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福岛核事故137Cs释放源项反演研究
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作者 刘蕴 刘新建 +2 位作者 李红 方晟 《中华放射医学与防护杂志》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期290-296,共7页
目的研究并反演福岛核事故137Cs释放源项,为事故评价与辐射防护提供依据。方法采用截断总体最小二乘变分核事故源项反演模型(TTLS-VAR),平衡利用环境监测数据,修正扩散模型算子与监测向量以降低大气扩散模型误差的影响,反演计算137Cs释... 目的研究并反演福岛核事故137Cs释放源项,为事故评价与辐射防护提供依据。方法采用截断总体最小二乘变分核事故源项反演模型(TTLS-VAR),平衡利用环境监测数据,修正扩散模型算子与监测向量以降低大气扩散模型误差的影响,反演计算137Cs释放源项,提高源项反演的准确性。结果反演计算的福岛核事故137Cs释放总量为1.74×10^16~3.73×10^16 Bq,释放的最高峰出现在2011年3月18日,释放率超过1.00×10^12 Bq/s。比较表明,137Cs释放总量与国际原子能机构(IAEA)和联合国原子辐射效应科学委员会(UNSCEAR)公布结果相接近,释放序列与日本的事故源项与进程分析具有较好的一致性,释放率最高峰值对应福岛3号机组的泄漏事件。结论采用TTLS-VAR事故源项反演模型,计算福岛核事故137Cs释放源项,为事故评价与辐射防护提供依据。 展开更多
关键词 福岛核事故 核事故源项 反演 变分数据同化 截断最小二乘
截断总体最小二乘变分核事故源项反演数值研究 被引量:1
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作者 刘蕴 刘新建 +3 位作者 李红 方晟 毛亚蔚 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第1期120-125,共6页
放射性释放源项是核事故应急与事故后果评价的基础。核事故源项反演方法利用事故期间辐射环境监测数据估计事故释放源项。由于其不依赖电厂状态参数,在福岛核事故后被广泛重视。变分核事故源项反演模型(VAR)对释放源项的求解为全局最优... 放射性释放源项是核事故应急与事故后果评价的基础。核事故源项反演方法利用事故期间辐射环境监测数据估计事故释放源项。由于其不依赖电厂状态参数,在福岛核事故后被广泛重视。变分核事故源项反演模型(VAR)对释放源项的求解为全局最优,但受大气扩散模型误差的影响较大。为降低大气扩散模型误差对源项估计结果的影响,建立了截断总体最小二乘变分核事故源项反演数值计算模型(TTLS-VAR)。该模型可对扩散模型算子与监测向量进行修正,以提高源项反演的准确性。基于风洞实验数据对TTLS-VAR模型进行验证,结果显示:TTLS-VAR模型对释放源项估计结果的准确性较VAR模型有所提高。 展开更多
关键词 核事故源项反演 变分数据同化 截断总体最小二乘 风洞实验
含铀废水处理技术比选方法研究
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作者 汪萍 廖运璇 +2 位作者 孙宏图 商照荣 《现代化工》 CSCD 北大核心 2017年第12期69-72,共4页
应用层次分析法考虑了技术、经济、环境、公众4个影响因素,建立了含铀废水处理技术比选的层次结构模型。通过分析和讨论,得出合理可行的比选决策结果。结果表明,膜处理法是最优的处理方法,离子交换法次之。这一结果与该厂实际采用的离... 应用层次分析法考虑了技术、经济、环境、公众4个影响因素,建立了含铀废水处理技术比选的层次结构模型。通过分析和讨论,得出合理可行的比选决策结果。结果表明,膜处理法是最优的处理方法,离子交换法次之。这一结果与该厂实际采用的离子交换法和正在实验研究的膜处理法不谋而合,说明AHP方法具有很强的实用性和较好的应用前景。 展开更多
关键词 层次分析法 含铀废水处理 技术比选
