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一种可远距离无线数据传输电子个人剂量仪的设计与实现

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核电子学与探测技术 2015年第9期35卷 931-935页

作者：陈宝维谢伟民杨中建贾林胜中国辐射防护研究院太原030006

设计了一种可远距离无线数据传输的个人剂量仪并制作了样机,开发了相应的监控系统。剂量仪由电源模块、高压模块、GM计数模块、GPS模块、无线数据收发模块、液晶显示模块、按键控制模块及单片机系统组成。该剂量仪可进行个人剂量当量Hp(... 详细信息

设计了一种可远距离无线数据传输的个人剂量仪并制作了样机,开发了相应的监控系统。剂量仪由电源模块、高压模块、GM计数模块、GPS模块、无线数据收发模块、液晶显示模块、按键控制模块及单片机系统组成。该剂量仪可进行个人剂量当量Hp(10)的测量及GPS信号的接收,并可将上述数据实时传往中央计算机。在计算机上运行的软件可以将各台剂量仪的数据及其在地图上的位置予以直观的显示。该套系统适用于核应急演习及实际核应急,具有广阔的应用前景。

关键词：个人剂量仪无线数据传输全球定位系统

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辐射防护最优化参数α值的最新估算

辐射防护 2018年第3期38卷 246-251页

作者：贾林胜冯宗洋杨亚鹏徐潇潇张建岗王宁中国辐射防护研究院太原030006

通过对个人生命经济价值与辐射导致的平均预期寿命缩短相结合的思路来估算辐射防护最优化参数α值。考虑中国实际,采用4种方法进行估算:(1)国内生产总值法;(2)国家法规规定赔偿;(3)重大事件赔偿;(4)意愿支付法。通过分析估算,建议我国... 详细信息

通过对个人生命经济价值与辐射导致的平均预期寿命缩短相结合的思路来估算辐射防护最优化参数α值。考虑中国实际,采用4种方法进行估算:(1)国内生产总值法;(2)国家法规规定赔偿;(3)重大事件赔偿;(4)意愿支付法。通过分析估算,建议我国α基础值(α_(base))取值范围为人民币5~61万元/(人·Sv)。

关键词：辐射防护最优化 α值个人生命经济价值

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集成化核电厂核应急指挥与决策支持系统开发

辐射防护 2015年第5期35卷 274-283页

作者：杨亚鹏张建岗汤荣耀冯宗洋徐潇潇贾林胜中国辐射防护研究院太原030006

集成化核电厂核应急指挥与决策支持系统用于核电厂的应急指挥、工况评价、环境影响预测评估、决策支持和应急数据管理等。该系统实时采集机组工艺运行、气象、环境监测等基础监测数据,通过画面组态显示机组主要核安全参数,并基于实时数... 详细信息

集成化核电厂核应急指挥与决策支持系统用于核电厂的应急指挥、工况评价、环境影响预测评估、决策支持和应急数据管理等。该系统实时采集机组工艺运行、气象、环境监测等基础监测数据,通过画面组态显示机组主要核安全参数,并基于实时数据和手动输入,开展应急状态等级辅助判断、堆芯损伤评估、源项计算、环境影响预测分析、操作干预水平计算等。系统针对事故不同阶段,如:启动应急时刻、放射性释放前、放射性释放后,分别建立单独的防护行动分析模型,开展不同阶段的决策支持。系统通过Web GIS的方式,对主要的应急资源设施、应急评价结果(等剂量曲线、防护行动区域等)在地图上进行直观显示。本文主要介绍了该系统的业务流程、功能模块设计、开发方案设计,以及主要应急评价模型等。

关键词：核应急核事故决策支持应急评价应急指挥 WebGIS

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反应堆事故应急操作干预水平制定的进展

辐射防护 2017年第6期37卷 515-522页

作者：徐潇潇张建岗汤荣耀杨亚鹏冯宗洋贾林胜中国辐射防护研究院太原030006

操作干预水平(OIL)是可直接用来根据有关环境测量结果确定适当防护行动的行动水平。本文介绍了国际上OIL概念及其制定的发展过程,以及不同版本OIL的默认值和相应的防护行动,对我国核电厂操作干预水平的制定具有较大的参考价值。

关键词：应急操作干预水平紧急防护行动长期防护行动早期行动

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

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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

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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

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应急照射情况的防护

辐射防护 2016年第6期36卷 337-343,363页

作者：张建岗汤荣耀李国强徐潇潇杨亚鹏冯宗洋贾林胜中国辐射防护研究院太原030006

国际原子能机构(IAEA)在国际放射防护委员会(ICRP)第103号建议书的基础上,完成了《国际电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(IBSS)的修订并于2014年发布,原来的实践与干预体系改变为现在的计划照射、应急照射和现存照射三种照射情况。... 详细信息

国际原子能机构(IAEA)在国际放射防护委员会(ICRP)第103号建议书的基础上,完成了《国际电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(IBSS)的修订并于2014年发布,原来的实践与干预体系改变为现在的计划照射、应急照射和现存照射三种照射情况。关于应急照射情况的要求主要有:根据与源有关的辐射危险的性质和规模制定应急计划、应急程序和应急安排;参考水平用于应急照射情况下的防护和安全最优化;政府须确保建立和维护一个综合并协调的应急管理体系;对于公众照射,政府须确保在规划阶段制定防护策略并使其正当化和最优化;政府须制定关于管理、控制和记录应急人员在紧急情况下所受剂量的计划。IAEA保护人类和环境安全标准GSR第七部分《核与辐射应急准备和响应安全标准》是基于原安全标准丛书GS-R-2(2002)和IBSS修订发布的,本文给出了在要求、术语、概念等方面的变化。我国现行标准《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》等效采用了1996版IBSS,在参考水平、公众应急防护行动准则、应急工作人员的受照控制等方面都与新IBSS不同,应及时开展研究并修订我国标准。

关键词：应急照射辐射防护原则基本安全标准应急准备应急响应国家协调机制危险评价应急准备类型防护行动和其他响应行动防护策略通用准则

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压水堆堆芯损伤评价系统研究与开发

辐射防护 2020年第6期40卷 652-656页

作者：贾林胜杨亚鹏王任泽冯宗洋王宁刘一宁中国辐射防护研究院太原030006

堆芯损伤评价是反应堆事故后应急评价的重要组成部分。本文在国外文献基础上,结合国内的运行经验,对压水堆堆芯损伤评价进行研究,并开发了相应的软件程序。堆芯损伤评价包括基于堆芯裸露时间、在线监测仪表读数和取样分析数据三种方法... 详细信息

堆芯损伤评价是反应堆事故后应急评价的重要组成部分。本文在国外文献基础上,结合国内的运行经验,对压水堆堆芯损伤评价进行研究,并开发了相应的软件程序。堆芯损伤评价包括基于堆芯裸露时间、在线监测仪表读数和取样分析数据三种方法。考虑应急实时要求、电厂实际情况与国际经验,本文采用了基于在线监测仪表读数的评价方法,该方法主要是基于堆芯热电偶读数与安全壳辐射监测仪表读数进行评价,其他监测仪表读数进行辅助合理性证实。

关键词：压水堆堆芯损伤应急评价堆芯状态