与交通安全有关的几道物理题

在人的生命越来越得到重视的今天,安全教育已经成为学校教育的重要任务之一．面对每年10万多人的死伤,更觉得加强对安全意识比较薄弱的中学生进行安全教育的必要．据报道：分析全国道路交通事故情况,主要原因有超速行驶、酒后驾驶、疲劳驾驶,恶劣天气导致的事故,特别是全国雨、雪、雾等恶劣天气条件下发生道路交通事故;还有低驾龄驾驶人肇事等．     

基于GA-ELM的水上交通事故严重程度影响因素识别研究

水上交通事故严重程度影响因素的识别对从根本上减少严重事故件数、降低事故危害和损失具有重要意义。在历史事故报告的基础上,构建并量化事故影响因素集,提出以极限学习机(ELM)为一般事故、严重事故的二分类器,以遗传算法(GA)为因素搜索算法的GA-ELM因素识别模型。对发生在我国水域的737件水上交通事故进行实证研究,并与以支持向量机(SVM)为分类器的GA-SVM模型进行对比分析。结果表明,GA-ELM模型识别出时段、人为致因、环境致因等9个事故严重程度影响因素,较GA-SVM模型结果更为精简,且分类精度较不做因素识别时分别提高8.2%、7.1%。此外,GA-ELM大大缩短运算时间。由此可见,GA-ELM可为水上交通事故严重程度影响因素识别提供一个较好的方法。     

向量代数在核辐射危险评估中的应用

利用数量积概念,建立一个关于日本核泄漏事故中放射尘埃扩散的数学模型,计算出放射尘埃扩散到美国西部沿海加利福尼亚州、俄勒冈州和华盛顿州的放射量,据此可以认为事故对美国基本没有辐射影响.     

乏燃料贮存格架跌落事故冲击分析和试验验证

乏燃料贮存格架是核电厂贮存乏燃料的重要设备，在满载条件下和地震/跌落事故中，都应保持稳定和安全状态．本文基于LS-DYNA对乏燃料贮存格架进行了跌落事故冲击分析，考虑了最重重物从可能最高处意外跌落的情况．分析时考虑了碰撞、几何大变形、材料非线性等非线性因素．分析发现，浅跌落情况下贮存格架变形较大，但为局部变形，冲击载荷不影响贮存格架的安全功能．深跌落情况下，组件跌落在支座上方时支座承受的载荷最大，并在许用载荷范围内．为确保核电厂安全性和可靠性，基于分析得到的现象，设计和开展了乏燃料贮存格架浅跌落和深跌落试验．试验采用了等比例贮存腔和真实燃料组件的管座．同时对试验件进行了跌落分析，并与试验结果进行了对比，验证了分析技术的保守性和准确性．掌握的分析技术可应用于所有压水堆核电站乏燃料贮存格架的跌落事故分析．     

压水堆冷凝回流特性的研究

利用高压汽水两相流试验系统模拟压水堆小破口失水事故中冷凝回流传热模式,进行了传热、流动及不凝结气影响的试验。实验表明：冷凝回流传热是一种十分有效的传热模式,它在很小的一、二次侧温差时就能排放大量堆芯余热。冷凝回流系统在正常情况下流动阻力很小且稳定,但在达到回流流动极限后出现不稳定。不凝结气的存在将大大降低蒸汽发生器的传热能力,但一般情况下,系统能自动增加一次侧压力而达到排除余热的目的。     

利用LiDAR系统对飞机残骸进行分析的新方法

飞机失事的事故率较低,但损失一般较为严重.对飞机残骸现场的有效记录,能够帮助我们了解失事场景,并进行后续分析,但国内外相关研究较少.本文利用一套LiDAR系统对事故现场进行测绘和三维尺度图像信息保存.并结合改进的ICP算法实现了更高精度的点云拼接,从而对失事前后的同一部件进行对比分析,以确定其受力和变形情况,进而帮助确定失事原因.与其他飞机失事场景记录方法相比,该系统三维重现效果更好.     

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利用通用有限元程序ANSYS对中国氦冷固态氚增殖剂实验包层模块(CH HCSB TBM)第一壁进行了稳态热分析。结果表明,第一壁铍保护板和RAFM钢的最高温度符合热工安全设计要求。对第一壁表面热流密度随时间变化的瞬态情况进行了分析,给出了随时间变化的结果。对第一壁两种典型的事故情形开展了初步分析,并对分析结果和事故影响进行了相应讨论。     

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。     

BEPU分析方法在CNP600弹棒事故中的应用

最佳估算加不确定性（BEPU）事故分析方法同传统的保守性事故分析方法相比,可获取现实的分析结果和安全裕量,在保证核电厂安全性的前提下,提高核电厂的经济效益和运行灵活性。针对CNP600的设计特点,利用最佳估算程序RELAP5-3D建立热态满功率（HFP）和热态零功率（HZP）条件下的弹棒事故（REA）分析模型。通过弹棒事故现象识别分级表（PIRT）识别事故瞬态下重要的过程和现象,筛选出对关键安全参数有重要影响的输入参数。利用DAKOTA程序对重要不确定性输入参数进行拉丁超立方抽样（LHS）,通过非参数统计方法计算关键安全参数的单侧容忍上限。计算结果显示:两种弹棒条件下,REA瞬态过程中的最大芯块平均焓值、芯块峰值温度、包壳峰值温度、系统峰值压力均满足弹棒事故验收准则;利用非参数统计方法计算的核功率峰值单侧容忍上限结果合理,最大芯块平均焓值单侧容忍上限计算值同传统弹棒事故保守计算值相比具有可观的安全裕量。     

动态故障树在主蒸汽管道破裂事故风险评价中的初步应用研究

冗余设计使核电厂系统广泛存在复杂时序失效行为,而基于静态故障树(Static fault tree, SFT)的事故风险评价无法对时序失效行为进行准确模拟。为解决这一问题,本工作提出一种基于事件树+动态故障树(Dynamic Fault Tree, DFT)的事故风险分析框架,并以典型三代压水堆主蒸汽管道破裂事故为例,开展动态事故风险案例分析。首先,建立主蒸汽管道破裂事故的事件树模型以及相关系统的DFT模型;其次,将系统故障树分为DFT模块和SFT模块,并将DFT树模块替换为超级事件参与后续计算;最后,采用割集法计算案例结果,并在相同条件下与传统SFT方法进行对比。案例分析结果表明:(1) 相较于SFT方法,所提方法更为贴近系统的真实失效场景;(2) 针对文中案例所提方法可以降低相关系统失效概率与部分事故序列的发生频率、有助于释放保守风险。