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临界事故报警系统的相似性
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作者 徐源 江世航 +2 位作者 杨海峰 易璇 邵增 《强激光与粒子束》 CAS CSCD 北大核心 2024年第8期131-139,共9页
为了确定用于场所监测的临界事故报警系统合适的报警阈值,需选用相似的基准实验进行验证。根据设备室临界事故报警系统的特征,构建了简易模型和具有代表性的包含多个设备的虚拟设备室模型。针对固定源问题,在蒙卡程序(RMC)中实现了基于... 为了确定用于场所监测的临界事故报警系统合适的报警阈值,需选用相似的基准实验进行验证。根据设备室临界事故报警系统的特征,构建了简易模型和具有代表性的包含多个设备的虚拟设备室模型。针对固定源问题,在蒙卡程序(RMC)中实现了基于微分算符抽样法计算敏感性系数的功能。随后,运用敏感性和不确定度分析方法对系统间的相似性进行了研究,并深入分析了影响相似性的因素。计算分析结果显示,对于简易模型,源项能谱和混凝土材料对系统间的相似性有较大影响,探测器与内侧墙面之间的混凝土厚度对相似性有一定影响,而源项的几何位置对相似性的影响较小,乏燃料成分对相似性的影响可以忽略不计。根据本文提出的相似性分析流程进行计算得出,简易模型与虚拟设备室模型的相似性较高,基于简易模型的研究结论适用于虚拟设备室模型,可为工程上的临界报警系统相似性研究提供参考。 展开更多
关键词 固定源相似性 敏感性分析 不确定度 临界事故报警系统
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卡尔曼滤波反演核设施核事故中核素释放率的研究 被引量:8
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作者 唐秀欢 包利红 +1 位作者 李华 万俊生 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第10期1915-1920,共6页
为能在核设施发生核事故时快速连续反演核素释放率,本文结合高斯多烟团大气扩散模型,模拟固定区域的连续监测数据,设计并实现了核设施核事故核素释放率的卡尔曼滤波实时跟踪反演。研究结果表明:与高斯多烟团大气扩散模型结合的卡尔曼滤... 为能在核设施发生核事故时快速连续反演核素释放率,本文结合高斯多烟团大气扩散模型,模拟固定区域的连续监测数据,设计并实现了核设施核事故核素释放率的卡尔曼滤波实时跟踪反演。研究结果表明:与高斯多烟团大气扩散模型结合的卡尔曼滤波器,在约10次滤波后,跟踪到虚设的稳定、线性及非线性变化的释放率真值,反演值标准差随真值的增大而增大;在扩展卡尔曼滤波反演释放高度时,由于截断误差过大,滤波结果不收敛。利用环境监测数据,通过与高斯多烟团大气扩散模型结合的卡尔曼滤波器可用于固定高度和位置、短时连续排放的核事故核素释放率参数反演,是核设施核事故应急可选择的源项反演手段。 展开更多
关键词 卡尔曼滤波 大气扩散 源项反演
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CEFR-MOX新燃料组件运输货包临界安全计算 被引量:4
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作者 曹攀 周科源 +1 位作者 张强 刘兆阳 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2019年第2期89-94,共6页
易裂变材料运输过程中重要的安全问题之一是临界安全。在对运输货包进行临界安全分析中必须要同时考虑多货包阵列形式、事故后货包损伤对临界安全影响、最佳水慢化条件等因素。本文采用MCNP程序针对CEFR-MOX新燃料组件运输货包进行了临... 易裂变材料运输过程中重要的安全问题之一是临界安全。在对运输货包进行临界安全分析中必须要同时考虑多货包阵列形式、事故后货包损伤对临界安全影响、最佳水慢化条件等因素。本文采用MCNP程序针对CEFR-MOX新燃料组件运输货包进行了临界安全计算。计算结果表明:MCNP程序(采用核截面库为ENDF/B-V库)对本问题的次临界限值为0.924 6;正常运输条件下无限个运输货包的最大k_(eff)值为0.574 4,运输事故条件下无限个运输货包的最大k_(eff)值为0.659 7。根据临界安全指数的定义,确定CEFR-MOX新燃料组件运输货包的临界安全指数为0。 展开更多
