浅议橡塑制品中的辐射安全问题

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合成橡胶及塑料产品以其强韧耐用、防水和成本低等特性,在日常生活中发挥着重要作用。但由于合成橡胶及塑料产品通常很难自然降解,其带来的“污染”问题不容忽视。与此同时,橡塑产品改性过程中引入了稀土等材料,由此产生的辐射问题及引发的社会影响需要进一步研究。本文由某市涉及橡塑产品的辐射事件出发,分析了产品中的放射性水平,讨论了某些改性橡塑产品的放射性问题,并提出了辐射安全监管建议。
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摘要:城市旧街区旧公共建筑很多可以作为城市历史文明的物质载体,其保留可以为城市街区留下历史的记忆做为城市节点,对此类建筑的院落空间进行扩建,对增加原有建筑的使用功能具有非凡的作用,梳理总结旧公共建筑院落空间的改扩建方法,是对经济价值和历史价值的尊重,具有很强的现实意义和文化意义。  关键词:旧公共建筑 物质载体 城市节点 院落空间  中图分类号:TU113文献标识码: A    每一个城市都会在其
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核电厂运行事件一直是监管当局关注的重点,核电厂运行事件的上报可为监管当局了解不断发生的事件、监测机组性能、确认执照基准、识别更多重要事件的先兆、研究潜在的共性安全问题、评价运行经验的趋势、向电厂反馈经验提供保障。本文介绍了我国核电厂运行事件报告制度修订的背景,结合最新核电厂运行事件报告制度对核电厂运行事件报告准则进行解读,并应用准则对典型案例进行分析。
气溶胶中的γ核素是核电厂辐射环境监测中的重点关注项目。为掌握防城港核电厂周围环境气溶胶中γ核素放射性水平及变化趋势,自2016年1月起,对防城港核电厂周边10km范围内的沙螺寮、红沙、仙人岛三个点位的气溶胶进行连续取样和监测,结果表明:气溶胶中~(54)Mn、~(58)Co、~(60)Co、~(137)Cs等人工γ核素未检出,~7Be活度浓度随季节变化,夏秋季低冬春季高。监测结果与运行前本底调查监
本文结合核安全监督工作实际和现场监督经验,从应急抢修人力配置、维修能力、应急能力三个方面对某核电基地应急抢修人力管理情况进行介绍和分析,针对目前实施过程中存在的弱项提出改进思路,为监管机构核安全监督开展及营运单位应急抢修人力管理能力建设提供参考。
本文结合法规规范的要求,针对核电厂安全壳喷射碎片问题,在充分研究了国外试验和分析技术的基础上,提出了喷射碎片问题相关的碎片源项材料确定方法和一种通用的碎片喷射试验方案。基于工程经验安全壳内的所有材料都可能是碎片源项材料,可采用直接排除、破坏压力比对、喷射试验等方法来确定喷射造成的碎片数量和类型。破口喷射后的滞止压力与破口尺寸无关,喷射试验时应确保影响区域的球体半径与破口直径的比值L/D值一致。分析结果表明,温度越低滞止压力越大,因此喷射试验时应选取温度较低处的破口参数。可保守采用空气喷射的方法来开展喷射试
美国大部分在运核电厂许可证更新已获得美国核管会的批准,并已开始第二次申请工作。美国核管会在核电厂许可证更新监管方面具有丰富的实践经验、完备的监管文件和管理体系。国内核电厂运行许可证延续的核安全监管工作刚起步,相对来说经验不足、监管文件和管理体系尚不完备。本文通过中美核电厂运行许可证延续/更新监管方面实践的对比分析,从文件体系、监管方式、基础科研等方面需求出发,对国内核电厂运行许可证延续的核安全监管能力提升给出了相关建议。
以吉林师范大学的环境工程专业为例,结合地方本科院校向应用转型对人才培养提出的新要求,在分析环境工程专业人才培养现状及存在的问题基础上,分别从人才培养方案、课程体系建设、师资队伍建设和校企合作平台等方面进行了探索与实践,构建基于校企合作的“2+0.5+1+0.5”人才培养模式,推行“模块化”课程改革,推进“双师双能型”师资队伍建设,共同搭建实习实训基地,并获得了较好的实践效果.
为确保我国自主化华龙一号三代核电站用核级仪表卡套接头顺利实现国产化,必须有效提升其密封和可靠性能。后卡套起密封和支撑作用,其表面强化工艺及装置是研发成功的关键。本文分析了核级仪表卡套接头的结构形式及密封原理,提出了研发技术要求,通过对卡套接头装配过程的有限元分析得出应力最为集中的部位为后卡套,需提高后卡套的表面硬度。低温渗碳的表面强化工艺可有效提升后卡套的表面硬度、密封性和抗疲劳性能。本文提出的低温渗碳装置可加快碳原子的吸附与扩散,取得良好的渗碳效果,渗碳后的核级仪表卡套接头通过了设备鉴定试验,对国产化研
放射性物质的内在安全智能本质上就是一个信息物理融合单元。本文在CPS视角下对内在安全智能进行CPS基本单元映射;从物理层、网络层和系统层分析了放射性物质的内在安全智能与外在安防系统融合的体系结构。使得新型CPS融合安防系统具有全时空感知、全要素联动、纵深防御的特点,具有主动应对、点线面结合、齐心协力的优势。通过内外融合,充分发挥各自的优势,相互协作,能提高放射性物质的安全性。
为提高海洋核动力平台核安全管控水平,本文针对海洋核动力平台装卸料过程,采用ORIGEN-Ⅱ程序对堆芯方案一和堆芯方案二进行核素的中子辐照以及衰变计算,从而确定堆芯累积的放射性核素活度、质量和光子能谱等。然后,采用MCNP和MELCOR程序对海洋核动力平台乏燃料吊装过程卡滞事故、乏燃料吊装跌落事故、乏燃料冷却异常事故、放射性废物泄漏事故等典型事故进行分析计算,获取事故下的精细三维辐射场分布。该研究可为海洋核动力平台核安全分析和核应急决策支持系统提供重要技术支持参数。