公开(公告)号：CN112488459A

公开(公告)日：2021-03-12

申请号：CN202011267781.2

申请日：2020-11-13

申请人： 中国辐射防护研究院

发明人： 贾林胜 ,  杨亚鹏 ,  王任泽 ,  冯宗洋 ,  王宁 ,  梁博宁 ,  张建岗 ,  李国强

IPC分类号： G06Q10/06 ,  G06F17/11

摘要： 本发明涉及一种硝酸铀酰溶液临界事故应急时总裂变次数估算方法，所述方法包括以下步骤：(1)先确定硝酸铀酰溶液系统是否发生临界事故；(2)若体积未明确，优先采用NUREG‑CR/6504中的方法，然后是RASCAL中的方法；(3)若体积明确，判断能否优先使用Barbry公式，其次是Oslen公式、Nomura公式、Tuck公式；(4)若Tuck公式不适用，判断能否使用NUREG‑CR/6504中的方法，然后是RASCA中的方法；(5)判断临界是否结束，若未结束，当前获取的临界信息一旦有更新，再从步骤(1)开始依次执行，估算临界裂变次数。本发明提供的方法与事故进行相结合，为应急决策者提供更准确的技术支持。

公开(公告)号：CN111241743A

公开(公告)日：2020-06-05

申请号：CN202010000451.0

申请日：2020-01-02

申请人： 中国辐射防护研究院

发明人： 王任泽 ,  庄大杰 ,  孟东原 ,  张建岗 ,  李国强 ,  杨亚鹏 ,  徐潇潇 ,  冯宗洋 ,  贾林胜 ,  王宁 ,  孙洪超 ,  王学新 ,  孙树堂

IPC分类号： G06F30/27 ,  G06F119/02 ,  G06F119/08 ,  G06F119/14

摘要： 本发明提供一种基于贝叶斯方法的放射性物品运输容器评价方法，所述方法包括：(1)确定容器整体的可靠度函数；(2)基于贝叶斯方法估计指数分布参数λ；(3)进行容器的整体可靠性评价。本发明提供的方法能对放射性物品进行多方面的整体可靠性评论，且能克服实验数据量少的缺点。

公开(公告)号：CN110991010A

公开(公告)日：2020-04-10

申请号：CN201911106693.1

申请日：2019-11-13

申请人： 中国辐射防护研究院

发明人： 冯宗洋 ,  张建岗 ,  杨亚鹏 ,  王任泽 ,  贾林胜 ,  徐潇潇 ,  王宁 ,  梁博宁 ,  刘一宁 ,  闫峰

IPC分类号： G06F30/20

摘要： 本发明提供一种安全壳气溶胶喷淋和自然沉降的减弱系数估算方法，包括：从源项开始释放起，将事故划分为多个时间段，记为时间步序列(K1，K2，……，Ki，……，Kn)；将连续释放到安全壳的放射性核素在对应时间段ki内释放的量记为释放源项序列(S1，S2,……，Si，……，Sn)；将Si在Ki释放步内的喷淋状态记为沉降序列Spi，所述沉降序列Spi中包括自然沉降和喷淋沉降；分别计算Si在Ki内自然沉降减弱因子Rthis_nature；分别计算Si在Ki内喷淋减弱因子Redthis_spray；将Si在Ki内每个喷淋状态计算得到的减弱因子的乘积记为安全壳历史累积减弱因子PreRedtot。本发明提供的一种安全壳气溶胶喷淋和自然沉降的减弱系数估算方法，能可直接用于不同沉降历史下喷淋和自然沉降减弱因子估算。

