张敏
- 作品数：30 被引量：14H指数：2
- 供职机构：中华人民共和国环境保护部更多>>
- 发文基金：环境保护公益性行业科研专项国家科技重大专项更多>>
- 相关领域：核科学技术理学环境科学与工程电气工程更多>>
- 后处理中试厂核材料衡算现状及问题
- 依据《中华人民共和国核材料管制条例》及其实施细则的要求,核材料许可证单位应制定核材料衡算管理制度并负责实施,并根据各自的特点,把核设施划分为核材料平衡区,按核材料分类进行衡算,每个平衡区要有完整的账目,实行独立的核材料衡...
- 张敏
- 关键词：核材料衡算
- 以中子管为激发源的中子活化分析系统慢化屏蔽体设计被引量：1
- 2010年
- 应用MCNP程序,通过对中子输运过程的模拟计算,得到了以14 MeV D-T中子管为激发源,在慢化屏蔽材料选取不同组合时的热中子注量率分布,热化比及镉比随铅层厚度的变化,以及屏蔽体外几处关键点的生物剂量率。根据模拟计算的数据,设计了活化分析系统的慢化屏蔽体,为开展以14MeV D-T中子管为激发源的中子活化分析工作奠定了基础。
- 乔亚华张敏孙汉城吴继宗
- 关键词：中子管MONTECARLO方法活化分析
- 后处理厂溶剂再生系统始发事件的FMEA评价
- 2015年
- 识别始发事件是事故分析的基础。目前后处理厂对始发事件的识别尚未形成通用方法。本文以后处理厂共去污分离循环的溶剂再生系统为研究示范对象,采用失效模式和影响分析(FMEA)的工程评价方法识别和筛选始发事件。分析结果表明,该系统始发事件的类型主要包括:包容放射性物料的边界(设备、管道、阀门)破损泄漏;酸、碱洗槽界面测量仪表失效;各贮槽和洗涤槽液位测量仪表失效;污溶剂接受槽有机相出口计量泵轴封泄漏。经与美国后处理厂安全分析报告和国外后处理事故实例比较,FMEA方法分析结果对于设备失效所致的事故具有良好的包络性和适用性。因此,该方法可作为选取始发事件的参考方法,并可推广应用到后处理厂的其他工艺流程系统。
- 吕丹李锐柔张春龙刘运陶张敏童节娟赵军
- 关键词：后处理
- 铀燃料元件制造设施UF6泄漏后室内行为初步分析
- 2019年
- 为分析UF6泄漏事故细节,包括泄漏流量变化和泄漏到室内后的行为,基于UF6容器内的质量和能量平衡以及室内的质量平衡,建立了UF6室内释放源项分析模型;采用此模型对国内铀燃料元件制造设施安全分析报告中分析的典型UF6泄漏事故进行了分析,得到了事故中容器内的物相变化、泄漏流量和泄漏物态变化;同时得到了泄漏后室内的有害物质浓度和沉降量;以及最终排放到环境中的有害物质浓度等数据。这些数据可为应急计划的实施和环境影响评估提供源项数据。
- 阙骥何玮张敏曹芳芳
- 关键词：UF6
- 《核电厂质量保证安全规定》修订之思考
- 本文基于对日、美和IAEA核设施质量保证法规标准现状的分析和比较,提出我国应以50-S/SG-Q为蓝本进行HAFOO3修订的建议。
- 黄超云张敏
- 文献传递
- 含Ce(Ⅳ)去污工艺产生废液的安全性分析和处理方法
- 2014年
- 含Ce(Ⅳ)去污工艺是将强氧化剂Ce(Ⅳ)作为去污剂实施去污技术的统称,其为高效的放射性污染金属去污工艺。但其产生的废液存在残留的Ce(Ⅳ)腐蚀处理设备、NH3释放影响环境和人体健康、含有的有机质影响后续处理工艺等问题。本工作结合Ce(Ⅳ)/HNO3、氧化凝胶和氧化泡沫等去污技术,对去污废液安全问题与处理方法进行了初步研究。研究结果表明,通过还原法可去除废液中残留的Ce(Ⅳ)、加热煮沸可有效去除NH3、臭氧氧化处理工艺能显著破坏分解废液中含有的有机质,进而提高去污废液的安全性。
- 刘志辉张涛革李小龙何玮张敏
- 关键词：CE(IV)去污废液
- IAEA-SSR6新增易裂变材料分类方法及对修订GB 11806的适用性研究
- "防止临界发生是装载易裂变材料的货包设计和运输方式的基本要求",国际国内运输安全法规标准对易裂变材料运输有强制性附加要求。IAEA的《放射性物质安全运输条例》(SSR6—2012)对易裂变材料的分类及运输要求发生较大变化...
- 曹芳芳洪哲张敏潘玉婷
- 核安全导则HAD501/02《核设施实物保护(试行)》解读及修订建议被引量：1
- 2013年
- 核设施的实物保护对于设施的安全运行和核材料的合法使用具有重要意义。2008年,国家核安全局发布核安全导则HAD501/02《核设施实物保护(试行)》(下称《导则》),将我国民用核设施分为三个实物保护级别,并明确了相应的分区保护要求。几年来,《导则》为规范我国核设施实物保护工作做出了重要贡献;但是,实践表明《导则》存在部分不足之处,如个别条款缺乏量化指标,导致分级扩大化。本文对《导则》的制定理念和原则进行了解读,并结合实践,提出了对《导则》进行修订的具体意见和建议。
- 蒋婧王黎明张敏杨海峰刁非毛欢刘天舒
- 关键词：核设施核材料
- Living PSA 模型化方法研究
- 2014年
- 将PSA技术应用于核电厂日常的运行管理和维修工作等活动,评价核电厂瞬时风险,从而帮助发现在设计中存在的薄弱环节,使核电厂以更加灵活的方式安全运行,以获得更高的安全性和经济性。本文对能够解决上述问题的Living PSA模型化方法进行了研究,介绍了Living PSA的定义,Living PSA研究工作的主要意义,Living PSA模型化方法以及应解决的主要问题。
- 宫宇李春张敏倪曼许献洪
- 关键词：LIVINGPSA
- 核燃料加工设施UF6泄漏事故源强分析
- 本文建立了一个估算UF6泄漏速率和残留UF6的量及状态的源项模型。该模型基本假设为（1）容器内UF6状态瞬时稳定、（2）UF6液体不可压缩,气态UF6释放为自由膨胀释放。本文使用此模型分析了美国NRC NUREG/CR-...
- 阙骥杨晓伟张敏段红卫
- 关键词：核燃料
- 文献传递
