检索结果-南通市图书馆

基于蒙特卡罗法的放射性物质运输容器的失效概率分析

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辐射防护 2013年第3期33卷 169-173页

作者：王任泽庄大杰王学新中国辐射防护研究院太原030006 清华大学工程物理系北京100084

考虑放射性物质运输容器的主要评定参数(如机械应力水平、火烧温度)的随机性,应用重要抽样蒙特卡罗方法在Matlab环境下编写计算机程序,求得在一定置信度下的失效概率。结果表明,蒙特卡罗方法反映了评定参数客观存在的不确定性,是历史记... 详细信息

考虑放射性物质运输容器的主要评定参数(如机械应力水平、火烧温度)的随机性,应用重要抽样蒙特卡罗方法在Matlab环境下编写计算机程序,求得在一定置信度下的失效概率。结果表明,蒙特卡罗方法反映了评定参数客观存在的不确定性,是历史记录和实验的有效补充。

关键词：放射性物质运输容器失效概率蒙特卡罗重要抽样

后处理设施共去污分离循环工段的始发事件研究

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辐射防护 2015年第S1期35卷 118-122页

作者：王任泽李国强冯宗洋庄大杰张建岗中国辐射防护研究院太原030006

始发事件的确定和分组是概率安全评价(PSA)的重要基础。乏燃料后处理设施与核电厂的主要差异在于乏燃料后处理设施的危险物质分布广泛而且不局限于放射性物质。应用失效模式和影响分析(FMEA)与主逻辑图(MLD)两种方法对采取普雷克斯(Pur... 详细信息

始发事件的确定和分组是概率安全评价(PSA)的重要基础。乏燃料后处理设施与核电厂的主要差异在于乏燃料后处理设施的危险物质分布广泛而且不局限于放射性物质。应用失效模式和影响分析(FMEA)与主逻辑图(MLD)两种方法对采取普雷克斯(Purex)流程的典型乏燃料后处理设施的共去污分离循环工段的始发事件进行了识别。然后,根据乏燃料后处理设施中设备室即安全屏障的特点,对始发事件进行了分组。结果显示,本工段内只有两个设备室不需要就安全问题进行特别关注,临界、着火和红油爆炸是需要重点分析的始发事件。

关键词：概率安全评价(PSA) 后处理始发事件失效模式和影响分析(FMEA) 主逻辑图(MLD)

基于GO法的后处理设施供电系统的可靠性分析

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基于GO法的后处理设施供电系统的可靠性分析

高温气冷堆核电站示范工程新燃料运输辐射风险研究

中国核学会2013年学术年会

作者：王任泽中国辐射防护研究院核应急与核安全研究所

应用GO法对后处理设施供电系统的可靠性进行了分析。根据该供电系统设置了母联断路器的特点,定义了母联断路门操作符,据此进行了GO法建模并定量分析,得出了系统的最小割集和平均不可用度,并与故障树法进行了对比。结果表明,母联断路器... 详细信息

应用GO法对后处理设施供电系统的可靠性进行了分析。根据该供电系统设置了母联断路器的特点,定义了母联断路门操作符,据此进行了GO法建模并定量分析,得出了系统的最小割集和平均不可用度,并与故障树法进行了对比。结果表明,母联断路器的设置是合理而必要的;另外,对后处理设施供电系统的可靠性分析,GO法比故障树法建模容易且图形简洁。

关键词：后处理可靠性 GO法母联断路门故障树

来源： cnki会议评论

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cnki会议

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原子能科学技术 2016年第12期50卷 2299-2304页

作者：王任泽孟东原庄大杰曹芳芳李国强王学新张建岗孙洪超孙树堂中国辐射防护研究院山西太原030006 环境保护部核与辐射安全中心北京100082

探索了将概率安全评价(PSA)方法系统地应用于放射性物品运输的辐射风险评价,分析了高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)新燃料元件公路运输的辐射风险。基于实际路况数据和可能的事故情景,选择货包辐射水平升高和临界两种事故工况进行了... 详细信息

探索了将概率安全评价(PSA)方法系统地应用于放射性物品运输的辐射风险评价,分析了高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)新燃料元件公路运输的辐射风险。基于实际路况数据和可能的事故情景,选择货包辐射水平升高和临界两种事故工况进行了事故频率分析。分析表明:货包辐射水平升高事故的发生频率为4.21×10^(-7)(车·单次运输)-1;临界事故的发生频率低于1×10^(-13)(车·单次运输)-1,可不考虑其辐射后果。对事故后果估算的结果表明:货包辐射水平升高事故对应急人员造成的最大外照射剂量为0.55mSv,对附近公众造成的最大外照射剂量为4.55×10^(-3) mSv,其辐射影响是可接受的。总体辐射风险为1.24×10^(-10)人·Sv/(车·单次运输),其中撞击事故对风险的贡献最大。

关键词：概率安全评价燃料公路运输辐射风险

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后处理厂应急行动水平制订方法研究

环境科学与管理 2020年第12期45卷 71-75页

作者：王任泽张建岗中国辐射防护研究院山西太原030006

乏燃料后处理厂的安全特征和潜在危险与核电厂相比,具有显著不同的特点。后处理厂应急状态分级以应急行动水平(EAL)为依据,它是判断后处理厂是否应进入应急状态、应进入何种应急状态等级(EC)的依据。世界范围内,核电厂和核燃料循环设施... 详细信息

