堆芯时的活化产生,主要以液态氚水形式排放,影响气液两相分配份额的主要因素取决于主冷却剂向反应堆厂房和辅助厂房的泄漏率。 展开更多

关键词 氚产生 氚排放 迁移特性

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基于AST方法的AP1000失水事故放射性后果评价 被引量：5

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作者 孙大威 梅其良 +2 位作者 付亚茹 韩建春 张姗姗 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第1期103-108,共6页

本文系统地阐述了可替代源项(AST)进行AP1000失水事故剂量分析的基本方法,介绍了可能的放射源、安全壳内去除机制及放射性物质环境释放途径。为了评估失水事故造成的放射性性后果,针对国内某AP1000滨海厂址实际特征,计算了主控制室工作... 本文系统地阐述了可替代源项(AST)进行AP1000失水事故剂量分析的基本方法,介绍了可能的放射源、安全壳内去除机制及放射性物质环境释放途径。为了评估失水事故造成的放射性性后果,针对国内某AP1000滨海厂址实际特征,计算了主控制室工作人员有效剂量、非居住区边界及规划限制区外边界公众剂量,剂量结果分别满足HAD 002/01-2010及GB6249-2011限值要求。同时,通过对关键参数的敏感性分析,进一步确定了对剂量起主导作用的核素组,并且研究了个体年龄及运动状态对其所接受剂量后果的影响。 展开更多

关键词 可替代源项 失水事故 剂量后果

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应急设施可居留性分析的严重事故源项初步探讨 被引量：1

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作者 孙大威 付亚茹 +2 位作者 梅其良 张姗姗 潘楠 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第7期1322-1327,共6页

以先进压水堆核电厂为对象,开展了适用于应急设施可居留性评价的严重事故源项分析方案研究,覆盖了堆芯释放、安全壳内自然去除、放射性物质向环境释放途径等。结合非能动安全壳冷却系统的特征,重点研究了安全壳可能的失效行为,论证了安... 以先进压水堆核电厂为对象,开展了适用于应急设施可居留性评价的严重事故源项分析方案研究,覆盖了堆芯释放、安全壳内自然去除、放射性物质向环境释放途径等。结合非能动安全壳冷却系统的特征,重点研究了安全壳可能的失效行为,论证了安全壳在事故后24h和72h失效工况的辐射影响。结果表明:两种工况放射性释放水平均达到了INES(国际核事件分级)第6级的水平,属于比较严重的核事故;133 Xe、131I为主导核素组的主导核素,所释放的133 Xe介于WASH-1400中PWR2~PWR4之间的水平,131I介于PWR5~PWR6之间水平。同时,以国内某沿海厂址为例,评价了两种工况下应急指挥中心(EOF)工作人员的有效剂量,均可满足100mSv的剂量限值要求。 展开更多

关键词 应急设施可居留性 严重事故 辐射影响

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事故下CAP1000核电厂主控室剂量特征研究 被引量：1

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作者 张姗姗 付亚茹 +1 位作者 孙大威 梅其良 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2017年第1期94-100,共7页

核电厂事故期间,为使主控室工作人员能够坚守岗位缓解事故后果,必须保证主控室的可居留性。放射性水平作为主控室可居留性的重要考虑因素,主控室人员接受的剂量必须满足相关标准导则的要求。本文以弹棒事故为参考工况,对事故情况下主控... 核电厂事故期间,为使主控室工作人员能够坚守岗位缓解事故后果,必须保证主控室的可居留性。放射性水平作为主控室可居留性的重要考虑因素,主控室人员接受的剂量必须满足相关标准导则的要求。本文以弹棒事故为参考工况,对事故情况下主控室的剂量特征进行了分析,给出了不同通风模式下的剂量结果,不同释放途径和不同核素组对剂量的贡献,以及剂量随时间的变化情况。针对CAP1000主控室非能动应急可居留系统设计,对该系统关键参数对剂量影响的敏感性进行了分析。研究结果为进一步深化事故后主控室剂量分析和可居留性优化改进提供了支持。 展开更多

关键词 CAP1000 设计基准事故 主控室 剂量分析 可居留性

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AP1000核电厂厂外剂量风险定量化分析 被引量：1

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作者 梅其良 孙大威 +1 位作者 付亚茹 张姗姗 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第12期2288-2292,共5页

