10MW高温气冷实验堆乏燃料元件贮存中放射性裂变产物的安全分析 

高温气冷堆乏燃料元件的放射性裂变产物绝大部分滞留在燃料元件中。10MW高温气冷实验堆在设计寿命内将卸出约9万个乏燃料元件,其放射性裂变产物的活度高达1.9×1017Bq,因此正确实施乏燃料元件的贮存,减少放射性裂变产物向环境中释放和进行有效的屏蔽是极其重要的。本文根据乏燃料元件中放射性裂变产物的计算结果和德国高温气冷堆...
《核动力工程》  2000年 第04期 下载次数(196)| 被引次数(1)

元件破损实时监测与分析中裂变产物光子能量的选择 

计算了不同裂变产物的主要γ光子对φ6.2mm×76.2mmNaI探测器光电峰的相对探测效率。结果表明,在燃料元件破损监测中,光电效应计数率最高的几种光子能量与核素是81keV(133Xe)、196.3keV(88Kr)、220.9keV(89Kr)、249.8keV(135Xe)、402.6keV(87Kr和529.8...
《核技术》  1996年 第06期 下载次数(80)| 被引次数(5)

燃耗信任制技术保守性因素研究 

燃耗信任制技术指在乏燃料储存运输等环节进行临界安全分析时,考虑乏燃料由于燃耗造成的反应性下降,并以此为基础进行计算评估,最终得到保守的计算结果即装载曲线指导工程实践。燃耗信任制技术的应用可以有效节约乏燃料储存空间、提高乏燃料运输效率、提高后处理的生产能力,最终降低相关环节的储存运输成本。然而,这一技术的应用必须在充分保...
上海交通大学  硕士论文  2012年 下载次数(178)| 被引次数(1)

缓发高能伽马射线法探测核材料——有效半衰期的特点和作用 

本文选取了对14 MeV中子诱发~(238)U核裂变所产生的感兴趣区域(3~8MeV)缓发γ射线有主要贡献的7种裂变产物,构成研究总体,在不同辐照时间的情况下,计算了不同时刻总体感兴趣区域缓发γ射线的总强度,研究了有效半衰期的特点,分析了有效半衰期作为核材料判据的必要性和作用。研究表明,有效半衰期具有随跟踪测量开始时刻...
中国核科学技术进展报告(第三卷)——中国核学会2013年…  2013-09-11 下载次数(22)| 被引次数(0)

同位素稀释-热电离质谱测量乏燃料中裂变产物~(121)Sn和~(126)Sn 

本文以天然锡(Sn)标准溶液为稀释剂,采用同位素稀释-热电离质谱法测定了乏燃料元件中的~(121)Sn和~(126)Sn裂变产物的含量。热电离质谱测量时采用硅胶-锡-磷酸涂样,阻滞电位四级杆(RPQ)跳峰进行数据采集,获得了ng/g级Sn的含量及同位素丰度测量数据。通过对13个质量数信号的测量,有效扣除了Te、Sb、C...
中国核动力研究设计院科学技术年报(2011)  2013-02-01 下载次数(13)| 被引次数(0)

一种核电站反应堆放射性裂变产物处理装置 

本实用新型涉及百万千瓦级压水堆核电站放射性裂变产物处理,具体涉及一种核电站反应堆放射性裂变产物处理装置,处理装置本体,还包括用于与消防系统喷淋管路连接的外接装置,本实用新型的处理装置本体可通过所述外接装置实现与消防系统喷淋管路的密封连接,在发生火灾时能够及时将消防水引入处理装置本体内部进行灭火,...
大亚湾核电运营管理有限责任公司;中国广核集团有限公司;…  中国专利  2016年 下载次数(0)| 被引次数(0)

用于处理废弃核燃料的改进方法 

本发明涉及处理废弃核燃料的方法,该方法包括:(a)相对于也存在于由在HNO3中溶解核燃料得到的硝酸水相的锕系元素(III)和主要部分的裂变产物,净化存在于该相中的铀、钚和镎,所述净化至少包括共萃取溶剂相中的铀、钚和镎;(b)将溶剂相中的铀、钚和镎分离为第一水相和第二水相,所述第一水相含有钚但不含U或Np,或...
阿海珐核循环公司;法国原子能及替代能源委员会  中国专利  2012年 下载次数(0)| 被引次数(0)

