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核电厂SPAR-H方法中的绩效形成因子优化研究
1
作者 卓钰铖 仇永萍 +4 位作者 刘鹏 李志忠 雷文静 谭笑 邱益民 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第4期911-919,共9页
核电厂概率安全评价(PSA)结果作为核电厂执照文件的组成部分,对核电厂的执照申请和安全运行有着重要作用。核电厂人员可靠性分析(HRA)作为核电厂PSA中的关键要素,对PSA的分析结果和风险见解有着重要影响。核电厂HRA方法众多,标准化电厂... 核电厂概率安全评价(PSA)结果作为核电厂执照文件的组成部分,对核电厂的执照申请和安全运行有着重要作用。核电厂人员可靠性分析(HRA)作为核电厂PSA中的关键要素,对PSA的分析结果和风险见解有着重要影响。核电厂HRA方法众多,标准化电厂风险分析HRA(SPAR-H)方法由于使用便利等特点,在我国得到了极其广泛的应用。但同时SPAR-H方法可能导致结果的阶跃性问题、所考虑的绩效形成因子(PSF)的合理性、PSF不同级别的选取标准模糊等问题也越来越受到关注。本文结合多年的工程实践经验、理论研究和对核电厂众多操纵员的调查走访,对SPAR-H方法的PSF类别、各PSF的分级颗粒度和评价准则、各PSF级别的修正因子等内容进行了优化尝试,并结合实证数据进行了方法的效度验证。分析结果表明,PSF优化后的SPAR-H方法在人员可靠性定量分析中表现出较好的效度,且具备工程上的可实施性。本文方法可为核电厂人员可靠性分析领域的方法开发和工程应用提供参考。 展开更多
关键词 人员可靠性分析 概率安全评价 SPAR-H方法
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民用核动力船舶安全及概念设计研究
2
作者 程相茹 《机械工程师》 2025年第1期82-87,91,共7页
由于装机功率大、清洁环保、续航里程远等优势,核能船舶曾被作为民用船舶发展的重点方向,为分析民用核能船舶的特点及其发展困境,文中在分析民用核能船舶发展现状的基础上,分别从核能船舶安全分析、总体性能准则、动力及推进系统配置等... 由于装机功率大、清洁环保、续航里程远等优势,核能船舶曾被作为民用船舶发展的重点方向,为分析民用核能船舶的特点及其发展困境,文中在分析民用核能船舶发展现状的基础上,分别从核能船舶安全分析、总体性能准则、动力及推进系统配置等方面进行概念设计思考,最后从技术、经济等方面分析了阻碍民用核能船舶发展停滞的原因。 展开更多
关键词 民用船舶 核动力 安全分析 概念设计
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一体化快堆的物理特性与设计逻辑 被引量：1
3
作者 霍兴凯 宋英韵 +2 位作者 莫不 冯伟 胡赟 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期61-70,共10页
为实现高效的核燃料循环,充分利用铀资源,一体化快堆采用金属燃料及与之配套的干法后处理和新燃料制造。金属燃料能谱硬,有利于提高增殖比和燃耗深度,为降低乏燃料量提供了必要条件。能谱越硬则辐照损伤截面越高,因此包壳辐照损伤成为... 为实现高效的核燃料循环,充分利用铀资源,一体化快堆采用金属燃料及与之配套的干法后处理和新燃料制造。金属燃料能谱硬,有利于提高增殖比和燃耗深度,为降低乏燃料量提供了必要条件。能谱越硬则辐照损伤截面越高,因此包壳辐照损伤成为一体化快堆燃耗深度的限制因素。较高的内增殖使燃耗反应性降低,无需添加过多的剩余反应性,可大幅减少控制棒数量,对安全性和经济性均有提高。金属燃料还因其膨胀率高、导热性好带来固有安全性上的显著提升。尽管较硬的能谱一般会带来较大的正钠空泡效应,但其他固有安全特征可在事故初期提供足够的负反馈,避免燃料及冷却剂过热发展出钠空泡效应。一体化快堆为安全高效地利用核能提供了一个理想的解决方案。 展开更多
关键词 金属燃料 一体化快堆 增殖 钠空泡反应性 堆芯设计
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考虑系统仿真程序模型参数不确定性的RISMC方法研究
4
作者 刘江鸿 李磊 +3 位作者 孙大彬 王贺 赵强 王珑璁 《哈尔滨工程大学学报》 北大核心 2025年第11期2313-2320,共8页
