船用堆大破口失水事故放射性后果分析 被引量：5

1

作者 王伟 陈力生 +1 位作者 张帆 刘海鹏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第4期674-679,共6页

本文以严重事故分析程序MELCOR为计算工具,建立了某型船用堆的计算模型,研究了某型船用堆发生冷段双端断裂大破口失水事故的源项行为及放射性后果。分析了惰性气体Xe与挥发性气体CsI的释放、迁移和舱室分布规律,并对通风系统投入时机进... 本文以严重事故分析程序MELCOR为计算工具,建立了某型船用堆的计算模型,研究了某型船用堆发生冷段双端断裂大破口失水事故的源项行为及放射性后果。分析了惰性气体Xe与挥发性气体CsI的释放、迁移和舱室分布规律,并对通风系统投入时机进行研究。结果表明:为保证堆舱临舱的剂量辐射在剂量限值内,应于事故发生后10min内投入全船通风。否则,应于全身剂量和甲状腺剂量达到剂量限值前及时采取防护措施。 展开更多

关键词 MELCOR 船用堆 大破口失水事故 放射性后果

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利用可选择源项分析大破口失水事故的放射性后果 被引量：4

2

作者 黄高峰 佟立丽 +1 位作者 邓坚 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第8期738-742,共5页

阐述了应用可选择源项分析设计基准事故放射性后果的基本方法,并以900 MW核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序分析大破口失水事故的放射性后果,包括主控室、非居住区边界和低人口密度区外边界的剂量计算,并与美国核管会(NRC)管理导... 阐述了应用可选择源项分析设计基准事故放射性后果的基本方法,并以900 MW核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序分析大破口失水事故的放射性后果,包括主控室、非居住区边界和低人口密度区外边界的剂量计算,并与美国核管会(NRC)管理导则1.183中的剂量准则相比较,结果均在可接受值之内。 展开更多

关键词 可选择源项 大破口失水事故 设计基准事故 放射性后果

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核电厂严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价 被引量：4

3

作者 李京喜 黄高峰 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第7期848-851,共4页

提出一种严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价方法。通过预先计算通风后安全壳的释放份额和1%初始堆芯总量释入安全壳时的公众个人终身剂量,以及通过事故下安全壳的辐射监测仪表间接得到堆芯向安全壳的释放份额,能够快速评价... 提出一种严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价方法。通过预先计算通风后安全壳的释放份额和1%初始堆芯总量释入安全壳时的公众个人终身剂量,以及通过事故下安全壳的辐射监测仪表间接得到堆芯向安全壳的释放份额,能够快速评价厂外不同距离处公众的个人终身剂量,它可为严重事故的管理和厂外应急策略的实施提供强有力的支持。 展开更多

关键词 严重事故 安全壳通风 放射性后果 快速评价

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双层安全壳压水堆LOCA事故的放射性后果分析审查 被引量：8

4

作者 陈晓秋 岳会国 林权益 《辐射防护通讯》 2005年第4期1-8,共8页

压水堆冷却剂丧失设计事故后果分析主要涉及释放源项、大气弥散和场外辐射后果三个方面。针对具有双层安全壳的压水堆冷却剂丧失设计基准事故,简述了放射性后果分析方法,计算了场外放射性后果,并对放射性后果审查中应当注意的几个问题... 压水堆冷却剂丧失设计事故后果分析主要涉及释放源项、大气弥散和场外辐射后果三个方面。针对具有双层安全壳的压水堆冷却剂丧失设计基准事故,简述了放射性后果分析方法,计算了场外放射性后果,并对放射性后果审查中应当注意的几个问题进行讨论:(1)事故源项。通常可分别考虑为释放到内层安全壳的源项,以及释放到环境的源项。前者主要取决于堆芯裂变产物的积存量,后者不仅与释放到内层安全壳的裂变产物有关,而且与自然的和工程的清除过程以及外层安全壳的缓解作用密切相关。(2)大气弥散因子的计算。根据环境资料的获取情况,可以按照NRC R.G.1.4给出的确定论方法进行保守的估计,也可以按照NRC R.G.1.145描述的概率论方法进行估算。(3)场外放射性后果。主要考虑隔离区边界和低人口区外边界的个人剂量,包括全身剂量和甲状腺剂量。 展开更多

关键词 设计基准事故 源项 放射性后果

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船用堆包壳破损状态下稳压器高点放气放射性后果分析 被引量：1

