核电站乏燃料对生物圈的影响及ADS对策 

介绍了核电发展状况和核电产生的乏燃料中的锕系及长寿命裂变产物核素,在毒性方面评述了这些核素对生物圈的影响,最后提出用加速器驱动的次临界系统嬗变核废物的对策,以减轻或消除核废物对生物圈的影响。
《原子核物理评论》  2007年 第02期 下载次数(313)| 被引次数(30)

高温气冷堆乏燃料元件的最终处置 

用既安全又经济的办法处理高温气冷堆乏燃料元件是高温气冷堆发展的重要课题。根据高温气冷堆乏燃料元件的特点 ,分析了对乏燃料元件进行后处理和直接最终处置的处理办法。
《高技术通讯》  2000年 第06期 下载次数(307)| 被引次数(2)

10MW高温气冷堆乏燃料元件的贮存及其安全分析 

10 MW高温气冷堆 (HTR- 10 )在设计寿命内共卸出约 9万个乏燃料元件 ,其放射性裂变产物的活度高达 1.0× 10 1 6Bq,必须妥善处置。HTR- 10乏燃料元件卸在密封和屏蔽的容器中 ,每个容器可以接受 2 0 0 0个乏燃料元件 ,这些容器固定在反应堆建筑物的最底层的混凝土井内 ,在贮存库内采取通风...
《清华大学学报(自然科学版)》  2001年 第10期 下载次数(298)| 被引次数(5)

钍基堆自持循环及热工特性研究 

能源问题是人们最关注的问题之一。随着核能事业的快速发展,对核燃料铀的需求将越来越大,但天然铀的资源非常有限。钍作为可转化为核燃料的资源,是一种核能发展的潜在资源。日本福岛核电事故引发了全球对核电安全关注。与铀燃料循环相比,钍燃料积累的裂变产物毒性低且产生的长寿命锕系元素在数量上少;防核扩散能力更强;232Th俘获中子形...
华北电力大学  硕士论文  2013年 下载次数(296)| 被引次数(1)

关于铀、钚和铀核裂变产物的若干问题——兼谈2011年福岛核事故泄露的放射性物质 

文章以日本福岛核电站7级核事故两周年为契机和切入口,主要涉及:常用的核裂变材料———铀;铀原子核裂变( 两分裂 )产物;另一种核裂变材料———钚;福岛核电站核事故后外泄的放射性物质等。文章还以福岛核电站7级核事故为例,立足于传播基础核知识、核能知识及有关新信息,文章以铀、钚及其裂变为中心,对核事故与核污染等做了些介绍、...
《职大学报》  2013年 第04期 下载次数(295)| 被引次数(3)

AP1000核电厂大量放射性释放源项分析 

在AP1000核电厂的某些严重事故情景中,安全壳可能发生失效或旁通,导致大量放射性物质释放到环境中,造成严重的放射性污染。针对大量放射性释放频率贡献最大的3种释放类别(安全壳旁通、安全壳早期失效和安全壳隔离失效),分别选取典型的严重事故序列(蒸汽发生器传热管破裂、自动卸压系统阀门误开启和压力容器破裂),使用MAAP程序...
《原子能科学技术》  2012年 第09期 下载次数(295)| 被引次数(10)

ANISN-DOT4.2-ORIGEN2输运-燃耗程序系统及ADS基准题的计算 

为了对加速器驱动次临界系统(Accelerator Driven System,ADS)的中子经济性和安全性做进一步研究,IAEA启动了ADS合作研究计划,提出了ADS基准题。基准题分为几个阶段,第一阶段主要致力于中子性能和核数据库及计算程序的验证。该文开发了ANIAN-DOT4.2-0RIGEN2输运-燃耗程序系统,...
《中国核科技报告》  2001年 第00期 下载次数(293)| 被引次数(0)