结合确定论与概率论分析方法的风险指引安全裕度特性分析方法能够全面地对复杂事故场景下的风险进行评估,正逐步被运用推广。现有方法对系统仿真程序模型参数不确定性的量化分析尚不充分,可能会导致对安全裕度的评估存在偏差。基于此,... 结合确定论与概率论分析方法的风险指引安全裕度特性分析方法能够全面地对复杂事故场景下的风险进行评估,正逐步被运用推广。现有方法对系统仿真程序模型参数不确定性的量化分析尚不充分,可能会导致对安全裕度的评估存在偏差。基于此,本文提出考虑系统仿真程序模型参数不确定性的风险指引安全裕度特性分析方法,采用双层抽样方法处理模型参数和电厂状态参数不确定性的传播问题,并结合概率盒与置信限值估计得到事故序列失效概率。采用考虑系统仿真程序模型参数不确定性的风险指引安全裕度特性分析方法对大破口失水事故进行案例分析。结果表明:与常规的风险指引方法分析结果相比,考虑模型参数不确定性的风险指引安全裕度特性分析方法可以获得更可信,保守的失效概率估算,有助于提高决策者对事故风险的监测和管理,为完善风险指引方法框架提供研究思路。 展开更多
关键词 风险指引 安全裕度 不确定性量化 模型参数不确定性 概率盒 双层抽样 CPR1000 大破口事故
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热管冷却反应堆概率安全评价关键问题研究概述
5
作者 钱雅兰 卓钰铖 +4 位作者 李肇华 刘展 杨波 陆天庭 席恺 《核安全》 2025年第6期91-99,共9页
热管堆是一种极具发展潜力的新型反应堆,是核能系统研究的热点。热管堆采用固态堆芯、热管非能动传热方式,系统设计简单紧凑,具有良好的固有安全性和部署灵活性。为促进热管堆研发和技术拓展,有必要在核安全领域研究概率安全评价(probab... 热管堆是一种极具发展潜力的新型反应堆,是核能系统研究的热点。热管堆采用固态堆芯、热管非能动传热方式,系统设计简单紧凑,具有良好的固有安全性和部署灵活性。为促进热管堆研发和技术拓展,有必要在核安全领域研究概率安全评价(probabilistic safety assessment,简称PSA)的关键问题。本文以热管堆PSA关键问题的5个方面作为研究对象,即导则、法规和标准,风险评估准则,方法论及技术要素,行业实践经验及审评执照取证,归纳分析国内外研究现状,评价当前研究的不足。通过研究,总结出我国现有的PSA标准和方法论等对热管堆适用性欠佳,行业实践经验稀缺,并提出了研究方向展望及建议措施。本文可为热管堆PSA的开发和应用提供一定的参考。 展开更多
关键词 热管堆 概率安全评价 研究概述
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基于机器学习的核电厂震后损伤评估及响应预测方法
6
作者 郑志 王勇 +2 位作者 温卫平 潘晓兰 田澳楠 《工程力学》 北大核心 2025年第9期124-136,共13页
为精确预测超设计基准地震下核电厂的抗震性能,确保核电厂的安全性和可靠性,提出一种新的机器学习框架用于建立核电厂多元地震动强度参数概率地震需求模型。使用32种地震动强度参数来表征地震的特征,并通过递归随机森林确定最佳地震动... 为精确预测超设计基准地震下核电厂的抗震性能,确保核电厂的安全性和可靠性,提出一种新的机器学习框架用于建立核电厂多元地震动强度参数概率地震需求模型。使用32种地震动强度参数来表征地震的特征,并通过递归随机森林确定最佳地震动强度参数特征子集。采用机器学习算法,建立核电厂震后损伤状态及需求参数响应的预测模型。结果表明:CatBoost算法能够准确评估核电厂的损伤状态;GB和XGB算法在预测核电厂震后响应方面效果最佳。机器学习有潜力实现核电厂高精度损伤评估和响应预测,能够捕捉超设计基准地震下核电厂由于刚度退化引起的非弹性行为,拓展了核电厂震后风险评价体系。此外,通过沙普利加性解释方法(shapley additive explanations,SHAP)方法解释了预测模型的结果,研究了地震动强度参数随地震动强度提高的解释程度演变情况,研究成果可为实际核电厂抗震设计、震后加固和决策提供参考。 展开更多
关键词 核电厂 机器学习 超设计基准地震 地震动强度参数 概率地震需求模型
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核反应堆冷却剂系统故障诊断动态模糊径向基神经网络模型
7
作者 朱佳浩 戴滔 +1 位作者 隋阳 李枭瀚 《科学技术与工程》 北大核心 2025年第11期4567-4573,共7页