公开(公告)号：CN110991006A

公开(公告)日：2020-04-10

申请号：CN201911076654.1

申请日：2019-11-06

申请人： 中国辐射防护研究院

发明人： 贾林胜 ,  王宁 ,  冯宗洋 ,  杨亚鹏 ,  王任泽 ,  刘一宁 ,  张建岗

IPC分类号： G06F30/20 ,  G21C17/00 ,  G06F111/10

摘要： 本发明提供一种基于裸露时间的压水堆大LOCA事故堆芯损伤评价方法，所述方法包括以下步骤：(1)建立模型预测分析大LOCA事故应急工况进程，事故情景包括两种：一回路冷却剂主管道冷管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故和一回路冷却剂主管道热管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故；(2)计算出重要事件的时间节点；(3)建立裸露时间与堆芯损伤状态之间的关系；(4)针对待评价事故计算堆芯裸露时间，并进行堆芯损伤评价。本发明提供的方法基于大LOCA事故的进程，将事故具体分为一回路冷却剂主管道冷管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故和一回路冷却剂主管道热管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故两种情形，分别建立标准进行评价。

公开(公告)号：CN110068667A

公开(公告)日：2019-07-30

申请号：CN201910180686.X

申请日：2019-03-11

申请人： 中国辐射防护研究院

发明人： 王任泽 ,  张建岗 ,  李国强 ,  陈磊 ,  杨亚鹏 ,  徐潇潇 ,  冯宗洋 ,  贾林胜 ,  孙洪超 ,  庄大杰 ,  王学新 ,  孟东原 ,  孙树堂 ,  连一仁 ,  王宁

IPC分类号： G01N33/22

摘要： 本发明提供一种模拟后处理中高放废液(HLLW)罐氢气爆炸的实验装置及方法，所述装置包括模拟HLLW罐系统，所述模拟HLLW罐系统位于实验室内，包括耐热耐压罐、位于耐热耐压罐外围的电磁感应加热器和阀门；测试系统，所述测试系统包括位于所述耐热耐压罐内的K型热电偶、压力传感器、防爆氢气检测仪，位于所述耐热耐压罐外侧上方的在线烟气测量仪和气体浓度仪，以及电子天平；压空系统，所述压空系统用于向耐热耐压罐内充入压缩空气，且可用于模拟所述HLLW罐系统的呼排系统。本发明提供的装置可以实验模拟研究后处理中HLLW罐内生成的氢气在TBP、煤油和HNO3混合溶液的环境下，在HLLW罐内一定温度和压力条件下的爆炸行为。

公开(公告)号：CN109858722A

公开(公告)日：2019-06-07

申请号：CN201711241911.3

申请日：2017-11-30

申请人： 中国辐射防护研究院

发明人： 徐潇潇 ,  杨亚鹏 ,  张建岗 ,  贾林胜 ,  冯宗洋 ,  王宁

IPC分类号： G06Q10/06 ,  G06Q50/06

摘要： 本发明属于核事故应急响应技术领域，涉及核电厂OIL的计算方法及基于其的防护行动决策系统。所述的计算方法根据在线获取的事故源项及气象、环境监测数据计算各相关剂量，由各相关剂量计算并修正得到各OIL的值。利用本发明的核电厂OIL的计算方法，能够在线获取事故源项及气象、环境监测数据，根据核事故发展进程，进行OIL计算和OIL修正；利用本发明的基于前述计算方法的防护行动决策系统，能够基于OIL计算和OIL修正结果，根据场外固定监测点、移动监测车等相关监测数据，实现多个监测点数据同时输入，并基于多个OIL计算结果实现不同阶段公众防护行动的决策。

公开(公告)号：CN109443984A

公开(公告)日：2019-03-08

申请号：CN201811019699.0

申请日：2018-09-03

申请人： 中国辐射防护研究院

发明人： 徐潇潇 ,  贾林胜 ,  冯宗洋 ,  张建岗 ,  杨亚鹏 ,  王宁 ,  王仁泽

IPC分类号： G01N7/18 ,  G06F17/18

摘要： 本发明提供了一种高放废液储罐中氢气产生率的估算方法，该方法通过模拟热化学反应的氢生成机理，以及水和有机组分的辐射分解和腐蚀过程，将高放废液储罐中的氢气由热解、辐解、腐蚀三种机制产生的量相加进行计算。该方法解决了对于高放废液储罐中氢气产生量的预测，对控制高放废液大罐中氢气的聚积，高放废液储罐氢气的爆炸起到预防的作用。本发明适用于后处理厂安全评价，以及为后处理厂应急准备与响应提供技术支持，具有重要的经济价值和社会价值。