轻水堆核电厂事故工况下安全壳内气溶胶去除因子计算方法比较研究 预览 被引量:1
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作者 赵云飞 童节娟 +3 位作者 张立国 张勤 刘涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第6期1095-1100,共6页
本文主要介绍目前核事故应急中源项估计广泛应用的分别针对喷淋和自然去除过程中气溶胶去除因子的3种计算方法,并比较各方法24 h内的去除因子DF。通过比较研究发现,喷淋过程各种方法计算结果有较大差异,而自然过程中除RASCAL使用的... 本文主要介绍目前核事故应急中源项估计广泛应用的分别针对喷淋和自然去除过程中气溶胶去除因子的3种计算方法,并比较各方法24 h内的去除因子DF。通过比较研究发现,喷淋过程各种方法计算结果有较大差异,而自然过程中除RASCAL使用的方法外,其他两种计算结果总体趋势大致相同。借此研究,推荐了核事故应急中源项估计可采用的气溶胶去除计算方法,对相关研究工作具有较好的参考意义。 展开更多
关键词 核事故应急 源项 气溶胶去除机制 喷淋过程 自然去除过程
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核电厂营运单位应急响应能力评估软件平台 被引量:1
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作者 张立国 +2 位作者 童节娟 刘涛 赵军 《科技导报》 CAS CSCD 北大核心 2015年第4期97-103,共7页
核电厂营运单位的应急响应能力是核电厂安全运营的重要保障。在核事故中,核电厂营运单位成功实施应急响应是缓解事故进程、控制事故后果,保护人类健康和环境安全的关键途径。因此,核电厂营运单位应急响应能力建设能否支持其成功应对核事... 核电厂营运单位的应急响应能力是核电厂安全运营的重要保障。在核事故中,核电厂营运单位成功实施应急响应是缓解事故进程、控制事故后果,保护人类健康和环境安全的关键途径。因此,核电厂营运单位应急响应能力建设能否支持其成功应对核事故,已成为业界关注的重点。本文在核电厂营运单位应急响应能力评估方法的基础上,研发了核电厂营运单位应急响应能力评估软件平台,用于辅助核电厂营运单位应急响应能力评估方法的推广应用。结合已经形成的应急响应能力评估准则,分析了应急响应能力评估方法运用中的需求、提出的软件功能共含有7项,包括用户管理、性能指标的计算与数据维护、检查发现的资料管理与评价结果呈现、内部管理流程、综合评价、电厂管理、评估准则和关注点管理,并介绍了功能的软件实现。 展开更多
关键词 核应急 应急响应能力评估 反应堆监管程序 核电厂
基于四维变分资料同化的核事故源项反演 被引量:2
6
作者 刘蕴 方晟 +3 位作者 李红 姚仁太 范丹 《清华大学学报:自然科学版》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第1期98-104,共7页
福岛(Fukushima)核事故后,源项反演成为一种重要的核事故放射性释放源项定量计算分析方法。该文引入四维变分(4DVAR)资料同化法,结合中尺度大气扩散模型,提出一种针对核电厂事故的放射性释放源项反演方法。该方法利用核电厂周围监... 福岛(Fukushima)核事故后,源项反演成为一种重要的核事故放射性释放源项定量计算分析方法。该文引入四维变分(4DVAR)资料同化法,结合中尺度大气扩散模型,提出一种针对核电厂事故的放射性释放源项反演方法。该方法利用核电厂周围监测数据,使用伴随方法迭代计算四维变分代价函数梯度,得到对释放源项的最佳估计。该方法考虑了完整时间序列上的放射性传输过程,对释放源项的估计结果为全局最优。风洞实验验证结果表明:源项估计的相对误差为20%左右。 展开更多
关键词 源项反演 四维变分(4DVAR)资料同化 大气扩散 风洞实验
基于Markov过程的核电公众风险沟通策略研究 预览 被引量:1
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作者 汪旻臻 黄世钰 +2 位作者 刘远 谢锋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第B05期455-460,共6页