5

作者 刘海鹏 王伟 +1 位作者 宋超 陈玉清 《舰船电子工程》 2021年第4期181-184,共4页

建立了停堆后稳压器高点放气放射性后果计算模型,并将MELCOR程序计算的包壳破损状态下稳压器内源项耦合到该模型中进行堆舱放射性仿真计算。对稳压器高点放气进行放射性后果计算分析,评估了停堆时间长短、不同包壳破损率等关键因素对船... 建立了停堆后稳压器高点放气放射性后果计算模型,并将MELCOR程序计算的包壳破损状态下稳压器内源项耦合到该模型中进行堆舱放射性仿真计算。对稳压器高点放气进行放射性后果计算分析,评估了停堆时间长短、不同包壳破损率等关键因素对船员的放射性后果影响。针对包壳破损状态下稳压器高点放气导致的放射性危害,提出了相应的辐射安全对策措施。 展开更多

关键词 稳压器 放射性后果 MELCOR 辐射安全

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美国核管会关于核动力厂放射性后果分析的审管进展

6

作者 陈晓秋 李冰 陈莹莹 《辐射防护通讯》 2007年第4期1-6,共6页

介绍了美国核管理委员会新版的轻水堆核动力厂安全分析报告标准审查大纲中放射性后果分析的审管进展,讨论了委员会对放射性后果分析的见解。

关键词 放射性后果分析 标准审查大纲 接受准则 轻水堆

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MSLB事故源项及放射性后果分析 被引量：2

7

作者 蔡伟 叶杰 徐良旺 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第6期1044-1049,共6页

建立了AP1000核电厂主蒸汽管道破裂(MSLB)事故的保守分析模型。采用RG 1.183中定义的替代源项(AST)方法,计算了事故前碘尖峰和事故并发碘尖峰两种情况下释放的总有效剂量当量(TEDE)值,并分析了功率水平、蒸汽发生器水装量、分配系数等... 建立了AP1000核电厂主蒸汽管道破裂(MSLB)事故的保守分析模型。采用RG 1.183中定义的替代源项(AST)方法,计算了事故前碘尖峰和事故并发碘尖峰两种情况下释放的总有效剂量当量(TEDE)值,并分析了功率水平、蒸汽发生器水装量、分配系数等因素对TEDE值的影响。结果表明,极限工况的TEDE值在RG 1.183及GB 6249—2011规定的可接受限值范围内。 展开更多

关键词 MSLB事故 替代源项 放射性后果 总有效剂量当量

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核电厂选址放射性后果分析的几个问题 被引量：3

8

作者 陈晓秋 岳会国 《核安全》 2006年第4期31-36,共6页

厂址安全、环境保护和应急准备是评价核电厂厂址适宜性主要关注的3个方面。本文概述了核电厂选址法规的基本要求,以及目前核电厂选址放射性后果分析中存在的问题,对选址阶段放射性后果审查中应当注意的几个问题进行了讨论。

关键词 放射性后果分析 应急准备 核电厂选址

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华龙一号蒸汽发生器传热管6 mm破口事故放射性后果分析

9

作者 刘建昌 陈韵茵 +2 位作者 陈忆晨 沈永刚 卢向晖 《核安全》 2022年第2期38-42,共5页

当蒸汽发生器传热管发生6 mm的小破口时,在控制系统的作用下,一、二回路热工水力参数将不会触发热工保护信号。在瞬态过程中,带放射性的一回路冷却剂通过破口进入二回路系统,导致二回路放射性水平升高,触发二回路放射性高报警系统,操纵... 当蒸汽发生器传热管发生6 mm的小破口时,在控制系统的作用下,一、二回路热工水力参数将不会触发热工保护信号。在瞬态过程中,带放射性的一回路冷却剂通过破口进入二回路系统,导致二回路放射性水平升高,触发二回路放射性高报警系统,操纵员根据放射性报警信号采取相应的缓解手段,将机组后撤到安全停堆状态。本文采用CATHARE程序开展了热工水力分析,结合分析结果,采用保守的源项分析方法,评价了该事故瞬态导致的放射性后果。分析结果表明,通过放射性报警信号,操纵员及时识别并隔离破损的蒸汽发生器(SG),瞬态过程不会对公众造成严重的放射性后果。 展开更多

关键词 SGTR 源项 放射性后果

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船用堆SGTR事故下舱室放射性活度分析

10

作者 商学利 张帆 +1 位作者 陈文振 杨洪立 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第1期80-84,共5页

分析了船用堆蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的进程,采用热工水力计算耦合放射性源项分析方法,建立放射性核素迁移、泄漏的数学模型,计算了该船用核动力装置特定舱室的放射性活度,为SGTR事故放射性后果分析、辐射防护措施制定提供了依... 分析了船用堆蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的进程,采用热工水力计算耦合放射性源项分析方法,建立放射性核素迁移、泄漏的数学模型,计算了该船用核动力装置特定舱室的放射性活度,为SGTR事故放射性后果分析、辐射防护措施制定提供了依据。该模型已应用于船用堆典型运行事故放射性后果分析平台。 展开更多

