临界事故报警系统的相似性

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。

最小核临界事故源项分析

文章提出最小核临界事故源项的分析模型,并给出了相关计算方法,利用MCNP程序计算了不同易裂变材料以及不同物料状态下,发生最小核临界事故时的总裂变次数和中子伽马吸收剂量比等源项参数。通过与已发表文献和已有相关数据进行对比,结果符合良好。

核临界事故报警仪阈值与有效作用半径的研究

针对国家标准GB 15146.9—1994中关于核临界事故报警仪阈值设置方法的不妥之处进行了修正和完善。通过计算不同核临界安全事故在"所关心的最小临界事故"下的源项参数以及不同屏蔽材料的屏蔽性能,得到修正后的核临界事故报警仪在实际应用中阈值与有效作用半径的确定方法。结果表明:不同裂变源项和不同屏蔽材料对报警仪阈值设置影响很大;在屏蔽材料研究的同时,必须考虑到次级光子的贡献。经修正后的报警仪阈值设置的计算公式将为报警仪在实际厂房中的应用提供一定的参考。

核燃料循环临界事故中气溶胶行为研究

使用CONTAIN程序计算了核燃料循环临界事故发生时气溶胶的迁移、沉积等行为。结果表明:控制体连通与否以及水蒸气的存在与否会对气空间的气溶胶浓度、粒度分布及沉积等情况产生不同程度的影响。干燥情况下的控制体连通对气溶胶扩散影响并不明显,而水蒸气能够显著促进气溶胶的沉积和扩散。

日本东海村核转化工厂临界事故:患者A的临床综合治疗

1999年9月30日日本茨城县东海村核转化工厂发生了临界事故,事故经过和剂量估算已经在相关文章中进行了详细的介绍。本文主要介绍事故患者A的临床综合治疗。

日本东海村核转化工厂临界事故及应急医学处理

1999年9月30日,日本茨城县东海村核转化工厂发生了继前苏联切尔诺贝利核事故以来最大的一次临界事故,事故中共有213人受到不同剂量照射,其中2人受照剂量分别为16～23Gy、6～10Gy,1人为2Gy,2人为10mSv,208人为0～5mSv。2000年12月在日本千叶召开了“东海村临界事故及其应急医学处理”国际讨论会,笔者应邀参加了会议。本文介绍了事故经过、剂量评估和中子的相对生物学效应等问题。

日本东海村核转化工厂临界事故:患者B、C的临床综合治疗

1999年9月30日日本茨城县东海村核转化工厂发生了临界事故,事故经过和剂量估算已经在相关文章中进行了详细的介绍。本文主要介绍事故病人B和C的临床综合治疗。

日本JCO临界事故的辐射监测

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。

日本JCO有限公司临界事故及值得思考的问题

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。

反应性加入速度和中子源强度对临界事故规模的影响

在没有中子源或中子源强度很弱的核系统中,由于意外发生的临界事故(核闪变)释放的能量远大于反应堆动力学的预估值,为了给反应堆运行启动程序的制定和减小临界事故规模提供参考,本文建立了核闪变能量释放模型。在引发第一个持续裂变链的时间分布的基础上,从理论上推导出核闪变峰内能量释放与中子源强度、反应性加入速度的关系。结果表明:中子源强度越小,反应性加入速度越大,事故规模越大。

核临界事故报警系统布置分析方法研究

本文阐述了布置核临界事故报警系统的意义和原则,分析了核临界事故可能发生的机理,初步建立了一套核临界事故情景假设分析方法。研究了最小临界事故源项计算方法以及三维剂量场分布计数的方法,采用各设备最小临界事故剂量场分布最小值等高线图的方法来从众多剂量场分布图中优化选取合适的核临界事故报警系统布置点位,以确保其可以覆盖到每个具有核临界事故风险的设备,并对核临界事故报警系统探头类型选择的原则和方法进行了分析。