公众对核电的态度对核电的发展有着重要影响。当由于核事故造成公众对核电支持率下降时,核电企业通常会通过风险沟通和利益保障等方法来挽回公众对于核电的支持。本文基于Markov过程探寻核电领域最优的公众风险沟通策略,合理选择风险... 公众对核电的态度对核电的发展有着重要影响。当由于核事故造成公众对核电支持率下降时,核电企业通常会通过风险沟通和利益保障等方法来挽回公众对于核电的支持。本文基于Markov过程探寻核电领域最优的公众风险沟通策略,合理选择风险沟通的时间、频率和类型,得出最优应对策略。在风险感知周期过程中,选取适当节点进行风险沟通,可认为公众对核电态度的支持率变化呈Markov过程。同时,对不同状态下Markov链所对应的转移概率矩阵进行分析,对各种方案进行选择组合与影响因素灵敏度分析,得到了最佳的政策沟通策略。 展开更多
关键词 MARKOV过程 风险沟通 决策 转移概率矩阵
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核电厂营运单位应急响应能力评估方法研究 预览 被引量:2
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作者 张立国 +2 位作者 童节娟 刘涛 赵军 《科学技术与工程》 北大核心 2015年第8期187-193,198共8页
结合核电厂营运单位的应急准备工作和核安全监管部门的监管机制与日常监督检查工作,同时充分考虑应急响应能力的构成要素及其特点,建立了一套核电厂营运单位应急响应能力评估方法。该评估方法包括定量化的性能指标的评价体系和定性的检... 结合核电厂营运单位的应急准备工作和核安全监管部门的监管机制与日常监督检查工作,同时充分考虑应急响应能力的构成要素及其特点,建立了一套核电厂营运单位应急响应能力评估方法。该评估方法包括定量化的性能指标的评价体系和定性的检查发现的评价体系,以及两体系在显著度确定程序的辅助下形成综合评价结果。评估方法可协助发现核电厂营运单位在应急响应能力方面存在的问题,合理分配职责及监管资源,指导和规划营运单位和监管部门的响应行动。 展开更多
关键词 核应急 应急准备与响应 应急响应能力评估 反应堆监管程序 核电厂
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BP神经网络在AP1000核电站事故诊断应用中的初步研究 预览 被引量:3
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作者 赵云飞 张立国 +2 位作者 童节娟 张勤 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期480-484,共5页
核电站发生事故时,快速准确诊断出事故类型对于应急中采取相应的安全防护措施至关重要。本文采用BP神经网络对AP1000核电站的部分事故进行事故诊断,以部分事故分析结果为训练数据训练网络,以其他分析结果为测试数据,验证网络诊断事故类... 核电站发生事故时,快速准确诊断出事故类型对于应急中采取相应的安全防护措施至关重要。本文采用BP神经网络对AP1000核电站的部分事故进行事故诊断,以部分事故分析结果为训练数据训练网络,以其他分析结果为测试数据,验证网络诊断事故类型时的准确性。结果表明,BP神经网络能正确诊断所分析的事故序列。 展开更多
关键词 核应急 BP神经网络 事故诊断 AP1000核电站
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乏燃料事故源项估算方法研究 预览
10
作者 高岩 赵云飞 +2 位作者 张立国 童节娟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期352-356,共5页