针对传统的故障诊断方法难以在不确定环境下准确诊断核电厂核反应堆冷却剂系统(reactor coolant system, RCS)故障这一问题,按照以下路线建立了一种核电厂RCS故障诊断动态模糊径向基神经网络(dynamic fuzzy radial basis function neura... 针对传统的故障诊断方法难以在不确定环境下准确诊断核电厂核反应堆冷却剂系统(reactor coolant system, RCS)故障这一问题,按照以下路线建立了一种核电厂RCS故障诊断动态模糊径向基神经网络(dynamic fuzzy radial basis function neural network, DFRBFNN)模型。首先,根据RCS的故障类型和样本数据,确定DFRBFNN模型的初始结构;然后,应用径向基神经网络方法,构建了RCS故障诊断DFRBFNN初始模型,应用随机初始化方法,对DFRBFNN初始模型的去模糊层到输出层的连接权重进行初始化处理;最后,应用误差下降率法,修正DFRBFNN初始模型的结构和参数,构建了RCS故障诊断DFRBFNN模型。应用所建立的模型对冷却剂丧失、失流和蒸汽发生器管道破裂事故进行诊断,并与传统的故障诊断模型进行对比,验证了本文所建立模型的有效性。研究表明,所构建的核电厂RCS故障诊断DFRBFNN模型能够在不确定环境下准确地诊断RCS的故障。 展开更多
关键词 核电厂 核反应堆冷却剂系统 故障诊断 动态模糊径向基神经网络模型
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AP1000核电厂安全壳内气溶胶自然去除分析 被引量：17
8
作者 付亚茹 耿珺 +3 位作者 孙大威 梅其良 黄高峰 潘楠 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期700-705,共6页
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... 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。 展开更多
关键词 AP1000 非能动核电厂 事故 气溶胶 自然去除
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用Monte Carlo方法计算HTR-10余热排出系统物理过程的失效概率 被引量：10
9
作者 谢国锋 童节娟 +1 位作者 何旭洪 郑艳华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第2期85-87,共3页
介绍了计算物理过程失效概率的蒙特卡罗方法(Monte Carlo)。应用重要抽样蒙特卡罗方法计算了10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)余热排出系统物理过程的失效概率,并进行了误差分析。与响应面方法的计算结果进行比较后发现,两种方法得到的计算... 介绍了计算物理过程失效概率的蒙特卡罗方法(Monte Carlo)。应用重要抽样蒙特卡罗方法计算了10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)余热排出系统物理过程的失效概率,并进行了误差分析。与响应面方法的计算结果进行比较后发现,两种方法得到的计算结果数量级相同,进一步验证了以下结论:由于采用了非能动设计,HTR-10的余热排出系统的失效概率至少降低了3个数量级。 展开更多
关键词 MONTE Carlo HTR-10 概率安全评价 非能动系统 可靠性 重要抽样方法
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AP1000核电站非能动安全系统的比较优势 被引量：15
10
作者 叶成 郑明光 +1 位作者 韩旭 陈松 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第10期1221-1225,共5页
面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极... 面对日益增长的核电发展需求,几乎所有的国家都把新的核电项目定位于第Ⅲ代核电技术,其中一个重要原因就是因为第Ⅲ代核电技术的安全性相对于第Ⅱ代和Ⅱ+核电技术的安全性有了很大提高。第Ⅲ代核电技术中的AP1000采用非能动安全技术,极大提高了安全性能指标。对AP1000与第Ⅱ代核电技术中具有代表性的安全系统,即AP1000中的非能动安全壳冷却系统(PCS)和第Ⅱ代核电中的喷淋系统(SCS),进行了比较,从概率安全评价(PSA)的角度对它们进行分析,通过具体计算得出了非能动安全系统具有比较优势的原因。 展开更多
关键词 AP1000 非能动 非能动安全壳冷却系统 喷淋系统
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压力和温度对静力水准系统精度影响分析 被引量：12
