机构设置
1、研究领域
概率安全分析/概率风险评价(PSA/PRA):国内最早开始概率安全分析理论、技术和应用研究的团队之一,在先进堆、创新型堆等领域的理论和技术研发取得一系列成绩。 核应急决策支持:包括核应急政策与法规研究、结合人工智能技术的核设施应急决策和风险管理方法研究以及核应急决策支持系统的研究与开发。 辐射防护及环境保护:包括先进反应堆辐射防护目标及法规、废物最小化、辐射监测、燃耗测量、辐射分区、高效辐射屏蔽设计、基于蒙特卡罗及确定论的辐射粒子输运模拟方法等技术研究,也开展核设施环境影响评价技术研究与软件开发等。 放射性源项分析:主要研究核设施放射性核素产生、迁移及释放的机理,研发计算模型及工具,包括高温气冷堆裂变产物行为、放射性粉尘、运行工况源项、事故源项、辐射源项、退役源项,一体化低温堆源项分析,源项反演等研究与技术研发。 |
2、研究平台
(1)为国家核安全局提供PSA方面的支持 1983年,以王大中院士作为项目负责人,110室为骨干力量的研究团队合作完成国内首个核电厂的PSA研发项目,是国内率先开展核设施概率安全分析的团队之一。2000年前后,作为主要技术量为国家核安全局等提供技术支持,陆续完成秦山三期、田湾等核电厂的PSA报告审评。 (2)国家核应急辅助决策支持技术中心 2015年4月,以110室研究力量为依托的国家核应急辅助决策支持技术中心在清华大学正式挂牌,团队成为首批国家级核应急专业技术支持中心之一,多位教师受聘担任国际原子能机构、国家和省、市级核应急专家委成员。 (3)高温气冷堆裂变产物和重要活化产物实验研究平台 本研究室近年研制的HTR-10气体裂变产物测量实验回路、固体裂变产物沉积实验回路、氚和碳-14取样测量支路,组成实验研究平台,可长期用于高温气冷堆裂变产物和重要活化产物产生、迁移与释放行为研究。 (4)计算服务器群 研究室配置了高性能计算服务器集群,可提供概率安全分析软件、核应急决策支持系统与核事故后果评价软件、辐射屏蔽设计软件、放射性源项分析与反演软件、第一性原理计算软件的使用条件。 |
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依托本研究室i建设的国家核应急辅助决策支持技术中心 |
研究室(应急安全组)正在组织进行核应急决策支持系统单项演习 |
高温气冷堆固体裂变产物沉积实验段 |
高性能计算服务器(多节点512核CPU集群、多台GPU) |
3、学术成果
主要获奖: (1)2023年,中国核能行业协会科技进步三等奖《600MW高温气冷堆示范工程内部水淹概率安全分析》 (2)2021年,清华大学教学成果一等奖《精准服务国家战略,深度践行产教融合—核电国际人才专业硕士学位项目创新与实践》 (3)2020年,教育部科技进步奖一等奖,低温堆项目 (4)2019年,中国核能行业协会科学技术三等奖《高温气冷堆核电厂运行风险管理准则》 (5)2012年,环保部环境保护科学技术奖一等奖《核事故后果预测与评价决策支持系统》 |
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学术论文 研究室每年发表学术论文40篇左右。 |
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主要研究成果 (1)概率安全分析领域 80年代末,所开发的PSA软件包THPSA为国际原子能机构(IAEA)所采纳,并向IAEA的成员国推广应用;汉化故障树分析软件包SFTA在多个PSA模型开发项目中得到应用; 90年代,率先开展核电站运行故障诊断专家系统的方法论研究及软件研发; 2003年4月,负责开发的广东核电风险监测器是我国应用于核电站的第一个Risk Monitor系统(服务器/客户端架构); 2009年,《高温气冷堆的概率安全分析技术研究》课题成为首个通过验收的国家科技重大专项课题; 2020年,牵头完成核安全导则《核动力厂一级概率安全分析》、《核动力厂二级概率安全分析》的开发; 近年来,研究室在多模块高温气冷堆的概率风险评价技术研究方面取得多项创新性成果。 |