福岛事故之后乏燃料的安全问题受到广泛关注。本文介绍一自主开发的应急辅助决策软件STEM中的乏燃料事故源项估算模块。利用美国核管理委员会(NRC)开发的核电事故后果分析软件RASCAL 4.2与STEM分别对假定事故情景进行计算,结果验证了STE... 福岛事故之后乏燃料的安全问题受到广泛关注。本文介绍一自主开发的应急辅助决策软件STEM中的乏燃料事故源项估算模块。利用美国核管理委员会(NRC)开发的核电事故后果分析软件RASCAL 4.2与STEM分别对假定事故情景进行计算,结果验证了STEM的正确性。STEM乏燃料事故源项估算模块可为核电厂的乏燃料事故后果评价提供参考。 展开更多
关键词 乏燃料事故 源项估算 STEM RASCAL
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应急决策支持系统中核事故后果评价程序的设计与改进 预览 被引量:2
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作者 刘蕴 张立国 +2 位作者 李红 童节娟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期357-361,共5页
应急决策支持系统中核事故后果评价程序用于计算放射性核素浓度与辐射剂量的时空分布,并对应急中防护行动的确定提供建议。为了适应目前主流的计算机配置与软件设计思想,现对事故后果评价程序进行重新设计。改进其功能、逻辑结构与接口... 应急决策支持系统中核事故后果评价程序用于计算放射性核素浓度与辐射剂量的时空分布,并对应急中防护行动的确定提供建议。为了适应目前主流的计算机配置与软件设计思想,现对事故后果评价程序进行重新设计。改进其功能、逻辑结构与接口设计,提高计算能力与应用范围。添加避迁、永久再定居以及食品及饮用水控制行动决策,可对操作干预水平进行修订。采用浏览器/服务器框架结构,优化数据存储方案,实现对接口参数的统一管理,以减小程序运行限制与维护代价,提高运行效率。新版应急决策支持系统将为我国核电厂事故应急提供更加完善的技术支持。 展开更多
关键词 核事故后果评价 程序设计 浏览器/服务器框架结构 应急决策支持系统
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小型堆研发及核应急准备进展 被引量:6
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作者 张琳 黄挺 《科技导报》 CAS CSCD 北大核心 2013年第35期71-75,共5页
小型核反应堆具有良好的安全特性、模块化建造方式和广泛的应用领域。已成为国际上重要的核能研发工作。相对于百万千瓦级大型核电站而言,外部约束条件(应急计划是其中之一)对小型堆的经济性具有更大的影响。尤其是对需要靠近用户的... 小型核反应堆具有良好的安全特性、模块化建造方式和广泛的应用领域。已成为国际上重要的核能研发工作。相对于百万千瓦级大型核电站而言,外部约束条件(应急计划是其中之一)对小型堆的经济性具有更大的影响。尤其是对需要靠近用户的小型核反应堆(例如供水、供热等)更是如此。作为克服这种约束条件的一个重要策略。小型核反应堆在设计上追求更高的安全特性。对于需要靠近用户的小型核反应堆(例如供热、供汽等)。将应急计划区限制在厂址范围之内,对保障小型核反应堆的经济性和增强公众的接受性非常有益。事实上。许多小型核反应堆都将烟羽应急计划区限制在厂址边界作为重要的设计目标之一。从目前经验看。完全取消小型核反应堆的场外应急准备的可能性不大。但考虑其安全特性、简化小型核反应堆的应急准备是国际上的共识。介绍了小型核反应堆的研发现状,讨论了大型核电机组与小型核反应堆应急计划在理念和实现方式上的差别,分析了国际上有关小型核反应堆应急准备简化的有关讨论和实践。 展开更多
关键词 小型核反应堆 核应急 应急准备 应急计划区
福岛核事故后果初步评价与思考 预览 被引量:1
13
作者 张立国 曹建主 +2 位作者 薛大知 童节娟 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2012年第6期373-379,共7页
东日本的大地震引发的海啸造成日本福岛第一核电站发生严重核事故,引起了国内外社会广泛关注。对此次核事故放射性源项和事故所致后果进行了大致评价与预测。与后续事故发展情况相比较,本文评价工作从整体上把握了事故规模及其所致后果。
关键词 福岛核事故 严重事故 源项 后果评价