为了分析APl000核电厂各种潜在的严重事故对周围公众的影响，采用MACCS程序模拟释人大气中气载放射性物质的弥散过程，对6种代表性释放类别进行剂量风险定量化分析。计算结果表明，事故后24h内厂址边界附近公众的急性红骨髓剂量风险为1... 为了分析APl000核电厂各种潜在的严重事故对周围公众的影响，采用MACCS程序模拟释人大气中气载放射性物质的弥散过程，对6种代表性释放类别进行剂量风险定量化分析。计算结果表明，事故后24h内厂址边界附近公众的急性红骨髓剂量风险为1，96×10^7Sv／（堆·年），该风险大部分来自安全壳旁通释放（BP）；早期健康效应风险在10^10～10“Sv／（堆·年），且随着与反应堆距离的增大降幅明显；集体全身有效剂量风险为6．94×10^-4人·Sv／（堆·年），引发的癌症致死风险非常低。研究结果还表明，核事故后及时撤离将显著降低公众剂量风险。 展开更多

关键词 严重事故 剂量风险 早期健康效应

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钴调节棒在堆芯内的发热分析 被引量：1

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作者 梅其良 李亢 付亚茹 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第10期1226-1230,共5页

秦山三期CANDU-6型重水堆中,为了生产工业和医用60 Co源,采用钴调节棒替换不锈钢调节棒。钴棒由于受到中子及γ射线照射产生热量,此外,59 Co被活化变成60 Co,而60 Co衰变放出的射线被调节棒自身吸收也会产生热量。因此,有必要研究钴调... 秦山三期CANDU-6型重水堆中,为了生产工业和医用60 Co源,采用钴调节棒替换不锈钢调节棒。钴棒由于受到中子及γ射线照射产生热量,此外,59 Co被活化变成60 Co,而60 Co衰变放出的射线被调节棒自身吸收也会产生热量。因此,有必要研究钴调节棒的发热变化,为进一步分析钴调节棒的温度场及慢化剂的热负荷提供设计输入。本工作采用MCNP程序模拟秦山三期CANDU-6型重水堆的全堆芯(包括燃料、控制棒、调节棒、冷却剂和慢化剂等)几何结构,研究不锈钢调节棒和钴调节棒的发热率。将基于上述钴调节棒计算结果的最大发热率提供给热工进行稳态和事故分析,确保反应堆热工安全性。 展开更多

关键词 钴调节棒 发热率 MCNP程序 全堆芯

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秦山三期^(60)Co调节棒提棒后控制棒驱动机构气空间氘气可燃性安全评价 被引量：1

9

作者 方立凯 丁捷 付亚茹 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第5期570-572,共3页

由于控制棒驱动机构气空间内的氘气不能完成参与气体复合,而60 Co调节棒提出重水液面后棒表面温度较高,因此,需分析气空间内氘气的可燃性。本文采用理论计算加试验的方法,分别确定了60 Co调节棒提出重水液面后的温度及氘气混合气的可燃... 由于控制棒驱动机构气空间内的氘气不能完成参与气体复合,而60 Co调节棒提出重水液面后棒表面温度较高,因此,需分析气空间内氘气的可燃性。本文采用理论计算加试验的方法,分别确定了60 Co调节棒提出重水液面后的温度及氘气混合气的可燃浓度和所需的最小点火温度。通过分析表明,在正常运行20个月内,60 Co调节棒提棒不会造成氘气混合气的爆燃。 展开更多

关键词 60Co调节棒 重水堆 氘气 可燃性

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EOF可居留性分析程序设计与开发

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作者 孙大威 付亚茹 +3 位作者 梅其良 张姗姗 潘楠 王宝印 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第6期1103-1109,共7页

以先进压水堆核电厂为对象,研究了设计基准事故及严重事故工况下放射性迁移行为,确定了应急指挥中心(EOF)工作人员各种受照途径的剂量分析模型,包括进入EOF内污染空气吸入内照射、EOF内污染空气γ淹没外照射、EOF外污染空气穿过混凝土... 以先进压水堆核电厂为对象,研究了设计基准事故及严重事故工况下放射性迁移行为,确定了应急指挥中心(EOF)工作人员各种受照途径的剂量分析模型,包括进入EOF内污染空气吸入内照射、EOF内污染空气γ淹没外照射、EOF外污染空气穿过混凝土屏蔽墙或铁门γ外照射等。在此基础上,利用VC++6.0语言的MFC平台,自主研发了可视化EOF剂量计算程序VYJcode,实现了EOF剂量计算程序化目标,为非能动核电厂EOF可居留性设计提供了技术支持。通过一系列的对比验证,证明了程序的有效性、正确性。 展开更多