日本JCO公司核临界事故的分析与评价

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 。

基于蒙特卡罗均匀化理论与有限体积方法的溶液系统临界事故分析方法

基于蒙特卡罗均匀化理论与有限体积方法,建立了适用于瞬发临界事故分析的三维扩散时空动力学模型。将三维扩散时空动力学模型与非稳态传热模型、辐照裂解气泡模型耦合,对计算程序GETAC-S进行了升级,使其具备了对溶液系统任意几何与材料条件下的瞬态分析能力。使用国际上已有的瞬态装置TRACY的实验数据对GETAC-S进行了验证,结果符合良好。使用GETAC-S对日本的JCO临界事故进行了事故进程反演,证明GETAC-S具备了对复杂溶液系统下的临界事故后果进行评价与反演的能力,为核临界事故的预防、评估和屏蔽提供了理论支持。

核临界事故的特征与后果

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 。

国外核燃料工厂核临界事故的经验教训

本文通过对美、英、俄罗斯 (前苏联 )及日本的核燃料工厂已发生并公开报道的 2 2起核临界事故及美国的一起未遂核临界事故的原因分析 ,从对核临界事故的认识 ,核燃料工厂的设计、运行管理和事故的紧急处理以及管理部门的审管方面 ,分析了我们应该吸取的主要经验教训。

临界事故报警系统仪表剂量计算方法研究

本文对临界安全基准实验国际评价中的迷宫实验进行了详细建模和验证计算,使用三维蒙特卡洛程序,采用两步法对中子探测器的读数进行了预测,并与实验结果进行了比较分析,统计了所有448个实验测点的计算偏差分布。通过总结临界事故报警系统在实际应用时位置选择和阈值设定的步骤,评价了本文所验证内容在上述过程中的作用。本文所开展的临界事故报警系统仪表剂量计算方法研究是临界事故报警系统设置中一项基础工作,可以为实际应用提供计算精度的参考数据,也可以应用于中子屏蔽设施的评价工作。

国外核燃料后处理厂临界事故统计和分析

对国外核燃料后处理厂的临界事故进行了统计和分析。通过调研,明确了临界事故的实际发生频率、起因和危害,并分析了临界事故的预防、监测和缓解措施的投入及使用情况,以便为核燃料后处理厂相关的工程设计、设施运行、安全分析以及安全审评工作提供参考和依据。

基于真实临界事故的CAACS程序验证

核临界安全是核工业发展过程中最重要的安全问题之一,其中对临界事故的评价和分析是临界事故后屏蔽设计、应急计划等的基础,因此具有重要的研究意义和工程价值。CAACS是自主开发的溶液系统临界事故分析程序,可计算临界事故的裂变次数、裂变功率、温度随时间变化等。在临界基准实验验证的基础上,利用CAACS对2个真实的临界事故进行分析和计算,并与事故估计值进行对比,结果表明,CAACS的计算结果与事故估计值符合较好,可为后处理厂的工程设计提供临界事故分析的技术手段,为后续的临界瞬态研究打下基础。

快中子零功率反应堆(DF-VI)的临界事故概率分析

本文应用故障树分析方法,对快中子零功率堆(DF-Ⅵ)在启动过程中发生临界事故的可能性做了初步的定量估计。结果表明,该堆每次启动发生临界事故的概率约为10^(-6)量级,得出确保装置启动安全的首要因素是选配合格的操作人员的结论,并对设备的改进提出了一些建议.

最小核临界事故及临界报警阈值研究

统计分析公开报道的22起临界事故,得到临界事故裂变次数范围。再从保护工作人员角度出发,确定最大可接受有效吸收剂量,推导出最小临界事故假设,利用蒙特卡洛程序,反推出铀、钚系统不同物料形态下,发生最小临界事故时的裂变次数。计算分析一个模型的临界事故时的裂变次数,计算结果表明典型临界事故裂变次数大于由最小临界事故假设反推出的裂变次数,验证了假设的保守性。最后根据最小临界事故裂变次数推出临界报警阈值。