公开(公告)号：CN112633637B

公开(公告)日：2024-03-22

申请号：CN202011381550.4

申请日：2020-12-01

申请人： 中国辐射防护研究院

发明人： 王任泽 ,  张建岗 ,  杨亚鹏 ,  冯宗洋 ,  梁博宁 ,  贾林胜 ,  王宁 ,  李国强 ,  庄大杰 ,  徐潇潇

IPC分类号： G06Q10/0635 ,  G06F17/18

摘要： 本发明涉及一种基于风险指引的后处理厂应急行动水平的评价方法，所述方法包括以下步骤：步骤1、通过后处理厂应急规划危险评价方法确定后处理厂的应急行动水平；根据同一应急等级的全部应急行动水平的风险确定该应急等级的风险区间；步骤2、收集有效可用的情景信息；步骤3、使用概率安全评价分析软件建立事故/事件情景分析的概率安全评价模型；步骤4、使用概率安全评价分析确定特定事故/事件情景的风险度量，基于风险度量进行应急行动水平的评价。

公开(公告)号：CN110991006B

公开(公告)日：2024-01-23

申请号：CN201911076654.1

申请日：2019-11-06

申请人： 中国辐射防护研究院

发明人： 贾林胜 ,  王宁 ,  冯宗洋 ,  杨亚鹏 ,  王任泽 ,  刘一宁 ,  张建岗

IPC分类号： G06F30/20 ,  G21C17/00 ,  G06F111/10

摘要： 本发明提供一种基于裸露时间的压水堆大LOCA事故堆芯损伤评价方法，所述方法包括以下步骤：(1)建立模型预测分析大LOCA事故应急工况进程，事故情景包括两种：一回路冷却剂主管道冷管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故和一回路冷却剂主管道热管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故；(2)计算出重要事件的时间节点；(4)针对待评价事故计算堆芯裸露时间，并进行堆芯损伤评价。本发明提供的方法基于大LOCA事故的进程，将事故具体分为一回路冷却剂主管道冷管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故和一回路冷却剂主管道热管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故两种情形，分别建立标准进行评价。(3)建立裸露时间与堆芯损伤状态之间的关系；(56)对比文件Fujiwara, K. 等.Study of thermalhydraulic behaviors during multiple steamgenerator tube rupture events in PWR.《Transactions of the Atomic EnergySociety of Japan》.第15卷(第3期),第159-172页.王宁 等.大破口始发应急工况预测方法研究《.辐射防护》.2020,第40卷(第6期),第571-676页.魏玮 等.应用CDAG方法进行秦山二期大破口LOCA严重事故堆芯损伤研究《.核科学工程》.2008,第28卷(第4期),第334-340页.魏严凇 等.压力容器水位参数在堆芯损伤评价方法中的应用《.原子能科学技术》.2014,第48卷第385-388页.

公开(公告)号：CN112699335B

公开(公告)日：2023-08-29

申请号：CN202011517876.5

申请日：2020-12-21

申请人： 中国辐射防护研究院

发明人： 王宁 ,  张建岗 ,  王任泽 ,  杨亚鹏 ,  冯宗洋 ,  贾林胜 ,  梁博宁

IPC分类号： G06F17/10

摘要： 本发明涉及一种后处理厂高放废液贮槽氢气爆炸事故释放源项估算方法，所述方法包括如下步骤：根据氢气浓度监测值判断是否可能发生爆炸；若可能发生爆炸，则计算爆炸冲击波超压；根据冲击波超压判断贮槽完整性；若贮槽被破坏，则计算蒸发的高放废液质量，以及释放至设备室和环境的各核素的活度。利用本发明提供的估算方法，能够快速获取后处理厂高放废液贮槽氢气爆炸事故的释放源项，为应急响应和后果评价提供基础的输入条件。