关键词 易裂变材料运输 CEFR-MOX新燃料组件 运输货包 临界安全计算 临界安全指数
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根据核电厂工况进行应急防护决策 被引量:11
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作者 施仲齐 李俊峰 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2001年第4期386-393,共8页
介绍了美国核管会 (NRC)和国际原子能机构 (IAEA)有关在严重事故期间根据核电厂工况进行防护决策的方法 ,特别是制定核电厂应急行动水平、根据核电厂工况进行堆芯损坏评价、估计源项和确定防护行动的方法。为提高我国核电厂应急响应的... 介绍了美国核管会 (NRC)和国际原子能机构 (IAEA)有关在严重事故期间根据核电厂工况进行防护决策的方法 ,特别是制定核电厂应急行动水平、根据核电厂工况进行堆芯损坏评价、估计源项和确定防护行动的方法。为提高我国核电厂应急响应的有效性 ,提高在事故期间进行防护决策的科学性 ,建议我国应尽快掌握和研究制定核电厂应急行动水平。 展开更多
关键词 应急防护决策 核电厂 防护行动 应急行动水平 剂量预测 堆芯损坏 评价 核事故 安全
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拟建桃花江AP1000核电站LOCA ^(131)I源项分析 被引量:3
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作者 宁莎莎 单征 +1 位作者 刘爱华 蒯琳萍 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2012年第1期69-73,共5页
针对核电厂事故工况下放射性物质的大气弥散问题,运用CALPUFF空气质量模型,模拟了桃花江核电厂冷却剂丧失事故(LOCA)工况下典型气载放射性物质131I的大气弥散过程,并对计算结果进行辐射剂量的估计,结果表明:1)事故开始后数小时内,源下风... 针对核电厂事故工况下放射性物质的大气弥散问题,运用CALPUFF空气质量模型,模拟了桃花江核电厂冷却剂丧失事故(LOCA)工况下典型气载放射性物质131I的大气弥散过程,并对计算结果进行辐射剂量的估计,结果表明:1)事故开始后数小时内,源下风向8 km左右,高程与释放源有效高度相当,且海拔明显高于上风向海拔的地形区域,极易形成131I地面空气积分浓度峰值。2)三种化学形态的碘中,元素碘最易沉积。计算区域内地面沉积浓度与空气积分浓度呈现相同的分布规律。3)131I内照射造成的最大剂量当量比外照射高4个数量级,因而事故情况下防止放射性物质从呼吸道、口腔、伤口及皮肤进入人体,能极大降低131I的辐射剂量当量。 展开更多
关键词 CALPUFF 大气弥散 核事故 桃花江核电厂
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混合遗传算法在核事故源项反演中的应用 被引量:14
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作者 宁莎莎 蒯琳萍 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期469-472,共4页
针对国内外普遍关注的核事故源项反演与事故后果评价的问题,运用遗传算法-单纯形法结合烟团模型实现了对源强的反算和释放点位置的快速定位。遗传算法-单纯形法与遗传算法-模式搜索法、遗传算法和单纯形法等3种算法的比较结果表明:遗传... 针对国内外普遍关注的核事故源项反演与事故后果评价的问题,运用遗传算法-单纯形法结合烟团模型实现了对源强的反算和释放点位置的快速定位。遗传算法-单纯形法与遗传算法-模式搜索法、遗传算法和单纯形法等3种算法的比较结果表明:遗传算法-单纯形法结合了遗传算法和单纯形法两种算法的优势,也弥补了各自算法的缺陷,其反算值可与期望值较精确符合;扩散模式模块、GA模块和NM模块3者可简单直接的结合,结合所需编写的代码较少,通用性广;GA模块和NM模块的计算花费较少,适用于核电厂对源项的快速估计。 展开更多