关键词 应急指挥中心 MFC平台 VYJcode

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压水堆一回路注锌应用技术方案研究 被引量：3

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作者 付亚茹 梅其良 +3 位作者 张嘉康 姜磊 毛兰方 刘健 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第4期881-887,共7页

压水堆核电厂中近似85%的电厂注锌的主要目的是为了控制辐射场(最有效和经济),同时缓解一回路水应力腐蚀开裂(PWSCC),此技术已经被认为是成熟的技术。新机组加锌,尤其是热态功能试验期间加锌,风险较小,效果较好。对于老机组加锌,对于注... 压水堆核电厂中近似85%的电厂注锌的主要目的是为了控制辐射场(最有效和经济),同时缓解一回路水应力腐蚀开裂(PWSCC),此技术已经被认为是成熟的技术。新机组加锌,尤其是热态功能试验期间加锌,风险较小,效果较好。对于老机组加锌,对于注锌的前两个循环有一定风险,但经过国外多年研究证明其风险可控。对于首次注锌电厂,可分为两个阶段开展一回路加锌技术机组的应用研究:第一个阶段开展注锌前数据测量及收集、一回路注锌对机组影响评价、一回路注锌策略研究和确定;开展注锌相关改造和变更实施、开始注锌和注锌后数据测量收集、注锌效果评价等。国内压水堆核电机组中,三门和海阳1、2号机组在热态功能试验(HFT)期间已经开始注锌,通过样品测量和运行数据收集分析表明,已达到了预期的目的和效果。 展开更多

关键词 一回路 注锌 技术方案 策略 效果评估

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压水堆燃耗库的开发与验证 被引量：3

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作者 彭超 丁谦学 +1 位作者 梅其良 付亚茹 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第3期375-382,共8页

基于最新发布的评价数据库ENDF/B-Ⅷ.0、FENDL-3.1D和EAF-2010开发了一个压水堆(PWR)用燃耗库BURN.SNERLIB,用于ORIGEN-S程序。此数据库由三部分组成:衰变数据、裂变产额数据和截面数据,其格式与ORIGEN-S自带压水堆数据库的格式保持一... 基于最新发布的评价数据库ENDF/B-Ⅷ.0、FENDL-3.1D和EAF-2010开发了一个压水堆(PWR)用燃耗库BURN.SNERLIB,用于ORIGEN-S程序。此数据库由三部分组成:衰变数据、裂变产额数据和截面数据,其格式与ORIGEN-S自带压水堆数据库的格式保持一致。衰变数据选取MF=8文档中的MT=457反应数据进行加工;裂变产额数据共考虑了30种可裂变锕系核素,由特定入射能量下MT=454和MT=459反应数据加工得到;截面数据采用三群结构,首先基于典型压水堆燃料棒栅元在指定燃耗深度下的输运计算获得燃料区域内逐点中子能谱,以此逐点中子谱为权重谱通过NJOY程序将ENDF/B-Ⅷ.0等评价库中的连续截面制作成精细群截面,对精细群截面进行并群计算生成三群截面。利用OECD/NEA公布的压水堆基准题进行了验证,验证了此方法加工ORIGEN-S燃耗库的正确性。分析结果表明,对于某些燃耗计算重要核素,如238Pu等,基于最新评价库开发的数据库比自带库的计算结果更接近于实验值,提升了ORIGEN-S的计算精度。 展开更多

关键词 ORIGEN-S 燃耗库 NJOY 三群截面

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安全壳超压排放工况下乏池水洗效果增强措施研究 被引量：1

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作者 高圣钦 付亚茹 +1 位作者 梅其良 孙大威 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第6期1275-1280,共6页

在CAP1400核电厂安全壳超压排放工况下,安全壳内的水蒸气和不凝性气体的混合气体将被排往乏燃料池,为安全壳卸压,同时乏燃料水池可对其中的放射性物质起到水洗去除的作用。为了增强该工况下乏池对放射性物质的水洗去除效果,减少安全壳... 在CAP1400核电厂安全壳超压排放工况下,安全壳内的水蒸气和不凝性气体的混合气体将被排往乏燃料池,为安全壳卸压,同时乏燃料水池可对其中的放射性物质起到水洗去除的作用。为了增强该工况下乏池对放射性物质的水洗去除效果,减少安全壳超压排放造成的厂外剂量后果,本文针对CAP1400核电厂安全壳超压排放工况下的水洗过程,选取多个水洗关键参数进行敏感性分析,以研究其对乏池水洗气溶胶的总去污因子(DF)的影响,根据分析结果和工程实际,提出了增强乏池放射性水洗效果的措施和建议,可为超压排放装置的优化设计等提供参考。 展开更多

