潘楠
- 作品数：8 被引量：19H指数：2
- 供职机构：上海核工程研究设计院更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程经济管理更多>>
- CORA程序介绍和在腐蚀产物控制措施上的应用被引量：4
- 2014年
- 为了便于国内核电厂进行较为深入的腐蚀产物产生、分布和控制措施等研究,对腐蚀产物的产生和物理特性、CORA程序的原理及使用范围、国际上采用CORA程序对核电厂腐蚀产物控制措施的情况、辐射场监测和集体剂量分析等方面的经验进行了研究,并采用CORA程序对AP1000核电厂主要的腐蚀产物控制措施进行了分析。通过研究得出如下的结论和建议:CORA程序适用于当核电厂设计条件发生变化时,对电厂中腐蚀产物的影响进行评估;国外广泛采用CORA程序应用于核电厂辐射场测量和腐蚀产物控制措施研究中;CORA程序计算可说明AP1000核电厂中采用的主要控制腐蚀产物的措施,如控制蒸汽发生器传热管钴含量、提高向反应堆冷却剂中注入的Li OH浓度等措施对于控制腐蚀产物是有效的;建议国内核电厂广泛应用CORA程序以研究电厂中辐射场的变化及腐蚀产物的控制措施。
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- CORA程序在辐射场监测和腐蚀产物控制措施上的应用研究
- 反应堆冷却剂中腐蚀产物为电厂中过滤器和除盐床等设备屏蔽设计的主要源项,也为电厂运行期间向环境排放的放射性液体中的主要核素。沉积在回路表面的腐蚀产物对工作人员的集体剂量有主要贡献,一般电厂人员80%0%的集体剂量均来自于沉...
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- 文献传递
- 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
- 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
- AP1000核电厂安全壳内气溶胶自然去除分析被引量：12
- 2017年
- 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。
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- 关键词：AP1000
- 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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- 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。
- 孙大威付亚茹梅其良张姗姗潘楠
- 关键词：严重事故
- 核电厂放射性废物处理厂房火灾事故下放射性后果分析
- 虽然核电厂中的大部分放射性物质都被控制在燃料包壳和一回路系统中,然而在核电厂正常运行时仍会产生大量的放射性废物(三废),并最终被转运到核电厂厂址放射性废物处理厂中进行处理和贮存。厂址放射性废物处理厂提供完整、适宜手段来处...
- 潘楠付亚茹黎辉
- 关键词：AP1000放射性后果火灾
- 文献传递
