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  • 简介:提出了一个核污染传播的分层模型,通过对核污染事件发生后,核污染物外围大颗粒的抛射与重力降落、放射云内小颗粒的沉降和放射云的膨胀扩散等传播方式的研究,给出了放射核污染物传播的范围和污染程度,为核泄露事件发生后,核污染的防治提供了一种参考依据。

  • 标签: 核泄漏 核污染 传播模型 核污染防治
  • 简介:介绍了全面禁止核试验条约(CTBT)中涉及的放射氙同位素及其来源、核爆炸产生放射氙同位素特征和CTBT大气放射氙监测技术,重点总结了CTBT中大气放射氙的取样、测量、事件性质识别和源项解析等技术的最新进展。在氙监测设备方面,已有3套商业化的氙监测系统可供采购,且氙同位素取样效率和探测灵敏度已远超临时技术秘书处设定的技术指标要求;在放射氙同位素活度测量与能谱分析方面,Si-PIN新型探测器研究取得较大进展,建立了放射氙数据分析软件;在氙监测事件性质识别方面,建立了Kalinowski判据模型;在大气输运模拟研究与应用方面,基于FLEXPART模型开发了Web-Grape和Web-GrapeIBS软件。但从实际监测效果看,有效获取敏感核素对及核素比,并依此提供确凿核爆炸证据的能力尚显不足。下一步工作应聚焦在氙同位素探测灵敏度提升、氙监测事件识别及溯源等研究上。

  • 标签: 全面禁止核试验条约 大气放射性氙 监测
  • 简介:研究目的:创新要点:研究方法:重要结论:采用广义估计方程模型对存在时间相关件的事故频次数据进行建模,并与传统广义线性模型的估计效果进行对比。通过广义估计方程来考虑事故频次建模中数据的时间相关性,从而提高参数估计准确度以及模型预测精度。基于4年高速公路交通事故频次数据,建立考虑时间相关性的广义估计方程以及传统的广义线性模型,并采用统计指标对模型效果进行对比。1.事故频次数据样本最对预测精度影响很大;2.广义估引方程能够有效考虑事故频次数据中存住的时间相关性;3.广义估计方程的参数估计比传统广义线性模型史准确,且精度更高。

  • 标签: 广义估计方程 事故频次 时间相关 广义线型模型
  • 简介:为探索"脏弹"恐怖袭击危害规律,提高公众安全防护的能力,采用特定的源项模型、高斯扩散模型,考虑多种照射途径,研究了不同大气稳定度、不同风速、不稳定风场以及降雨率等因素对"脏弹"袭击放射后果评价的定量影响。研究结果显示:大气稳定度为稳定F类时,下风向辐射后果为极不稳定A类的4-18倍,小风2m·s^-1的剂量后果为10m·s^-1风速的5倍;在不稳定风场下,"脏弹"的危害范围呈不规则状,严重剂量后果分布受第一时段的天气条件影响较为明显;短期评价下,降雨率大则地面剂量后果小,长期评价下,降雨率大则剂量后果大。

  • 标签: 天气条件 脏弹 后果评价
  • 简介:介绍了用闪烁探测器代替盖革-米勒计数管验证放射衰变中的统计规律,为缺少G-M计数管的实验室提供一种新的实验方法。

  • 标签: 闪烁探测器 放射性
  • 简介:介绍了国内外极低辐射本底实验现状,总结了对材料放射筛选的要求和实现手段,给出了相关实验中探测器、屏蔽体、电子学部件等材料的放射水平。可以看出,筛选材料放射的手段,主要有低本底γ谱仪分析、辉光放电质谱分析及电感耦合等离子体质谱分析;对大部分材料的放射比活度要求在mBq·kg^-1量级;对探测器材料和内部屏蔽体材料铜的放射要求更高,放射比活度需达到0.1-1μBq·kg^-1。

  • 标签: 极低辐射本底实验 放射性筛选 Γ谱仪 质谱仪
  • 简介:计算了核试验后10~4×106d时间内熔岩内核素衰变产生的热功率,评估了核素衰变热对熔岩温度的影响.采用国际原子能机构给出的100ktTNT当量地下核试验产生的半衰期大于1a的放射核素含量,利用其中裂变产物核素137Cs的含量推算出累积裂变产额大于1‰,半衰期1d~1a的短寿命裂变产物核素的含量.分析了各核素的放射衰变特点,采用美国ENDF/BⅦ库中核素衰变辐射的平均α能量、平均电子能量和平均电磁辐射能量,计算各核素在熔岩玻璃体内因衰变而沉积的能量.计算结果表明:熔岩内核素衰变热功率呈分段幂函数衰减;在10~2×103d、2×103~6×104d和6×104d之后的时段内,衰变热功率分别主要源于短寿命裂变产物核素、长寿命裂变产物核素和锕系元素.核素衰变热对熔岩温度和玻璃体溶解速度的影响程度不大,1000d后影响就非常小了.