关键词 水洗 核电厂 严重事故 安全壳超压排放 敏感性分析 气溶胶

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事故工况主控室内渗漏对辐射剂量影响初探

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作者 孙大威 高圣钦 +1 位作者 梅其良 付亚茹 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第2期395-401,共7页

为解明事故工况主控室内渗漏带来的辐射影响,针对某CAP1000沿海核电厂,以关键的失水事故为代表,系统性地研究了放射性的产生、安全壳内去除、环境释放、大气弥散等基本方法。通过数值计算,识别出不同内渗漏风量下主控室内放射性核素浓... 为解明事故工况主控室内渗漏带来的辐射影响,针对某CAP1000沿海核电厂,以关键的失水事故为代表,系统性地研究了放射性的产生、安全壳内去除、环境释放、大气弥散等基本方法。通过数值计算,识别出不同内渗漏风量下主控室内放射性核素浓度变化规律,并进一步量化了人员剂量与内渗漏风量、内循环风量之间的耦合关系。研究结果表明,内渗漏风量每增加10 m^(3)/h,有效剂量增加约2.5 mSv,甲状腺剂量增加约52 mSv,内渗漏试验中应重点关注甲状腺剂量的达标性;内渗漏准则取值25.5 m^(3)/h,从辐射安全角度可接受。因此,本研究建立的方法能够用于支撑核电厂内渗漏准则的确定。 展开更多

关键词 辐射影响 失水事故 内渗漏试验 准则

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AP1000核电厂气液态流出物源项分析方法研究

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作者 李怀斌 付亚茹 梅其良 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第1期138-142,共5页

核电厂运行时,会通过液态和气态途径向环境释放出包含少量放射性核素的流出物。开展流出物排放源项的研究是用于气态、液态流出物排放管理和环境影响评价的基础,对于安全分析和环境影响评价具有重要意义。本文结合国内的运行现状和相关... 核电厂运行时,会通过液态和气态途径向环境释放出包含少量放射性核素的流出物。开展流出物排放源项的研究是用于气态、液态流出物排放管理和环境影响评价的基础,对于安全分析和环境影响评价具有重要意义。本文结合国内的运行现状和相关标准的规定,对AP1000核电厂除氚和14C外的裂变产物和活化腐蚀产物气、液态流出物排放源项的分析方法进行了研究和分析,详细考虑了其产生和释放途径,确定了一套适用于AP1000核电厂、且更能体现其设计特征的流出物排放源项的分析方法,并进一步确定了AP1000核电厂流出物的排放源项。 展开更多

关键词 流出物 排放源项 环境影响评价

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安全壳通风系统放射性净化定量分析

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作者 孙大威 梅其良 +1 位作者 付亚茹 李怀斌 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第1期11-17,共7页

以先进压水堆核电厂为对象,开展了正常运行工况安全壳内气载放射性产生方式研究,并构建了分析模型,包括冷却剂泄漏及40Ar中子活化。在此基础上,定量的论证了安全壳空气过滤系统对放射性净化作用,结果表明:无排风净化情况下安全壳大气内... 以先进压水堆核电厂为对象,开展了正常运行工况安全壳内气载放射性产生方式研究,并构建了分析模型,包括冷却剂泄漏及40Ar中子活化。在此基础上,定量的论证了安全壳空气过滤系统对放射性净化作用,结果表明:无排风净化情况下安全壳大气内放射性水平较高,可达DAC(导出空气浓度)限值15.5倍,应实行较严格的措施限制人员进入;通过敏感性分析,识别出85Kr及133Xe为主导核素,由于这些核素半衰期较长,仅依靠衰变较难去除,采用每周定期20 h净化方案可解决该问题。同时,进一步研究了降功率并发碘尖峰机理模型,论证了停堆工况通风策略的有效性,结果表明:实施大风量净化可在进入冷停堆状态时将安全壳内气载放射性降到DAC限值,为人员在安全壳内进行长期操作提供了条件。 展开更多

关键词 气载放射性 安全壳空气过滤系统 碘尖峰

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