关键词 船用堆 蒸汽发生器传热管破裂 舱室放射性活度 放射性后果分析平台

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压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故后果分析中若干问题的讨论 被引量：5

11

作者 陈莹莹 李冰 陈晓秋 《辐射防护通讯》 2011年第6期1-5,共5页

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故是核电厂安全分析报告需要评价的一个重要的设计基准事故,随着该事故的工况分类由极限事故变更为稀有事故,其放射性后果不能满足我国放射性后果验收准则的要求。本文从SGTR事故放射性后果评价的计... 压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故是核电厂安全分析报告需要评价的一个重要的设计基准事故,随着该事故的工况分类由极限事故变更为稀有事故,其放射性后果不能满足我国放射性后果验收准则的要求。本文从SGTR事故放射性后果评价的计算假设、事故源项、验收准则及国内外的实践情况等几方面进行讨论,认为应对SGTR事故作进一步的研究,寻求从设计上的解决方案,同时还应结合SGTR的事故特征给出更为合理的验收准则。 展开更多

关键词 蒸汽发生器传热管破裂事故 设计基准事故 放射性后果 验收准则

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船用堆失水事故元件包壳破损温度阈值及气隙释放后果计算研究

12

作者 张帆 张彦招 +1 位作者 赵新文 商学利 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第1期106-112,共7页

针对船用堆特殊安全性要求,对船用堆失水事故包壳破损温度阈值进行研究。摒弃以往的保守假设,采用最佳估算模型,得到合理的温度阈值,并采用MELCOR程序对典型破口事故下包壳破损份额及气隙释放的放射性后果进行了计算。计算结果为评估舱... 针对船用堆特殊安全性要求,对船用堆失水事故包壳破损温度阈值进行研究。摒弃以往的保守假设,采用最佳估算模型,得到合理的温度阈值,并采用MELCOR程序对典型破口事故下包壳破损份额及气隙释放的放射性后果进行了计算。计算结果为评估舱室剂量、保障运行人员安全提供了依据。 展开更多

关键词 船用堆 包壳破损 气隙释放 放射性后果

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海洋核动力平台装卸料过程辐射后果评价研究

13

作者 杨文 陈艳芳 +2 位作者 巢飞 邱金荣 姚世卫 《核安全》 2021年第5期73-80,共8页

为提高海洋核动力平台核安全管控水平,本文针对海洋核动力平台装卸料过程,采用ORIGEN-Ⅱ程序对堆芯方案一和堆芯方案二进行核素的中子辐照以及衰变计算,从而确定堆芯累积的放射性核素活度、质量和光子能谱等。然后,采用MCNP和MELCOR程... 为提高海洋核动力平台核安全管控水平,本文针对海洋核动力平台装卸料过程,采用ORIGEN-Ⅱ程序对堆芯方案一和堆芯方案二进行核素的中子辐照以及衰变计算,从而确定堆芯累积的放射性核素活度、质量和光子能谱等。然后,采用MCNP和MELCOR程序对海洋核动力平台乏燃料吊装过程卡滞事故、乏燃料吊装跌落事故、乏燃料冷却异常事故、放射性废物泄漏事故等典型事故进行分析计算,获取事故下的精细三维辐射场分布。该研究可为海洋核动力平台核安全分析和核应急决策支持系统提供重要技术支持参数。 展开更多

关键词 海洋核动力平台 源项计算 辐射场计算 气载放射性核素扩散 放射性后果评价

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小风和静风条件下PAVAN程序的应用问题 被引量：5

14

作者 陈晓秋 李冰 《辐射防护通讯》 2008年第4期8-15,共8页

在核电内陆厂址的放射性后果评价中,如何选择大气弥散模式或合理应用PAVAN程序,将面临着重大的挑战。本文结合近年来对小风条件下大气弥散试验的研究进展和NRC的基本观点,以及一些应用软件关于小风条件下模拟大气弥散的方法,重点讨论了... 在核电内陆厂址的放射性后果评价中,如何选择大气弥散模式或合理应用PAVAN程序,将面临着重大的挑战。本文结合近年来对小风条件下大气弥散试验的研究进展和NRC的基本观点,以及一些应用软件关于小风条件下模拟大气弥散的方法,重点讨论了小风和静风条件下PAVAN程序应用的几个问题:静风的定义与应用,大气扩散参数的应用,以及PAVAN程序应用的保守性。 展开更多