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概率截断值对先进轻水堆核电厂应急计划区划分的影响 预览
14
作者 黄挺 曹建主 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第5期 585-589,共5页
1997年,美国核管会(NRC)在对被动与改进型先进轻水堆的应急计划进行评估后指出,在现有的技术框架下先进轻水堆的应急计划应当保持不变,但也表明如果考虑到严重事故发生概率更低,事故的延迟时间更长,则有可能简化对先进轻水堆的应急计... 1997年,美国核管会(NRC)在对被动与改进型先进轻水堆的应急计划进行评估后指出,在现有的技术框架下先进轻水堆的应急计划应当保持不变,但也表明如果考虑到严重事故发生概率更低,事故的延迟时间更长,则有可能简化对先进轻水堆的应急计划要求,减小应急计划区。这意味着,如果在事故选择时不考虑低于某一概率截断值的事故,则有可能对先进轻水堆核电厂应急计划区的划分产生较大的影响。本文以AP1000核电机组为例,参考美国NUREG-0396的方法,使用MACCS程序对选取不同事故概率截断值可能产生的影响进行研究。研究结果表明,只有当概率截断值高于某些相对概率较大、而后果较为严重的事故的发生概率时,才会对先进轻水堆应急计划区的划分产生较大影响。 展开更多
关键词 先进轻水堆 应急计划 应急计划区 概率截断值
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核电厂烟羽应急计划区划分方法研究 预览 被引量:7
15
作者 黄挺 +1 位作者 童节娟 曹建主 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第2期 127-131,共5页
结合不同类型反应堆的安全特性,对不同的烟羽应急计划区(PEPZ)划分方法进行对比分析,然后依据反应堆类型进行系统归类,提出不同堆型所适用的烟羽应急计划区划分方法,最后以我国的模块式高温气冷堆示范电厂(HTR-PM)为例进行划分方法... 结合不同类型反应堆的安全特性,对不同的烟羽应急计划区(PEPZ)划分方法进行对比分析,然后依据反应堆类型进行系统归类,提出不同堆型所适用的烟羽应急计划区划分方法,最后以我国的模块式高温气冷堆示范电厂(HTR-PM)为例进行划分方法的初步应用。初步研究结果表明,HTR-PM在厂址边界处满足烟羽应急计划区的划分准则,相对于目前的大型轻水堆,可以明显减小其烟羽应急计划区。 展开更多
关键词 核电厂 安全特性 烟羽应急计划区 高温气冷堆
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AP1000核电厂烟羽应急计划区划分初步研究 预览 被引量:6
16
作者 黄挺 +1 位作者 李红 曹建主 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第12期 1472-1477,共6页
应急计划区的划分是核电厂应急计划制定中的重要内容之一。第三代核电机组AP1000应急计划区的划分研究,对其应急计划和应急准备工作具有十分重要的意义。首先介绍了应急计划区划分的一般方法以及我国相关法规的要求;然后以某滨海厂址... 应急计划区的划分是核电厂应急计划制定中的重要内容之一。第三代核电机组AP1000应急计划区的划分研究,对其应急计划和应急准备工作具有十分重要的意义。首先介绍了应急计划区划分的一般方法以及我国相关法规的要求;然后以某滨海厂址为例,根据现阶段AP1000事故源项的研究结果和该厂址的气象观测数据,使用PAVAN和MACCS程序对相应的事故后果进行计算;最后结合相应的准则对计算结果进行分析和评价。初步的研究结果表明,AP1000核电厂取半径3km范围作为烟羽应急计划区的内区、半径7km范围作为烟羽应急计划区的外区是合适的。 展开更多
关键词 AP1000 事故源项 应急计划 应急计划区
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如何保证核电厂的环境安全 预览 被引量:4
17
