张姗姗
- 作品数：9 被引量：16H指数：3
- 供职机构：上海核工程研究设计院更多>>
- 发文基金：国家科技重大专项更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程环境科学与工程经济管理更多>>
- AP1000核电厂厂外剂量风险定量化分析被引量：1
- 2013年
- 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。
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- 关键词：严重事故
- SGTR事故并发碘尖峰研究被引量：3
- 2013年
- SGTR事故是安全评审重点关注的设计基准事故之一，在三门核电一期工程安全评审中．SGTR事故放射性后果分析被列为CP条件，引起了广泛关注。SGTR事故并发碘尖峰释放机理较为复杂并且对最终剂量结果影响很大。本文结合实际电厂运行经验数据，提出了一种新的SGTR事故并发碘尖峰分析方法，然后对新方法的合理性和保守性进行了分析，最后，将现有方法和新方法运用到实际电厂进行案例分析．结果表明，新方法得到的剂量结果可以满足我国国标的剂量验收准则。
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- 关键词：SGTR事故
- EOF可居留性分析程序设计与开发
- 2017年
- 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。
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- 关键词：应急指挥中心
- 基于AST方法的AP1000失水事故放射性后果评价被引量：5
- 2016年
- 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。
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- 关键词：失水事故
- RG 1.183修订对核电厂设计基准事故(DBA)放射性后果分析的影响研究
- 2015年
- RG 1.183(核电厂设计基准事故(DBA)放射性后果评估所用源项分析导则)规定了核电厂DBA放射性后果分析过程中应遵循的设计原则、假设条件和验收准则等重要内容。自2000年首次出版RG1.183(0版)以后,美国核管会(NRC)仍致力于导则技术内容的研究,在导则完善方面开展了大量工作。2009年,基于上述研究成果,NRC起草了RG 1.183的修订稿(DG-1199),随后根据业界反馈意见对DG-1199进行了修订并拟在此基础上对原有的RG 1.183进行升版。考虑到RG 1.183对DBA放射性后果分析的深远影响,本文以AP1000核电厂作为参考电厂,对RG 1.183(修订版)中更新的内容开展了合理性评估以及影响分析,从而排除该导则的更新对目前的DBA放射性后果分析造成的影响和冲击的可能性。
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- 事故下CAP1000核电厂主控室剂量特征研究被引量：1
- 2017年
- 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。
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- 关键词：设计基准事故主控室
- 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
- 2017年
- 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。
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- 关键词：严重事故
- MSLB事故对主控制室剂量影响研究被引量：2
- 2015年
- 本文深入的阐述了AP1000主蒸汽管道破裂事故(MSLB)剂量分析基本方法,介绍了一回路、二回路初始放射性释放及碘尖峰释放三种方式的源项计算模型。以AP1000滨海厂址为例,分别评估了MSLB事故后应急可居留系统(VES)模式和非放射性通风系统(VBS)新风过滤模式投入情况下主控制室(MCR)内工作人员的剂量,其剂量结果均可满足HAD 002/01-2010限值要求,事故后主控制室具有良好的可居留性。同时,针对VES投入情况下主控制室剂量影响参数,开展了详细的敏感性分析。研究结果表明,二回路初始存在的碘及碱金属对剂量贡献最大;MCR剂量主要来自于0.052~4 h时间段,由VBS正常通风引入的放射性所产生;破损SG喷放时间、VES模式开始时间、MCR内循环风量为剂量敏感参数,MCR内渗透率、辅助风机风量为剂量不敏感参数。相关研究结论可为优化主控制室设计提供必要的理论参考。
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- 关键词：主控制室
- SGTR事故并发碘尖峰研究被引量：4
- 2013年
- 结合实际电厂运行经验数据,提出了一种新的蒸汽发生器传热管破裂事故并发碘尖峰分析方法,并对新方法的合理性和保守性进行了分析。最后,将现有方法和新方法运用到实际电厂进行案例分析,结果表明,新方法得到的剂量结果可以满足我国国标的剂量验收准则。
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- 关键词：SGTR事故计算方法