关键词 核电内陆厂址 放射性后果评价 大气弥散模式 小风条件

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华龙一号SGTR事故源项分析研究 被引量：2

15

作者 杨舒琦 李兰 +2 位作者 谭怡 肖锋 朱建平 《核安全》 2019年第2期49-53,共5页

本文根据华龙一号蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,简称SGTR)事故的特点,研究了适用于此的事故源项分析方法,分析了蒸汽发生器汽水释放模式对事故放射性源项的影响,明确了蒸汽发生器满溢对事故源项尤其是碘放射性源... 本文根据华龙一号蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,简称SGTR)事故的特点,研究了适用于此的事故源项分析方法,分析了蒸汽发生器汽水释放模式对事故放射性源项的影响,明确了蒸汽发生器满溢对事故源项尤其是碘放射性源项的影响较大。同时进行了事故放射性后果分析。结果表明,新的源项分析方法既符合源项分析的保守性要求,又满足国标对事故放射性后果的限制准则。 展开更多

关键词 SGTR 华龙一号 事故源项 放射性后果

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蒸汽发生器传热管破裂事故缓解措施研究 被引量：1

16

作者 徐苗苗 乐志东 +1 位作者 林支康 沈永刚 《核安全》 2022年第2期62-67,共6页

为降低蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故放射性后果,本文以华龙一号堆型为对象,分析总结了SGTR事故缓解的特点,使用成熟工程程序对SGTR事故缓解进行了优化分析。分析表明,根据放射性报警信号识别SGTR事故,并在停堆时隔离破损SG,可以显著... 为降低蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故放射性后果,本文以华龙一号堆型为对象,分析总结了SGTR事故缓解的特点,使用成熟工程程序对SGTR事故缓解进行了优化分析。分析表明,根据放射性报警信号识别SGTR事故,并在停堆时隔离破损SG,可以显著降低破损SG的蒸汽排放量和破口流量,是降低SGTR事故放射性后果的可行方向。 展开更多

关键词 SGTR 事故缓解 放射性后果

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安全壳及其非能动冷却

17

《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期I0001-I0002,共2页

安全壳是现代压水堆核电站防止放射性物质失控释放最外侧的一道实体屏障。它的完整性对缓解压水堆核电站严重事故条件下的放射性后果具有十分重要的意义。事故条件下的超温超压是安全壳完整性遭到破坏的主要原因之一,因而第二代压水堆... 安全壳是现代压水堆核电站防止放射性物质失控释放最外侧的一道实体屏障。它的完整性对缓解压水堆核电站严重事故条件下的放射性后果具有十分重要的意义。事故条件下的超温超压是安全壳完整性遭到破坏的主要原因之一,因而第二代压水堆广泛采用了能动的安全壳喷淋系统应对超温超压的风险。鉴于能动的安全壳喷淋系统仍有可能失效。 展开更多

关键词 安全壳 压水堆 放射性物质 放射性后果 事故条件 非能动

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切尔诺贝利事故效应的三次系列会议

18

作者 何健军 《国外核新闻》 北大核心 1996年第1期7-7,共1页

【欧洲核学会《核新闻网》1995年11月14日报道】世界卫生组织(WHO)下周将举行一次关于切尔诺贝利事故健康效应的国际会议。这次会议可能受到大量的传媒报道。 会议将于1995年11月20日在日内瓦召开,为期4天。这是在该事故十周年即将到来... 【欧洲核学会《核新闻网》1995年11月14日报道】世界卫生组织(WHO)下周将举行一次关于切尔诺贝利事故健康效应的国际会议。这次会议可能受到大量的传媒报道。 会议将于1995年11月20日在日内瓦召开,为期4天。这是在该事故十周年即将到来之际召开的有关该事故的健康和辐射效应的三次系列会议中的第一次。 展开更多

关键词 切尔诺贝利事故 健康效应 辐射效应 次系 世界卫生组织 欧洲核学会 传媒报道 放射性后果 国际原子能机构 日内瓦会议

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法国机构公布有关福岛核事故影响的报告

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作者 伍浩松 《国外核新闻》 2012年第5期26-26,共1页

【欧洲核学会核新闻网2012年3月16日报道】在日本福岛第一核电站因2011年3月11日的特大地震及其引发的大规模海啸而发生严重核事故之后，法国政府要求法国辐射防护与核安全研究院（IRSN）研究分析该事故的进展及其可能的放射性后果。

关键词 法国政府 核事故 机构 放射性后果 特大地震 辐射防护 核电站 研究院

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