关键词 混合遗传算法 大气扩散 源项反演
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放射性核素大气弥散模式研究综述 被引量:30
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作者 刘爱华 蒯琳萍 《气象与环境学报》 2011年第4期59-65,共7页
放射性核素大气弥散模式可以模拟正常工况和事故工况下,放射性核素在不同尺度下的大气输送与扩散,为核电站选址、辐射环境监测和核事故应急提供科学依据。归纳了目前广泛用于模拟核素大气弥散的各种模式,介绍了这些模式的研究进展和适... 放射性核素大气弥散模式可以模拟正常工况和事故工况下,放射性核素在不同尺度下的大气输送与扩散,为核电站选址、辐射环境监测和核事故应急提供科学依据。归纳了目前广泛用于模拟核素大气弥散的各种模式,介绍了这些模式的研究进展和适用范围。结果表明:对于区域范围小于2 km的弥散,一般可采用CFD(Computational fluid dynamics)湍流模式;对于20 km范围内的局地扩散,一般可采用高斯模式;而对于中尺度(20—200 km)和大尺度(200 km以上)弥散,则采用拉格朗日模式或欧拉模式。为了避免各种模式本身的局限性,采用嵌套模式将是较好的选择。最后,对放射性核素大气弥散模式发展前景进行了讨论。 展开更多
关键词 放射性核素 大气弥散 弥散模式
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压水堆核电站应急源项的选定和应急计划区的划分 被引量:10
8
作者 赵博 邱林 《辐射防护通讯》 2003年第2期6-9,26,共5页
从我国已建压水堆核电站的具体实例出发 ,结合国外的先进经验 ,对核电站应急源项的选定及应急计划区的划分工作进行研究和总结 。
关键词 压水堆核电站 应急源项 应急计划区 划分 概率安全评价 严量事故研究 [安全
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对我国核临界安全工作的思考 被引量:1
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作者 李玉成 从慧玲 《辐射防护通讯》 2000年第2期6-9,共4页
对我国的核临界安全工作进行全面思考 ,肯定了 4 0多年来我国核燃料循环生产系统的安全业绩 ,指出可能导致核临界事故的关键环节及存在问题。对于如何进一步加强核临界安全工作 ,从多角度提出对策。
关键词 核临界安全 核监界事故 中国 核监界安全工作
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日本JCO临界事故的辐射监测 被引量:2
10
作者 任天山 《辐射防护通讯》 2000年第4期42-47,共6页
1999年 9月 3 0日 1 0 :3 5日本核燃料处理公司 ( JCO)的 3名工作人员在将约 1 6.6kg浓缩铀溶液直接倒入沉淀池内时引发临界事故。事故的核裂变总数为 2 .5× 1 0 1 8,释放出大量中子和 γ辐射 ,3名当事人都受到严重中子和 γ照射 ... 1999年 9月 3 0日 1 0 :3 5日本核燃料处理公司 ( JCO)的 3名工作人员在将约 1 6.6kg浓缩铀溶液直接倒入沉淀池内时引发临界事故。事故的核裂变总数为 2 .5× 1 0 1 8,释放出大量中子和 γ辐射 ,3名当事人都受到严重中子和 γ照射 ,表现出厌食、恶心、呕吐、腹泻等典型的急性辐射综合症。当天 1 5:0 0东海地方当局实施半径 3 50 m范围内 2 0 0人避迁撤离措施 ,1 0月 1日 6:0 0链式反应终止 ,1 0月 2日 1 8:3 0日本政府宣布解除对该地区的警戒。事故发生后日本有关部门和机构对事故处理、事故分析、应急监测、事故影响评价、公众沟通等方面做了大量工作。这次事故在国际核事故分级表上列为 4级 ,场外无明显放射性污染 ,临近公众受到轻微照射。本文介绍 JCO临界事故的事故序列、事故响应、事故监测和剂量估算。 展开更多