11
作者 何晓业 黄开席 +2 位作者 陈森玉 刘祖平 赵营海 《核技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第5期321-325,共5页
静力水准系统(Hydrostaticlevelingsystem,HLS)的工作介质是液体。由于纯净水的诸多优点,在本系统中采用水作为工作介质。液体的特性是极易受到外界的影响而改变它的物理形态。在HLS系统中,压力、温度等因素对系统的测量有着非常大的影... 静力水准系统(Hydrostaticlevelingsystem,HLS)的工作介质是液体。由于纯净水的诸多优点,在本系统中采用水作为工作介质。液体的特性是极易受到外界的影响而改变它的物理形态。在HLS系统中,压力、温度等因素对系统的测量有着非常大的影响。本文分别分析了压力和温度对静力水准系统测量精度的影响。为了消除压力的影响,在系统设计的时候采用了密封钵体和钵体之间用等压气管连接的办法,保证系统在工作时每个钵体中的工作液体表面上的大气压是一致的。温度的影响包括水管中温度梯度的影响和钵体之间温度差异的影响。通过分析,对于水管中温度梯度的影响,只要在安装系统时保证水管的垂直高差足够小,就可以忽略;而对于钵体之间的温度差异的影响,在每个钵体传感器中都安装了温度传感器,实时地测量钵体的温度,并和CCD测量数据同时采集,通过理论计算得到温度修正公式,对每个钵体中的CCD读数进行温度修正。通过实验数据分析,可以把温度的影响修正到允许的误差范围以内。 展开更多
关键词 静力水准系统 压力 温度
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AP1000非能动安全壳冷却水WGOTHIC分析 被引量：13
12
作者 叶成 郑明光 +4 位作者 王勇 王国栋 张迪 倪陈宵 王明路 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第12期2225-2230,共6页
本文应用WGOTHIC程序对AP1000核岛整体分工况建模,系统分析了多种情况下冷却水装量对安全性的影响。结果表明:非能动安全壳冷却系统失效1 000s后,安全壳超压;冷却水冷却72h后得不到冷却水的补充,0.9d后安全壳超压;冷却水冷却19.6d后,安... 本文应用WGOTHIC程序对AP1000核岛整体分工况建模,系统分析了多种情况下冷却水装量对安全性的影响。结果表明:非能动安全壳冷却系统失效1 000s后,安全壳超压;冷却水冷却72h后得不到冷却水的补充,0.9d后安全壳超压;冷却水冷却19.6d后,安全壳虽超压,但小于安全壳屈服极限压力;冷却水冷却30d后,空气冷却已足够带走堆芯衰变热,而不需人为干预。结果为应急计划制定和设计改进提供了依据。 展开更多
关键词 非能动冷却 非能动安全壳系统 WGOTHIC程序
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A P1000钢制安全壳厚度对传热性能的影响 被引量：9
13
作者 叶成 郑明光 +4 位作者 王勇 邱忠明 王明路 李永春 曹臻 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第3期457-461,共5页
AP1000是目前世界上安全性最高的第三代大型压水堆之一,相比于二代压水堆,其重要特征是将预应力混凝土的安全壳改为钢制安全壳,在整个冷却过程中钢制安全壳起着重要的作用。本文利用WGOTHIC程序建立AP1000整体长期空气冷却模型,对安全... AP1000是目前世界上安全性最高的第三代大型压水堆之一,相比于二代压水堆,其重要特征是将预应力混凝土的安全壳改为钢制安全壳,在整个冷却过程中钢制安全壳起着重要的作用。本文利用WGOTHIC程序建立AP1000整体长期空气冷却模型,对安全壳厚度进行研究,得到了传热性能与安全壳厚度的关系。结果表明,在一定范围内随安全壳厚度的增加,总体安全性得到较大提升,这为采用钢制安全壳的核电站设计提供了理论参考。 展开更多
关键词 钢制安全壳 安全壳厚度 WGOTHIC程序
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基于响应面拟合方法中国铅基研究实验堆非能动余热排出系统可靠性分析 被引量：7
14
作者 潘晓磊 王家群 +2 位作者 胡丽琴 汪建业 汪进 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2016年第5期67-72,共6页