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(2)核应急决策支持技术领域 先进的决策支持技术和系统可以在发生核事故的情况下,以实时在线的方式,借助于模型和算法,对当前和未来环境中辐射照射情景进行诊断和预测,将包括放射性、气象数据和测量结果在内的所有环境信息表述成适宜的图像,为决策者的应急决策提供强有力的技术支持。这是一个涉及多个学科领域的研究方向。研究室在该技术领域的持续研究,取得了丰富的成果。 1)负责编制《核应急条例实施细则之一:核动力厂应急准备与响应导则》等; 2)2002年2月,以110室为技术负责者承担的国家“九五”科技攻关重大项目,开发的国家核事故应急决策支持系统(RODOS3.0C)成功通过验收,验收组对课题的完成水平和课题研究成果对我国核能事业健康发展的重大意义给予了高度评价。研究室以此为基础相继开发了广东核电事故后果评价系统(RACAS-GNP)、环保部核事故后果预测与评价决策支持系统(NACPADS)以及国内若干核电机组核事故后果评价和核应急决策支持系统; 3)2012年,研发的环境保护部核事故后果预测与评价决策支持系统获环境保护科学技术奖一等奖; 4)核应急决策支持云平台,集合核电厂事故状态诊断、源项分析、事故后果评价为一体的核应急决策支持平台,可作为教学、培训和科普教育。 |
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辐射后果评价结果演示 | ||||||||||||
用于机组状态诊断的贝叶斯网络模型 | ||||||||||||
(3) 辐射防护及环境保护领域 本研究室持续开展先进反应堆辐射防护目标及法规研究、高温气冷堆废物最小化研究、反应堆工艺辐射监测及燃料元件破损监测技术研究、高效辐射屏蔽设计技术研究以及辐射分区优化管理技术研究等,并取得了丰硕的成果。 环境保护是我国的基本国策之一。在世界各国商用核电站的选址、建造、运行以及退役中,为了保护环境以及保障公众的健康与安全,都必须进行严格的环境影响分析与评价。本研究室在环境安全领域开展了广泛的理论研究与软件开发,并因其卓有成效的工作而成为生态环境部、国家核安全局核设施环境审评的主要技术支持单位之一,成为我国在这个领域内有关国家标准的主要编写单位之一。近年来,本研究室持续开展核设施主要环境问题研究、核设施环境影响评价技术研究以及高温气冷堆、低温供热堆的厂址选择安全研究与评价等,为国内核设施环境安全,特别是为清华大学核研院研发的先进型反应堆技术健康发展起到了保驾护航的重要作用。同时,城市大气污染控制管理、其他能源系统的环境影响与风险管理也是本研究室一个充满生机的研究方向。 1)1982年,创办内部刊物“核能安全参考资料”,参与起草《中华人民共和国放射性污染防治法》、《中华人民共和国核安全法》 2)1985年完成的5MW低温核供热堆设计阶段的环境影响报告书是我国最早的核设施环境影响评价报告; 3)2019年完成国家重大科技专项课题“高温气冷堆废物最小化研究”研究,首次实验获得高温气冷堆氚和碳-14源项机理重要参数,首次系统性获得HTR-10辐照后石墨球关键核素分布; 4)2020年,低温堆项目获得教育部科技进步奖一等奖,本研究室成员为主要完成人; 5)依托国家科技重大专项课题“多模块高温气冷堆设计优化与标准化研究“研制完成的新型球流计数器已安装在HTR-10燃料装卸系统; 6)依托科工局“核材料衡算控制及核安保关键技术研究“项目承担完成子课题“乏燃料燃耗精确测量技术研究”,开发了基于反符合技术的燃耗测量装置,并与燃料元件的辐照后分析相协调验证了装置测量的可靠性。新装置已经安装在HTR-10上,替换了原有测量系统,显著降低了燃料球γ谱本底;