乏燃料后处理厂的安全特征和潜在危险与核电厂相比,具有显著不同的特点。后处理厂应急状态分级以应急行动水平(EAL)为依据,它是判断后处理厂是否应进入应急状态、应进入何种应急状态等级(EC)的依据。世界范围内,核电厂和核燃料循环设施EAL的制定都基本参考美国的技术体系。国内对部分核燃料循环设施进行了EAL的初步制定。研究了后处理厂EAL制订方法,可以为后处理厂制定量化的EAL,从而可以在应急工况下更好地进行应急响应,以有效保护公众和环境。

关键词：后处理应急状态等级(EC) 应急行动水平(EAL)

放射性物质运输后果评价软件CRAMTRA 1.0的开发

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辐射防护 2017年第5期37卷 411-417页

作者：王任泽李国强庄大杰孙洪超王学新张建岗中国辐射防护研究院核应急与核安全研究所太原030006

放射性物质运输后果评价软件是放射性物质运输后果评价的重要工具。本文介绍了放射性物质运输后果评价软件CRAMTRA 1.0的评价模型、软件开发和测试结果。

关键词：放射性物质运输软件后果评价开发

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压水堆释放源项快速估算程序开发

辐射防护 2020年第6期40卷 504-509页

作者：冯宗洋张建岗杨亚鹏贾林胜王任泽王宁中国辐射防护研究院太原030006

事故时向环境释放的源项是确定核电厂(NPP)应急响应水平和防护行动决策的重要依据。基于电厂工况估算源项是核电厂严重事故应急响应期间重要的应急评价内容之一。在国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)的有关技术文档基础上,本文介... 详细信息

事故时向环境释放的源项是确定核电厂(NPP)应急响应水平和防护行动决策的重要依据。基于电厂工况估算源项是核电厂严重事故应急响应期间重要的应急评价内容之一。在国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)的有关技术文档基础上,本文介绍了基于压水反应堆(PWR)工况进行事故释放源项估算的步骤和基础数据,并归纳了7种实用的事故释放源项估算方法。基于这些方法,开发了PWR事故时环境释放源项快速估算程序。该程序为不同估算方法提供4种释放途径:安全壳泄漏、安全壳旁通、蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)和直接环境释放,除直接环境释放途径外,其他释放途径都估算了核素释放过程中的衰变、滞留、喷淋和过滤等减弱过程。对比发现,软件计算结果与美国核管会的RASCAL软件释放源项计算结果接近。

关键词：源项核应急 PWR RASCAL

后处理设施放射性液体贮罐泄漏事故环境释放源项估算

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辐射防护 2021年第S1期41卷 64-69页

作者：冯宗洋杨亚鹏王任泽贾林胜王宁梁博宁中国辐射防护研究院太原030006

放射性液体泄漏事故是后处理设施典型的事故,泄漏事故通常发生在设备室。高放废液贮槽泄漏后气载放射性核素生成包括两个过程:一是在泄漏放射性液体的过程中惰性气体从溶液中释放,以及与空气、地板相互作用产生的气溶胶;二是泄漏后的蒸... 详细信息

放射性液体泄漏事故是后处理设施典型的事故,泄漏事故通常发生在设备室。高放废液贮槽泄漏后气载放射性核素生成包括两个过程:一是在泄漏放射性液体的过程中惰性气体从溶液中释放,以及与空气、地板相互作用产生的气溶胶;二是泄漏后的蒸发过程(包括冲洗前稀释前和稀释后)。气溶胶在设备室内生成后会发生沉积,同时随着设备室排风系统,经过滤后向环境排放。本文给出了一种放射性溶液贮槽泄漏事故源项估算方法,实现了事故泄漏质量、泄漏活度、设备室气载放射性活度浓度及积分浓度、环境释放源项估算,为事故应急决策和响应行动提供数据支持。

关键词：应急后处理设施泄漏源项气载释放

维普期刊数据库评论

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铀纯化转化设施始发事件分析

辐射防护 2018年第5期38卷 402-408页

作者：徐潇潇张建岗王任泽杨亚鹏冯宗洋贾林胜王宁中国辐射防护研究院太原030006

始发事件分析是概率安全分析的基础,对始发事件进行定量化评价是概率安全分析获得量化风险结果的必要条件。本文采用工程评估和演绎分析相结合的方法识别了典型铀纯化转化设施的始发事件,根据设施安全保护措施的异同将始发事件分为5组,... 详细信息

始发事件分析是概率安全分析的基础,对始发事件进行定量化评价是概率安全分析获得量化风险结果的必要条件。本文采用工程评估和演绎分析相结合的方法识别了典型铀纯化转化设施的始发事件,根据设施安全保护措施的异同将始发事件分为5组,并对铀纯化转化设施主要关注的UF_6泄漏事件采用事件树分析法进行事故序列分析,得到UF_6泄漏事件序列和相应的频率。

关键词：铀转化始发事件事故序列概率分析