黄挺
- 作品数：7 被引量：17H指数：3
- 供职机构：清华大学核能与新能源技术研究院更多>>
- 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更多>>
- 核电厂烟羽应急计划区划分方法研究被引量：8
- 2012年
- 结合不同类型反应堆的安全特性,对不同的烟羽应急计划区(PEPZ)划分方法进行对比分析,然后依据反应堆类型进行系统归类,提出不同堆型所适用的烟羽应急计划区划分方法,最后以我国的模块式高温气冷堆示范电厂(HTR-PM)为例进行划分方法的初步应用。初步研究结果表明,HTR-PM在厂址边界处满足烟羽应急计划区的划分准则,相对于目前的大型轻水堆,可以明显减小其烟羽应急计划区。
- 黄挺曲静原童节娟曹建主
- 关键词：核电厂安全特性高温气冷堆
- 核电厂应急计划区划分中严重事故准则应用方式研究被引量：3
- 2011年
- 作为技术准则,核电厂应急计划区的划分需要考虑严重事故序列。在中国相关的国家标准和核安全导则中,提出了对"大多数严重事故序列"和"最严重事故序列"的剂量准则。在实际应用中,对"大多数严重事故序列"和"最严重事故序列"准则的含义存在不同理解。以WASH1400压水堆严重事故PWR1—PWR7的源项数据作为参考,使用MACCS程序对其中的每个源项的后果和全部源项的加权后果进行计算分析,并将这两种不同计算方法的结果对应急计划区大小的影响进行了比较。研究结果表明,严重事故谱后果的加权结果基本反映了单个事故后果的评价结果,并在一定程度上能够反映应急计划代价的考虑,即以严重事故完整事故谱的加权结果作为确定应急计划区大小的技术准则,能够更好地体现风险缓解和代价之间的权衡原则。
- 黄挺曲静原
- 关键词：核电厂
- 概率截断值对先进轻水堆核电厂应急计划区划分的影响被引量：1
- 2012年
- 1997年,美国核管会(NRC)在对被动与改进型先进轻水堆的应急计划进行评估后指出,在现有的技术框架下先进轻水堆的应急计划应当保持不变,但也表明如果考虑到严重事故发生概率更低,事故的延迟时间更长,则有可能简化对先进轻水堆的应急计划要求,减小应急计划区。这意味着,如果在事故选择时不考虑低于某一概率截断值的事故,则有可能对先进轻水堆核电厂应急计划区的划分产生较大的影响。本文以AP1000核电机组为例,参考美国NUREG-0396的方法,使用MACCS程序对选取不同事故概率截断值可能产生的影响进行研究。研究结果表明,只有当概率截断值高于某些相对概率较大、而后果较为严重的事故的发生概率时,才会对先进轻水堆应急计划区的划分产生较大影响。
- 黄挺曲静原曹建主
- 关键词：应急计划
- 核电厂气溶胶再夹带行为研究进展
- 严重事故条件下核电厂安全壳内气溶胶的行为研究具有重要意义。在严重事故晚期,可能由于水池沸腾或者蒸汽闪蒸导致已经沉积的气溶胶颗粒以液滴形式再次被夹带到气空间中,影响释放到环境中的源项。本文讨论了再夹带的概念、研究背景以及目...
- 江斌黄挺陈炼常华健
- 关键词：严重事故气溶胶
- 文献传递
- 先进堆应急计划研究中的若干问题被引量：1
- 2009年
- 应急计划是核安全纵深防御原则的重要组成部分。相对于目前世界范围内运行的核电厂而言,目前提出的先进堆设计具有更好的安全特性,例如,事故的发生概率很低、事故情况下放射性释放具有较长的延迟时间等。为了增强公众的可接受性和提高核电的竞争能力,核工业界希望政府核安全管理部门能够考虑先进堆的这些安全特性,放宽对先进堆应急计划与准备的相关要求,如简化应急计划。本文首先简要描述核电厂应急计划区划分的一般方法,然后,介绍目前关于先进堆应急计划的研究现状。最后,对先进堆应急计划决策的相关重要问题进行了初步的讨论。
- 黄挺曲静原
- 关键词：纵深防御应急计划
- AP1000核电厂烟羽应急计划区划分初步研究被引量：9
- 2011年
- 应急计划区的划分是核电厂应急计划制定中的重要内容之一。第三代核电机组AP1000应急计划区的划分研究,对其应急计划和应急准备工作具有十分重要的意义。首先介绍了应急计划区划分的一般方法以及我国相关法规的要求;然后以某滨海厂址为例,根据现阶段AP1000事故源项的研究结果和该厂址的气象观测数据,使用PAVAN和MACCS程序对相应的事故后果进行计算;最后结合相应的准则对计算结果进行分析和评价。初步的研究结果表明,AP1000核电厂取半径3km范围作为烟羽应急计划区的内区、半径7km范围作为烟羽应急计划区的外区是合适的。
- 黄挺曲静原李红曹建主
- 关键词：AP1000应急计划
- 关于正确理解堆芯损坏概率的进一步讨论被引量：1
- 2009年
- 堆芯损坏概率/频率这一指标经常用在关于核电安全性的讨论中,其数值意义及概念的认识或理解尚需进一步明确。本文利用概率论相关方法,在深入了解堆芯损坏频率(CDF)获得过程的基础上,讨论了利用泊松过程来计算堆芯损坏概率(CDP)的方法。并说明了直接叠加单个堆年CDF来估计CDP,是一种常见的近似方法,其误差会随着堆年数的增多而变大,应明确其适用范围。计算表明:在10%误差的条件下,对CDF为1×10-4/(堆.年)的堆,用近似方法可讨论到约2 000堆.年,而对CDF为1×10-5/(堆.年)的堆,则可讨论到约20 000堆.年。同时在使用该指标时,不能忽略反应堆发生堆芯损坏这一事件本身的随机属性。
- 赵瑞昌童节娟周林军张永发黄挺张作义
- 关键词：反应堆概率安全分析