(4)放射性源项分析与反演方面的成果 核反应堆放射性源项分析是以保守模型或现实模型,分析预测或评估从反应堆产生、积累与释放的放射性物质,重点是分析反应堆各种工况下从堆芯释放到各工艺回路并进一步释放到环境的放射性物质数量、成分及其排放方式。放射性源项分析是核动力厂安全分析的核心内容之一,也是核动力厂辐射防护设计、专设安全设施设计以及其他与放射性相关的工艺系统设计的基础。 本研究室一直承担核研院研发的各型反应堆的放射性源项分析任务,并通过研究解决源项分析中关键科学问题,持续提高源项分析理论和技术水平。近年来本研究室开展了高温气冷堆裂变产物行为研究、放射性粉尘综合研究、运行工况及事故工况源项分析、一体化低温堆放射性源项分析、核应急源项反演技术研究、辐射源项与退役源项研究等。 1)高温气冷堆一回路放射性粉尘取样测量技术及实验系统 研发并建造高温气冷堆一回路放射性粉尘取样测量技术及实验系统,为HTR-10增添一项新功能——氦气中放射性粉尘取样测量;该系统可承受高温高压氦气环境,通过取样过滤器多级过滤实现不同粒径粉尘颗粒的有效分离,获得了HTR-10一回路固体核素类型、放射性粉尘浓度和粒径分布等结果,为HTR-10辐射安全评价提供了重要的数据支持,建立了一套针对放射性粉尘实验测量的研究方法,补充了球床式高温气冷堆辐射监测方面的新内容,为高温气冷堆源项计算、事故分析、辐射防护、裂变产物和放射性粉尘行为研究提供了重要的实验研究基础。 2)高温气冷堆一回路氚和碳-14取样测量技术及实验系统 研发并建造高温气冷堆一回路氚和碳-14取样测量技术及实验系统,实现了HTR-10一回路氦气中氚和碳-14取样测量功能,为理解和掌握高温气冷堆一回路中氚和碳-14行为提供了重要信息。使用此技术方法和实验系统完成了HTR-10功率运行时一回路氦气中氚和碳-14多批次取样测量,为HTR-10辐射安全评价提供可靠的数据支持,建立了一套针对一回路氦气中氚和碳-14实验测量的研究方法,为高温气冷堆源项分析、辐射防护等提供了重要的实验研究基础。 3)高温气冷堆一回路气体裂变产物测量技术及实验系统 研发并建造高温气冷堆一回路气体裂变产物测量技术及实验系统,实现了一回路氦气中多种气体裂变产物取样测量的新功能,完成了HTR-10多种功率运行条件下一回路氦气中气体裂变产物的取样测量工作,获得了HTR-10一回路氦气中多种气体裂变产物活度浓度的实验结果;在此基础上,进一步研究建立了一回路气体裂变产物活度浓度与堆芯燃料元件包覆颗粒破损率及重金属污染之间的定量关系,为HTR-10辐射安全评价提供了可靠的数据支持,为高温气冷堆源项分析、裂变产物行为研究等提供了重要的实验研究基础。 4)自纠偏源反演技术,同步矫正模型误差并反演释放源项,在洲际、区域和厂区尺度三个现场试验中均实现时序释放率完美的重建 |
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高温气冷堆一回路放射性粉尘取样测量实验系统 | ||||||||||||
高温气冷堆一回路氚和碳-14取样测量实验系统 | ||||||||||||
高温气冷堆一回路气体裂变产物测量实验系统 | ||||||||||||
核事故放射性释放源项反演 | ||||||||||||
(5)研究室近些年来研发的分析程序 1)FERRA:高温气冷堆燃料元件释放率计算软件; 2)LOOP:高温气冷堆一回路源项分析软件; 3)NORM:高温气冷堆正常工况源项分析软件; 4)ARCC:高温气冷堆事故工况源项分析软件,包含进水事故、破口事故和瞬态事故的源项分析功能; 5)TRUM:高温气冷堆氚源项分析软件; 6)CARBON:高温气冷堆碳14源项分析软件; 7)NHR200-II型低温堆气载放射性释放源项分析软件V1.0; 8)NHR200-II型低温堆一回路放射性计算软件V1.0。 9)ACONAS:可用于设计基准事故后果评价和主控室/应急设施的可居留性评价; 10)ARCAT:适用于概率安全评价(三级)所需的概率后果评价,也适用于应急计划区的划分; 11)Poker:适用于γ辐射的屏蔽设计 12)gamma:适用于基于计算辐射源的γ谱; 13)spear:γ谱分析程序。 |
4、联系我们
曹建主 | caojz@tsinghua.edu.cn |
刘涛 | liu-tao@tsinghua.edu.cn |
最近更新:2024-04 |