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田湾核电厂核事故场外后果评价系统简介 总被引:1,自引:0,他引:1
本文介绍江苏田湾核电厂核事故场外后果评价系统(TW-NAOCAS)的概况。该系统软件包括操作管理子系统,数据传输、气象数据预处理与风场诊断模块,风场预测模块,大气弥散模块和剂量估算与干预措施模块。TW-NAOCAS系统能在30 min内给出评价区(近区为20×20 km2、空间分辨率500 m,远区为80×80 km2、、空间分辨率4 km)的风场以及设计基准事故(DBA)和超设计基准事故(BDBA)释放的69种核素在各网格的浓度、预期剂量、隐蔽与撤离的可避免剂量及其区域等信息。文中简述了主要物理模块的计算模式,最后介绍了风场预测、大气扩散与剂量估算三个模块及例题的测试结果。 相似文献
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为了研发可用于核与辐射应急响应与准备的机器人,对比了多种具有不同结构和生产工艺的金属氧化物半导体场效应晶体管(MOSFET)由于总剂量效应(TID)导致的阈值电压漂移(ΔVth)。注意到了栅宽和栅长对器件耐辐射能力的影响在体CMOS器件和纳米线(NW)MOSFET器件之间、高的和低的工艺节点之间的不同,并从辐射诱导的窄通道效应(RINCE)和辐射诱导的短通道效应(RISCE)两方面解释了这种区别的原因。发现近年来前沿的一些研究在考虑辐射效应时,修正了负偏压不稳定性(NBTI)的影响。并讨论了几种新型器件包括锗沟道、氮化镓沟道管和具有特殊几何布局的晶体管。此外,介绍了计算机辅助设计技术(TCAD)在几种新型场效应管的机理研究和建模验证中的应用。 相似文献
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对运输天然UF_(6)原料的3 m^(3)运输容器在满载和卸料后容器内部的辐射源项及分布情况进行分析,计算两种状态下容器表面及1 m处辐射水平,并与实际测量结果进行了对比。计算结果表明:容器外部辐射主要来源于^(234)m Pa、^(234)Pa和^(235)U的γ辐射;满载时,容器外部辐射水平随时间增加而增加,至3个月时基本达到稳定;卸料后,残料容器中由于衰变子体^(234)Th、^(234)m Pa和^(234)Pa的大量残留,且缺少UF_(6)的自屏蔽作用,容器外部辐射水平高于满载状态,在卸料后2个月,残料容器表面最大辐射水平从167.5μSv·h^(-1)降到30.3μSv·h^(-1)。对卸料后约2个月的两个3 m^(3)运输容器表面辐射水平进行测量,测得最大辐射水平分别为31.3μSv·h^(-1)和28.1μSv·h^(-1),测量结果与计算结果基本一致。鉴于天然UF 6运输活动频繁,运输量大,因而在残料容器返厂运输活动中的辐射防护不容忽视,可通过增加残料容器空置时间、远距离操作和减少操作时间来减少工作人员遭受的照射。 相似文献
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使用蒙特卡罗程序EGS4计算了光子能量范围0.015~15MeV、屏蔽厚度达40个平均自由程的某核电厂中使用的轻混凝土的γ照射量积累因子,程序计算中考虑了轫致辐射、荧光效应和相干(瑞利)散射对积累因子的影响。使用G-P近似拟合公式对γ屏蔽积累因子计算结果进行拟合计算,给出了相应的积累因子G-P拟合公式的拟合参数。利用此方法可得到此种轻混凝土的任意光子能量和屏蔽厚度的γ屏蔽积累因子。 相似文献
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目的 在开展二氧化铀(UO2)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;UO2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0.286 08,无限阵列货包的最大keff值为0.798 34。结论 UO2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0.919 74,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。 相似文献
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FCo70-YQ型放射源运输容器耐热试验 总被引:1,自引:0,他引:1
FCo70-YQ型放射源运输容器是设计用于运输60Co和137Cs的医用放射源运输容器,设计容器最高装源活度60Co不超过12000C(i444TBq),137Cs不超过8000C(i296TBq)。根据国家标准《放射性物质安全运输规程》(GB 11806ˉ2004)的要求,对FCo70ˉYQ型容器进行了耐热试验。试验中测量到容器本体的最高温度为193.9℃,小于容器屏蔽材料铅的熔点温度327.3℃。试验结果证明了FCo70-YQ型容器热工设计满足国家标准《放射性物质安全运输规程》(GB 11806-2004)的要求。 相似文献