关键词 核事故 JCO临界事故 辐射监测 日本
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日本JCO有限公司临界事故及值得思考的问题 被引量:1
11
作者 潘自强 《辐射防护通讯》 1999年第6期1-7,共7页
1999年9月30日,日本JCO有限公司一座铀转化设施的辅助工厂发生了一起核临界事故。本文主要依据国际原子能机构(IAEA)派往日本的一个专家组了解事故情况后相应的报告,简要介绍了事故发生的经过,所采取的应急响应措施,环境监测和初步的剂... 1999年9月30日,日本JCO有限公司一座铀转化设施的辅助工厂发生了一起核临界事故。本文主要依据国际原子能机构(IAEA)派往日本的一个专家组了解事故情况后相应的报告,简要介绍了事故发生的经过,所采取的应急响应措施,环境监测和初步的剂量评价结果。文中着重分析了事故的原因、性质和对环境的影响,指出该事故主要是由严重违反安全原则的人为错误引起的。 展开更多
关键词 核事故 日本 JCO公司 临界事故 环境监测 应急措施 原因分析
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简化管束设备室整体临界安全分析方法研究
12
作者 陈添 张毅诚 +4 位作者 胡小利 费钧天 邵增 易璇 杨海峰 《现代应用物理》 2024年第1期82-87,共6页
对处理溶液类易裂变材料设备室的整体临界安全分析,提出了简化管束设备室整体临界安全分析方法,保守地将设备室内盛装易裂变材料的管道的料液集中布置成为简化管束,并紧贴设备室内反应性最大的设备上,以全面保守地考虑管道对临界安全的... 对处理溶液类易裂变材料设备室的整体临界安全分析,提出了简化管束设备室整体临界安全分析方法,保守地将设备室内盛装易裂变材料的管道的料液集中布置成为简化管束,并紧贴设备室内反应性最大的设备上,以全面保守地考虑管道对临界安全的影响。基于简化管束模型,针对地震工况下的管道位移,采用保守且合理的模型进行地震工况下设备室整体临界安全分析。计算结果表明,简化管束整体临界安全分析方法比按实际管道布置精细化建模的方法的计算分析过程更简便,是一种合理且保守的考虑管道的设备室整体临界安全分析方法。 展开更多
关键词 简化管束 临界安全分析 设备室 管道
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核事故应急中的贝叶斯决策模型研究 被引量:5
13
作者 冯嘉礼 张永兴 +3 位作者 郭勇 刘新河 曹希寿 陈超峰 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2001年第4期381-385,共5页
通过比较分析 ,发现风场变化的不确定性对核事故应急决策有很大的影响。针对这种情况 ,以贝叶斯 (Bayes)风险决策原理为理论基础 ,结合核事故应急的相关知识提出了在计算机上实现的核事故应急中的贝叶斯决策模型 (NBDM) ,以便改进风场... 通过比较分析 ,发现风场变化的不确定性对核事故应急决策有很大的影响。针对这种情况 ,以贝叶斯 (Bayes)风险决策原理为理论基础 ,结合核事故应急的相关知识提出了在计算机上实现的核事故应急中的贝叶斯决策模型 (NBDM) ,以便改进风场的不确定性 ,提高ESY中决策的精度。同时还与Alexandre方法进行了比较 。 展开更多
关键词 决策模型 核事故应急 贝叶斯决策 属性坐标 决策支持系统
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UO_(2)芯块运输容器核临界安全分析 被引量:1
14
作者 庄大杰 孙洪超 +3 位作者 孙树堂 陈磊 李国强 张建岗 《包装工程》 CAS 北大核心 2022年第11期168-173,共6页