作者 《环境保护》 CAS CSSCI 北大核心 2011年第6期 28-31,共4页
当前,中国已进入核电批量化、规模化发展的新阶段。正常情况下,核电厂对外辐射十分微弱,是安全的能源;然而一旦发生事故,就可能催生灾难性的后果,切尔诺贝利和三里岛的辐射云虽早已散去,但灾难的记忆已成为人们心中挥之不去的阴霾。让... 当前,中国已进入核电批量化、规模化发展的新阶段。正常情况下,核电厂对外辐射十分微弱,是安全的能源;然而一旦发生事故,就可能催生灾难性的后果,切尔诺贝利和三里岛的辐射云虽早已散去,但灾难的记忆已成为人们心中挥之不去的阴霾。让核电厂更加安全,是正大步走向核能时代的中国面临的巨大挑战。 展开更多
关键词 环境安全 核电厂 规模化发展 切尔诺贝利 中国 辐射 灾难 事故
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如何保证核电厂的环境安全 预览
18
作者 《中国三峡》 2011年第3期 60-62,共3页
伴随着世界人口的增长和生活水平的提高,世界对能源的需求飞速增长。传统化石燃料在燃烧过程中将大量的二氧化碳排放到大气中,导致气候变暖。为避免气候变暖可能给人类文明和地球上的生命带来灾难性影响,核能是最现实的大规模替代能源。
关键词 环境安全 核电厂 二氧化碳排放 世界人口 气候变暖 替代能源 燃烧过程 化石燃料
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基于OREMS的核电厂址撤离时间估计 预览 被引量:5
19
作者 胡啸宇 曹建主 《辐射防护通讯》 2011年第2期 14-20,共7页
为了更好地制定核电厂应急计划,指导可能的公众应急撤离事件,根据我国关于核电厂应急撤离的法规,参考美国NRC和其他国家对核电厂址撤离时间估计(ETE)的要求,结合我国基本国情,提出适合我国核电厂ETE的基本方法。采用NRC推荐的OREMS宏... 为了更好地制定核电厂应急计划,指导可能的公众应急撤离事件,根据我国关于核电厂应急撤离的法规,参考美国NRC和其他国家对核电厂址撤离时间估计(ETE)的要求,结合我国基本国情,提出适合我国核电厂ETE的基本方法。采用NRC推荐的OREMS宏观交通模拟软件计算ETE的通行时间,对国内某内陆核电厂址进行实例计算,并根据计算结果对重要参数进行分析,分析结果表明,出行时间、气象条件和撤离方式是影响ETE的主要因素。 展开更多
关键词 核电厂 撤离时间估计 出行时间 通行时间 OREMS
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无序多孔碳材料微结构模拟研究进展 被引量:1
20
作者 王庆波 +1 位作者 程金星 朱文凯 《清华大学学报:自然科学版》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第2期220-224,共5页
无序多孔碳材料微结构在人们研究流体在受限空间中的行为规律的有重要意义,计算机模拟是研究无序多孔碳材料的微结构的重要手段。根据模拟原理的不同,可将模拟方法分为基本单元构建法、逆向Monte Carlo(RMC)重建法和仿真过程法三类。... 无序多孔碳材料微结构在人们研究流体在受限空间中的行为规律的有重要意义,计算机模拟是研究无序多孔碳材料的微结构的重要手段。根据模拟原理的不同,可将模拟方法分为基本单元构建法、逆向Monte Carlo(RMC)重建法和仿真过程法三类。着重介绍了基本单元构建法和仿真过程模拟法的实现原理、建模方法和发展现状。3种不同途径的建模方法中基本单元构架法建模原理相对简单,所需计算资源最少,但是所能表征的微结构特征也有限。逆向Monte Carlo重建法则需要比较精确的实验数据作为支撑,所建模型的真实性较强,但是受实验数据限制,尚不能扩展到介孔尺度。仿真过程法模拟原理复杂,所需计算量很大,目前所作的尝试只是一定简化了的过程模拟,但随着技术的进步,该方法的发展潜力也最大。这3种方法均有用,以后将逐步过渡到以仿真过程法为主的多孔碳微结构建模方法。 展开更多
关键词 多孔碳 微结构 基本单元 过程仿真 模拟
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