非能动系统已广泛地应用于新一代堆的设计中,其可靠性分析成为新型反应堆概率安全评价(Probabilistic Safety Analysis,PSA)的重要内容。本文提出一种用于非能动系统可靠性分析的响应面拟合方法,并应用于中国铅基研究实验堆反应堆容器... 非能动系统已广泛地应用于新一代堆的设计中,其可靠性分析成为新型反应堆概率安全评价(Probabilistic Safety Analysis,PSA)的重要内容。本文提出一种用于非能动系统可靠性分析的响应面拟合方法,并应用于中国铅基研究实验堆反应堆容器空气冷却系统(Reactor Vessel Air Cooling System,RVACS)的可靠性分析。采用流体计算软件Fluent模拟RVACS系统的输入输出作为求解响应面性能函数的输入样本,利用最小二乘法和bootstrap方法估计响应面性能函数的系数,以响应面模型代替Fluent模型分析RVACS系统的非能动失效概率。分析表明,在所有能动余热排除系统不可用的情况下,RVACS四组并联排热管中的两组也能够可靠地导出反应堆余热。RVACS系统可靠性高。 展开更多
关键词 中国铅基研究实验堆 反应堆容器空气冷却系统 响应面方法 最小二乘法 BOOTSTRAP方法
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钠冷快堆钠火概率安全评价方法研究 被引量：6
15
作者 宋维 钱鸿涛 +2 位作者 杨红义 张春明 左嘉旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第11期2041-2045,共5页
钠火事故是钠冷快堆的典型和特有事故,且很可能是反应堆总风险的主要贡献因素之一。本文在介绍钠火事故特点的基础上,研究使用概率安全分析评价钠冷快堆钠火风险的方法。以中国实验快堆反应堆大厅钠火事故为实例,计算得到反应堆大厅钠... 钠火事故是钠冷快堆的典型和特有事故,且很可能是反应堆总风险的主要贡献因素之一。本文在介绍钠火事故特点的基础上,研究使用概率安全分析评价钠冷快堆钠火风险的方法。以中国实验快堆反应堆大厅钠火事故为实例,计算得到反应堆大厅钠火导致的堆芯损坏频率为1.19×10-8/(堆·年)。在此基础上进一步讨论目前钠火概率安全评价中尚需研究的关键问题。 展开更多
关键词 钠冷快堆 钠火 堆芯损坏频率 钠火概率安全评价
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利用航测数据反推福岛核事故^(137)Cs的释放量 被引量：5
16
作者 程卫亚 杨宏伟 +2 位作者 陈凌 张永兴 骆志平 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第2期252-256,共5页
日本福岛第一核电站发生事故后,造成大量的放射性物质释放。为准确评估事故的释放量,本文根据美国公布的航测137 Cs地面沉积浓度图和日本福岛第一核电站事故发生后观测的气象数据,利用拉格朗日烟团模式反推137 Cs的释放量,并通过计算估... 日本福岛第一核电站发生事故后,造成大量的放射性物质释放。为准确评估事故的释放量,本文根据美国公布的航测137 Cs地面沉积浓度图和日本福岛第一核电站事故发生后观测的气象数据,利用拉格朗日烟团模式反推137 Cs的释放量,并通过计算估算日本福岛第一核电站核事故向大气释放的131I当量,约为1.07×1018 Bq,估算结果与日本政府公布的估算结果接近。 展开更多
关键词 福岛第一核电站 核事故 地面沉积浓度 拉格朗日烟团模式 131I释放当量
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正电子核素^(89)Zr:药物化学及其生物体内行为评价的研究新进展 被引量：8
17
作者 陈文 魏洪源 +1 位作者 刘宁 罗顺忠 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2018年第1期11-22,共12页
^(89)Zr是近年来刚刚兴起的正电子核素,其半衰期长(78.4h),特别适合标记抗体、纳米等具有较长生物半衰期的药物载体以及需长时间观测显像的载体。^(89)Zr生产成本低,体内稳定性较好,能滞留在肿瘤细胞中,更重要的是^(89)Zr在PET显像中分... ^(89)Zr是近年来刚刚兴起的正电子核素,其半衰期长(78.4h),特别适合标记抗体、纳米等具有较长生物半衰期的药物载体以及需长时间观测显像的载体。^(89)Zr生产成本低,体内稳定性较好,能滞留在肿瘤细胞中,更重要的是^(89)Zr在PET显像中分辨率高,因此^(89)Zr在PET显像领域具有广阔的应用前景。本文从^(89)Zr的生产和纯化、溶液配位化学以及与抗体的键连方法学等药物化学基本性质出发,再通过^(89)Zr的生物分布、临床前及临床应用等生物体内行为评价,较为全面地综述正电子核素^(89)Zr的最新研究进展。 展开更多