乏燃料后处理厂主工艺中的主要化学安全问题 

水法后处理工艺过程涉及很多化学反应,反应条件和反应产物不同,需要关注的化学安全问题也不同。描述了后处理主工艺不同阶段的化学反应,分析了各阶段应关注的主要化学安全问题,为商用后处理厂的设计和事故分析提供参考。
《核安全》  2014年 第02期 下载次数(286)| 被引次数(4)

核电厂严重事故源项计算及研究进展 

介绍了严重事故源项分析程序,论述了严重事故源项模拟与实验研究进展及研究成果,主要包括严重事故下放射性核素的迁移与释放行为特征、存在形态与分布、工程措施对放射性源项的影响及模型实验验证等。最后,提出了目前严重事故源项研究中需要解决的问题。
《工业安全与环保》  2015年 第08期 下载次数(285)| 被引次数(3)

加速器驱动次临界堆堆芯物理概念研究 

分析了加速器驱动次临界堆堆芯的裂变核素增殖和平衡条件、主要长寿命放射性废物的积累、裂变产物毒性的影响及次临界堆的运行周期、输出功率和能量增益等主要性质,并对次临界热堆和次临界快堆的物理性质进行了比较。在简单的球形几何条件下,分析了铀-铅和钍-重水组成的快-热耦合的次临界系统的物理性质。
《原子能科学技术》  1999年 第02期 下载次数(285)| 被引次数(8)

γ谱法监测放射性气溶胶 

气溶胶在书籍中的定义是指:任何物质的微粒,可以是固态或者液态形式,悬浮在气体介质中(通常是指空气)形成的具有统一性质的胶状体系;简单的解释,气溶胶就是悬浮在空气中的微粒。对于气溶胶这个概念,人们可能不太熟悉,但是气溶胶在我们的生活中却随处可见,如做饭产生的油烟;打扫房间产生的灰尘;大清早空气中的薄雾,这些都属于气溶胶的...
南华大学  硕士论文  2016年 下载次数(271)| 被引次数(0)

D-T/D-D快中子诱发~(238)U裂变产物模拟及测量方法初步研究 

经过六十多年的发展,以低浓缩235U为核燃料的核能利用技术已经日趋成熟,随着快中子增殖堆及钍铀循环反应堆等新核能技术的发展,对中子诱发238U裂变产额核数据提出了新的需求,同时,238U裂变产额核数据也是热中子反应堆的安全控制、乏燃料的后期处理等需要的重要数据之一。另外,裂变产物数据在裂变反应机理基础研究方面也有重要意...
兰州大学  硕士论文  2014年 下载次数(270)| 被引次数(0)

法国乏燃料后处理的经验和目前的发展情况 

【法国《核综论》2001年第6期报道】 法国原子能委员会核能部主任Jacque Bouchard在美国参议院详细介绍了法国后处理技术的发展状况,全文如下: 1.引言 从法国58座反应堆卸出的乏燃料(1200 t/a)是潜在的重要能源,如果在水堆中使用,
《国外核新闻》  2002年 第05期 下载次数(269)| 被引次数(4)

长寿命裂变产物核素核数据测量进展 

文章对与高放废物深地层处置以及分离嬗变相关的半衰期大于10 a、裂变产额高于0.01%的13种长寿命裂变产物核素的半衰期、裂变产额和热中子反应截面的测量研究、数据现状及其进展进行概要评述。就长寿命核素的分离纯化、原子数测定及放射性活度测量方法和技术进行了分析和论述。
《原子能科学技术》  2006年 第02期 下载次数(268)| 被引次数(17)

核电站燃料棒破损在线探测系统研制 

采用在线检测方法对现役核电站燃料棒的破损情况进行监测可以克服传统化学取样方法不能连续探测和不能及时报告堆内燃料破损情况的不足。本工作研制出核电站燃料棒破损在线探测系统(FDDS1),通过检测一回路核燃料裂变产物的活度,根据燃料破损性状分析程序FUDAC1计算出燃料棒的破损根数等参数,给出在线探测报告。
《原子能科学技术》  2005年 第S1期 下载次数(268)| 被引次数(13)

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