目的在开展二氧化铀(UO_(2))芯块运输容器设计时,应进行临界安全分析,优化容器设计,并通过得出的临界安全指数(CSI)限定可运输货包的数量,确保在任何可信的运输情景下的核临界安全。方法文中采用蒙特卡罗软件SuperMC对符合要求的国际临... 目的在开展二氧化铀(UO_(2))芯块运输容器设计时,应进行临界安全分析,优化容器设计,并通过得出的临界安全指数(CSI)限定可运输货包的数量,确保在任何可信的运输情景下的核临界安全。方法文中采用蒙特卡罗软件SuperMC对符合要求的国际临界安全手册中6类49个基准实验案例进行建模计算,获得本案例的次临界上限值,再基于运输容器经受正常运输条件与运输事故条件试验的结果,计算得出正常运输条件与运输事故条件下的单货包与货包阵列的最大中子增殖系数keff值。结果该案例的次临界限值(USL)为0.91974;UO_(2)芯块运输容器在正常运输条件与运输事故条件下单货包的最大keff值分别为0.28608,无限阵列货包的最大keff值为0.79834。结论UO_(2)芯块运输容器在正常运输条件与运输事故条件下的最大keff值均小于0.91974,临界安全指数为0,容器设计临界安全性能可确保可运输安全。 展开更多
关键词 运输货包 临界安全 临界安全指数 临界安全计算 次临界限值
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锂冷空间堆产气行为分析 被引量:1
15
作者 李来冬 李清 安伟健 《科技创新与应用》 2021年第13期14-16,20,共4页
针对锂冷空间堆运行时产气的问题,设计了锂冷空间堆LCSR,对其锂回路产气行为进行研究,通过计算LCSR寿期内的总产气量、不同气体各自的产量,结合所产气体的性质、锂回路的工况,分析这些气体在锂回路中的行为。结果表明:产生的气体中氦-4... 针对锂冷空间堆运行时产气的问题,设计了锂冷空间堆LCSR,对其锂回路产气行为进行研究,通过计算LCSR寿期内的总产气量、不同气体各自的产量,结合所产气体的性质、锂回路的工况,分析这些气体在锂回路中的行为。结果表明:产生的气体中氦-4对LCSR锂回路起主要影响作用,LCSR满功率运行1.2天后氦-4达到饱和,LCSR锂回路会因异相成核形成气泡。文章的研究方法和结论可为锂冷空间堆的研究设计提供参考。 展开更多
关键词 空间堆
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卧式V型管管壁温度特性及临界热负荷的研究
16
作者 郑建学 宋纪元 陈听宽 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1995年第2期141-148,共8页
本文对卧式V型管高压汽水两相流的传热特性进行了试验研究.试验参数为:压力P=4~14MPa,质量流速G=400~1000kg/(m2·s),进口干度xi=-0.328~0.98,热负荷q=0~350kW/m2,管... 本文对卧式V型管高压汽水两相流的传热特性进行了试验研究.试验参数为:压力P=4~14MPa,质量流速G=400~1000kg/(m2·s),进口干度xi=-0.328~0.98,热负荷q=0~350kW/m2,管径为32×3mm,直管段倾角α=10°.在上述参数范围内研究了压力、质量流速、进口干度和热负荷对管壁温度特性的影响.根据试验得到了计算临界热负荷的关系式.该式可用来预测卧式V型管弯头上、下游部分的传热恶化条件.为沸腾燃烧锅炉中卧式V型埋管、锅炉炉膛出口凝渣管等的设计与运行提供了可靠依据. 展开更多
关键词 V型管 热负荷 临界 传热性能
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日本JCO公司核临界事故的分析与评价 被引量:8
17
作者 刘华 刘新华 李冰 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2001年第6期330-337,共8页
本文介绍了日本 JCO公司核临界事故的背景、事故过程、所采取的应急措施等事故情况以及事故的辐射后果。文中还给出了对这起事故直接原因和根本原因的分析以及一些主要结论和看法。这起事故的直接原因是未采用几何临界安全设备及工人的... 本文介绍了日本 JCO公司核临界事故的背景、事故过程、所采取的应急措施等事故情况以及事故的辐射后果。文中还给出了对这起事故直接原因和根本原因的分析以及一些主要结论和看法。这起事故的直接原因是未采用几何临界安全设备及工人的违规操作 ,而根本原因在于缺乏有效的技术管理。因此 ,必须充分重视核燃料循环设施中的临界安全问题 。 展开更多
关键词 JCO事故 核临界事故 评价 核事故应急 核安全
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基于事故进程的氟化铀酰溶液临界裂变次数估算方法