关键词 ^(89)Zr PET 抗体 配位化学 临床应用
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BEPCII储存环准直测量点位误差分析 被引量：4
18
作者 柯志勇 何振强 +4 位作者 董岚 马娜 王铜 梁静 罗涛 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2015年第1期1-6,共6页
介绍了北京正负电子对撞机重大改造工程(BEPCII)储存环的准直测量方法和数据平差处理方法,并对2006-2012年隔年储存环控制点的点位中误差进行了计算和分析,其绝对点位中误差在储存环的平面径向和切向的几何平均值均在0.10 mm以内,高程... 介绍了北京正负电子对撞机重大改造工程(BEPCII)储存环的准直测量方法和数据平差处理方法,并对2006-2012年隔年储存环控制点的点位中误差进行了计算和分析,其绝对点位中误差在储存环的平面径向和切向的几何平均值均在0.10 mm以内,高程方向在0.25 mm以内,相对点位中误差在平面径向、切向和高程方向的几何平均值均在0.06 mm以内,可为其它加速器装置控制网的设计和测量提供参考。 展开更多
关键词 BEPCII 储存环 控制网 平差 误差椭圆 误差
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燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发与验证 被引量：7
19
作者 邢硕 张坤 +7 位作者 陈平 周毅 尹春雨 冯晋涛 何梁 苗一非 惠永博 王璐 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第11期2048-2053,共6页
鉴于现有软件均缺乏CF3燃料组件N36锆合金包壳分析能力,开展了燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发工作。基于N36锆合金的堆外试验数据和N36锆合金包壳燃料棒池边检查数据,研究了N36锆合金的物理性能、腐蚀行为和辐照生长行为,初步建立... 鉴于现有软件均缺乏CF3燃料组件N36锆合金包壳分析能力,开展了燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发工作。基于N36锆合金的堆外试验数据和N36锆合金包壳燃料棒池边检查数据,研究了N36锆合金的物理性能、腐蚀行为和辐照生长行为,初步建立了N36锆合金包壳相应模型。在现有自主化软件FUPAC V1.1的基础上,耦合入N36锆合金包壳分析模块,形成FUPAC V2.0,并进行了初步验证。验证结果表明:N36锆合金辐照生长模型和腐蚀模型与目前试验结果符合较好,FUPAC V2.0已实现计算N36锆合金包壳燃料棒性能的功能。 展开更多
关键词 燃料棒 性能分析程序 研发与验证
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严重事故下反应堆压力容器外水冷有效性概率分析 被引量：6
20
作者 曹克美 许以全 +1 位作者 史国宝 蔡剑平 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第1期1-4,共4页
核反应堆的严重事故现象具有较大不确定性,它们影响到反应堆压力容器外水冷措施的有效性。本文应用风险导向事故分析方法,分析了堆芯熔融物在压力容器内滞留的不确定性,得到了反应堆压力容器外水冷有效性的概率分布。用VTA抽样程序的计... 核反应堆的严重事故现象具有较大不确定性,它们影响到反应堆压力容器外水冷措施的有效性。本文应用风险导向事故分析方法,分析了堆芯熔融物在压力容器内滞留的不确定性,得到了反应堆压力容器外水冷有效性的概率分布。用VTA抽样程序的计算结果表明,在发生假想的严重事故并成功实施反应堆压力容器外水冷措施后,对于分析的8类严重事故序列,若下封头熔融池达到最终包络状态,恰希玛-2核电厂实现堆芯熔融物在压力容器内滞留的成功概率超过99%。 展开更多
关键词 严重事故 压力容器外水冷 堆芯熔融物 压力容器内滞留 恰希玛核电厂
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