  • 标签: 地下核试验 熔岩玻璃体 核素 衰变热 热功率
  • 简介:利用美国国家海洋大气局开发的大气污染扩散模型HYSPLIT的轨迹溯源功能与自主研发的放射核素大气输运软件RATRANS的正向扩散模拟功能,对2013年高崎台站监测到的放射核素Xe异常事件中Xe在大气中的输运进行模拟分析,结合监测的Xe同位素活度浓度比值,对未知核泄漏事件源项进行研判,得到该事件可能的3个泄漏源项:文殊快中子反应堆附近的轻水堆、福岛核电站和朝鲜地下核试验场。

  • 标签: 大气输运模拟 未知核泄漏事件 放射性核素
  • 简介:根据点源、面源和体源探测效率之间的函数关系,建立了虚拟源刻度方法;对于大面积及大体积放射源,可将其探测效率进行分割,利用蒙特卡罗输运程序进行计算,然后利用虚拟点源模拟体源峰效率。模拟中,将虚拟点源发射的放射粒子准直成锥形发射,以方便计算。该方法解决了蒙特卡罗方法计算大源小探测器的小概率输运问题。采用该方法,用HPGe探测器对实验室放射133Xe气体样品及航空圆柱状气体烟云探测效率进行了刻度模拟实验,虚拟点源和体源的计算结果一致,证明了该刻度方法正确可靠。

  • 标签: HPGE探测器 实验效率刻度 蒙特卡罗模拟
  • 简介:摘要电网调度的主要任务是根据电网运行方式和工作的需要指挥变电运行人员进行倒闸操作,在电网发生事故的情况下指挥有关厂站人员进行电网事故处理,尽可能地保证电网的正常供电。电网调度工作是电力生产工作中的重中之重,搞好电网调度中的危险点预控工作,十分重要,本文就针对电网调度运行的事故处理与预防措施进行了简要探讨,仅供参考。

  • 标签: 电网调度 运行 事故处理 预防措施
  • 简介:摘要在电网调度工作中,安全风险最大,最容易导致责任事故的就是倒闸操作和事故处理,如何最大限度的降低安全风险,成为调度专业管理人员关注的重点。本文从电力调度安全管理的角度,结合“人”的因素,来简要阐明如何做好电力调度的安全操作与事故处理。

  • 标签: 电力调度安全操作事故处理
  • 简介:摘要随着我国社会经济的发展以及电力体制改革的不断深入,电力行业获得较大的发展。随之而来的是,人们对电力的需求量越来越大,对供电的质量要求也越来越高。变电站是电力供应系统中的重要组成部分,它直接影响了供电的质量。而在电力变电运行中,变电站无可避免地会出现损坏的现象。若不及时进行有效的处理,则会引发各种事故,从而严重影响了电力变电的正常运行。因此,对电力变电运行中的多发事故点及其控制措施进行分析已成为当前研究的重要课题。

  • 标签: 电力变电运行 多发事故点 控制措施
  • 简介:摘要现代科学技术的不断创新和进步,促进变电设备提升自身的更新速度。从电力变电运行的实践情况来看,变电过程中往往会存在着一些多发事故点,影响到了变电运行的安全和效率,不利于电力工作的顺利进行。变电设备的检修和维护人员,需要对变电过程中的多发事故点进行全面的观察,对其发生的原因进行分析和总结,从而有效减少这些事故点的不利影响。针对变电运行过程中的多发事故点进行全面的控制和处理,将能够大幅度的减少风险的威胁。

  • 标签: 电力变电运行 多发事故点 控制 措施 效果
  • 简介:摘要变电运行维护是一项复杂性比较强的工作,其中倒闸操作是其中的关键性环节。目前变电运维误操作事故频发,为了减少事故的发生首先就要找出其中的原因,然后采取针对性的措施加以治理。

  • 标签: 变电运维 误操作 事故 预控措施
  • 简介:摘要变电运行维护是一项复杂性比较强的工作,其中倒闸操作是其中的关键性环节。目前变电运维误操作事故频发,为了减少事故的发生首先就要找出其中的原因,然后采取针对性的措施加以治理。

  • 标签: 变电运维 误操作 事故 预控措施
  • 简介:摘要近期220kV系统中发生了几起液压开关线圈烧毁事故,对系统造成很大的危害,本文详细的讲解了实际运行中的一起液压开关线圈烧毁事故,并就事故进行了分析并提出了对策。

  • 标签: 液压开关 信号缸 烧毁
  • 简介:摘要当前我国2/3的电力供应都是依靠火电厂,火力发电占据着大部分市场份额。由此可见火电厂的重要性,维护好火电厂的正常运行显得极为重要。只有维护好电力生产设备的正常运行才能保障居民生活用电和工业生产用电。保障火电厂的设备设施正常运行需要专业的技术人员进行操控,这样的人员便是集控运行人员。在诸多设备运行过程中,难免会发生一些或大或小的意外或事故,此时便需要集控运行人员必须具备良好的专业素质和一定工作经验,从容面对并解决相关问题,最大程度的降低火电厂运行中的能耗,所以说,提高火电厂相关工作人员的专业水平迫在眉睫。

  • 标签: 火电厂 集控运行人员事故 提高处理能力
  • 简介:摘要事故处理和分析是变电运行工作的重要组成部分,本文对110KV阳澄变电站331澄巴线开关柜烧毁事故的处理经过进行了介绍,针对故障发生时刻相关保护装置的动作信息进行了详细的分析,并对事故原因给出了合理的解答。

  • 标签: 变电运行 短路 链条断裂
  • 简介:利用核动力系统安全分析程序中的三维水力部件模型,模拟了CPR1000反应堆在发生主蒸汽管道破裂(mainsteamlinebreak,MSLB)事故后,堆芯入口处的温度空间分布情况.分析了主蒸汽管道破裂事故发生后,堆芯入口处的流体温度分布形成原因.结果表明:单环路主蒸汽管道破裂后会导致堆芯入口温度分布不均匀,破口侧温度降低.

  • 标签: CPR1000 主蒸汽管道破裂 系统程序 三维水力模型