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作者 贾林胜 张建岗 +4 位作者 杨亚鹏 王任泽 冯宗洋 王宁 梁博宁 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2021年第S01期50-54,69,共6页
氟化铀酰溶液临界事故是核燃料循环设施潜在的一种临界事故,需要做好其相应的事故应急评价,为应急响应提供辅助决策支持。临界裂变次数是核临界事故应急评价的重要内容,也是技术难点之一。它反映了核临界事故的大小和规模,直接影响事故... 氟化铀酰溶液临界事故是核燃料循环设施潜在的一种临界事故,需要做好其相应的事故应急评价,为应急响应提供辅助决策支持。临界裂变次数是核临界事故应急评价的重要内容,也是技术难点之一。它反映了核临界事故的大小和规模,直接影响事故应急防护行动决策。裂变次数估算有多种方法,有各自的适用条件。随着事故发生的时间推移,获取的信息越丰富,选择的评价方法也随之优化。因此提出了基于事故进程的氟化铀酰溶液临界裂变次数估算方法,该方法解决了临界事故应急评价实际应用问题及技术人员选择何种评价方法的困难问题。 展开更多
关键词 氟化铀酰溶液 临界事故 应急评价 裂变次数
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核临界事故的特征与后果 被引量:5
19
作者 刘新华 吴德强 +1 位作者 刘华 李冰 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2001年第6期369-375,共7页
本文主要介绍了核临界事故的有关概念、临界事故的释能过程及释能大小、以及临界事故的破坏力等事故特征 ,并分三方面 :瞬发辐射、工作场所的污染和裂变产物向环境的释放 ,详细介绍了临界事故的辐射后果。文中指出 ,核燃料加工或处理工... 本文主要介绍了核临界事故的有关概念、临界事故的释能过程及释能大小、以及临界事故的破坏力等事故特征 ,并分三方面 :瞬发辐射、工作场所的污染和裂变产物向环境的释放 ,详细介绍了临界事故的辐射后果。文中指出 ,核燃料加工或处理工厂发生的核临界事故的放射性释放对环境和公众的影响较小 ,核临界事故的主要危险来自瞬发射线的外照射。本文可以使我们对核临界事故有一个正确的认识 。 展开更多
关键词 核临界事故 释能过程 释能大小 破坏力 应急响应 环境污染
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CNSC乏燃料组件运输容器临界安全分析 被引量:6
20
作者 张敏 王婧 +3 位作者 洪哲 李小龙 张亮 潘玉婷 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2020年第3期39-44,共6页
临界安全作为乏燃料组件运输容器的一项重要安全指标,需经过计算和分析以判断其是否满足法规标准。为分析中国核工业集团有限公司(China National Nuclear Corporation,CNSC)乏燃料组件运输容器临界安全设计是否满足《放射性物品安全运... 临界安全作为乏燃料组件运输容器的一项重要安全指标,需经过计算和分析以判断其是否满足法规标准。为分析中国核工业集团有限公司(China National Nuclear Corporation,CNSC)乏燃料组件运输容器临界安全设计是否满足《放射性物品安全运输规程》的要求,使用蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)构建了保守临界计算模型,对正常和事故工况下CNSC乏燃料组件运输容器进行了临界计算分析。分析表明:正常运输条件下单个货包和货包阵列的keff最大值为0.804 25,小于次临界限值,临界安全指数为0;事故工况下单个货包和货包阵列的keff最大值为0.813 17,小于次临界限值,临界安全指数为0。可见,正常和事故工况下,CNSC乏燃料组件运输容器的keff最大值均小于0.94的次临界限值,临界安全指数为0,满足法规标准要求。 展开更多
关键词 CNSC运输容器 临界安全分析 临界安全指数
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