事故工况下核反应堆内放射性物质的释放及其危害分析 

事故分析是核电厂安全分析的重要组成部分,研究核电厂在故障工况下的行为,是核电厂设计过程和许可证申请程序中的重要步骤。因此对事故工况下核反应堆内放射性物质的释放及其危害进行分析是事故分析的必要内容。分析了放射性物质向主回路系统的释放和向安全壳的释放,分析其释放机理、裂变产物特性、迁移规律和安全壳内的去除措施,介绍了国产安...
《舰船防化》  2014年 第03期 下载次数(184)| 被引次数(3)

加速器驱动洁净核能系统中的燃耗行为分析 

研究了加速器驱动洁净核能系统 (ADS)次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明 :ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知 ,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th U燃...
《原子能科学技术》  2001年 第01期 下载次数(138)| 被引次数(8)

高温堆燃料元件和包覆颗粒对裂变产物的滞留性能研究 

高温气冷堆包覆燃料颗粒的包覆层是阻止放射性裂变产物释放的第一道屏障。本文在简介FRESCO 模型的基础上, 采用FRESCO2 程序, 计算了137Cs、90Sr、110mAg 从包覆颗粒和燃料元件的释放份额, 分析比较了包覆层和石墨基体对这几种核素的滞留性能, 肯定了TRISO 包覆层对金属裂变产物的滞留作用。
《核动力工程》  1999年 第05期 下载次数(167)| 被引次数(5)

第二届IAEA长寿命超铀锕系元素和裂变产物的地球化学研究协调会 

由国际原子能机构(IAEA)主办的第二届长寿命超铀锕系元素和裂变产物的地球化学研究协调会于1990年6月25日至29日在联邦德国幕尼黑技术大学放射化学研究所召开。参加会议的成员是该研究计划的协议和合同的持有者,联邦德国、英国、波兰、中国、日本、美国的代表,国际原子能机构核循环和废物管理处的科学秘书和同位素水文处...
《国外铀金地质》  1990年 第03期 下载次数(19)| 被引次数(0)

从铀及其裂变产物中提取~(140)Ba 

一、引言自铀及其裂变产物中提取~(140)Ba的方法较多,通常是先用离子交换法或萃取法除去大量的铀和高价态离子,然后用发烟硝酸将Sr,Ba与其他裂变产物分离,最后再进一步纯化Ba。这样操作麻烦费时。本文推荐一个方便快速的制取高纯~(140)Ba的方法,而且用此程序可分离测定铀样品中的~(140)Ba。
《原子能科学技术》  1988年 第02期 下载次数(17)| 被引次数(0)

CENDL-3.1库裂变产物核全套数据的评价更新 

裂变产物核通常是指裂变后生成的Z=31~68之间的核素,其中包含了一些对于反应堆设计、运行非常重要的中重核区的核素,如:裂变毒物核素、控制棒材料及核废物处理非常重要的长寿命核素。在2009年释放的CENDL-3.1库中裂变产物核共有138个核素。由于中子与裂变产物核素相互作用在中子输运计算和剩余核辐射安全以及材料损伤都...
中国核科学技术进展报告(第五卷)——中国核学会2017年…  2017-10-16 下载次数(15)| 被引次数()

利用缓发γ射线吸收剂量率测定~(235)U裂变数的方法研究 

裂变数的测定通常是利用HPGe探测器无损测量的方法,但这种方法难以在高辐射通量情况下获取实时数据。针对上述场景,本文引入了剂量率测定裂变数的方法,并进行了可行性验证。本文利用数值计算方法计算裂变产物衰变链上各核素含量随时间动态变化情况,结合CENDL3.0库及ENDF BVII.1库中的产额数据及核衰变数据,计算了热中...
《核技术》  2014年 第03期 下载次数(40)| 被引次数(2)

压水堆核电厂燃料元件破损诊断方法 

在核电厂运行管理中,如果在停堆前知道燃料棒的性能和状态,采用合适的燃料检测管理策略,可减少反应堆的停运时间。本文以燃料元件破损后裂变产物向冷却剂释放的理论为基础,开发了一种通过分析反应堆冷却剂中裂变产物放射性活度估算破损燃料元件的数量、破损尺寸和位置的方法。用大亚湾核电站1号机组第2循环的运行跟踪数据对U1C2燃料组件...
《核动力工程》  2008年 第04期 下载次数(372)| 被引次数(20)

共找到相关记录1280条上一页>567891011121314下一页