秦山核电厂全厂断电事故研究和厂外后果分析 

全厂断电(SBO)可能发展成为堆芯熔化的严重事故,并最终导致安全壳超压失效。本文通过秦山核电厂全厂断电事故的分析和厂外后果研究,建立将严重事故分析和厂外后果评价上作结合进行的方法,计算结果也可作为制定严重事故管理规程及厂外应急计划的参考。 论文使用MELCOR程序进行严重事故分析工作,使用M...
中国原子能科学研究院  硕士论文  2005年 下载次数(898)| 被引次数(8)

核安全与核能社会 

今年是切尔诺贝利核灾难25周年,又发生了日本九级地震引起的福岛核电站泄漏事件。这两次核灾难后果严重,经济上损失巨大,受灾人口众多,心理阴影长期存在。包括美国三哩岛核事故在内的几次大事故,长远地影响了人们对核能的态度,核能发展有很大的阻力。核能的发展和不发展现在在全世界范围内都是一个重大的政治问题,争论激烈。
《现代物理知识》  2011年 第03期 下载次数(522)| 被引次数(7)

切尔诺贝利核电站事故及其后果 

这份材料取自切尔诺贝利核电站第4号机组事故原因的政府委员会的结论,并由苏联国家原子能利用委员会指派的专家小组准备的。这个专家小组的成员是:
《核动力工程》  1986年 第S1期 下载次数(492)| 被引次数(3)

核石墨研发的设想 

介绍了第四代核反应堆的设计理念。高温气冷堆具有第四代核反应堆的主要特征,是第四代核反应堆的主要候选堆型之一。石墨是高温气冷堆不可或缺的材料。核石墨的研发周期长,为了健康地、独立自主地发展我国的高温气冷堆产业,应尽早进行核石墨的研发工作;但核石墨研发的投资大,高温气冷堆的商业化前景有待示范堆验证,目前还不明朗,国家暂时还...
《炭素技术》  2010年 第03期 下载次数(470)| 被引次数(7)

核工程中的石墨和炭素材料(第三讲) 

3 石墨和炭素材料在高温气冷堆中的应用 3.1 中子慢化和慢化材料 上一讲中我们讨论了核反应堆的中子平衡,核反应堆运行的必要条件是 keff≥ 1,热中子利用系数 f是 keff的组成因素之一,为了达到相同的 keff,如果 f增大,其他因素就可以降低
《炭素技术》  2000年 第03期 下载次数(314)| 被引次数(10)

百万千瓦级核电厂蒸汽发生器失去给水事故源项计算分析 

对百万千瓦级压水堆核电厂的安全壳内进行隔间,应用IRSN和GRS等联合开发的ASTEC程序计算该类型核电厂在发生蒸汽发生器完全失去给水严重事故工况下放射性裂变产物在安全壳内释放迁移的情况,给出了主要隔间内的放射性活度。根据安全壳内喷淋系统能否正常启用对各个隔间内的放射性活度进行了比较。结算结果表明,喷淋能否启用,对Xe...
《核安全》  2007年 第04期 下载次数(263)| 被引次数(8)

中国煤电与核电的环境风险比较 

本文指出了环境风险与健康风险的区别和不同能源系统的燃料循环全面环境风险比较在能源发展规划决策中的作用,给出了中国煤电和核电环境风险比较研究第一阶段以统计数据为基础的各类环境影响进行对应比较的结果。它表明产生1TWh电力煤电燃料循环对环境影响远大于核电。
《辐射防护》  1996年 第04期 下载次数(262)| 被引次数(8)

10MW高温气冷实验堆事故分析的结果与对策 

1 0MW高温气冷实验堆 (HTR 1 0 )的事故分析表明 ,在设计基准事故和严重事故条件下 ,HTR 1 0的堆芯燃料元件的最高温度和反应堆冷却剂系统的压力都低于规定的安全限值 ,燃料元件和冷却剂系统压力边界都能保持其完整性 ,不会造成裂变产物大量向外释放。根据事故分析结果并参照国外高温气冷堆安全运行的管理实践...
《核科学与工程》  2000年 第02期 下载次数(225)| 被引次数(2)

秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故源项研究 

利用MELCOR程序分析秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故进程中放射性裂变产物的行为,研究不同性质的裂变产物各自的释放、迁移和最终分布状况。同时计算了向环境释放的源项。这些数据可用于事故的厂外后果评价。
《原子能科学技术》  2006年 第05期 下载次数(204)| 被引次数(8)

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(198)| 被引次数(1)

10MW高温气冷堆一回路放射性裂变产物活度测量实验及分析 

对10MW高温气冷堆(HTR-10)一回路氦气中放射性裂变产物的组成及活度水平的准确测量,可用以分析研究HTR-10燃料元件释放裂变产物的特征,并可用以推知堆芯所有燃料元件中铀污染水平和燃料颗粒的整体破损率水平,从而可得到HTR-10辐射安全性的直接验证。本工作通过对取样罐氦气中惰性气体核素活度的分析,推测HTR010...
《原子能科学技术》  2007年 第05期 下载次数(197)| 被引次数(4)

10MW高温气冷堆包覆燃料颗粒辐照考验 

TRISO型包覆燃料颗粒由燃料核芯、疏松热解炭层、内致密热解炭层、碳化硅层和外致密热解炭层组成。在冷态性能检验合格的基础上,进行了10MW高温气冷堆包覆燃料颗粒的静态辐照试验和动态回路辐照试验。在辐照温度1000℃、累积快中子注量1.28×1025m-2和燃耗(以金属铀计)达到95GW·d·t-1时,包覆燃料颗粒的放射...
《原子能科学技术》  2005年 第S1期 下载次数(187)| 被引次数(3)

核事故应急演习情景设计合理性分析 

说明了核事故应急演习情景设计的重要性,论述了情景设计合理性分析要点。
《核安全》  2010年 第04期 下载次数(182)| 被引次数(3)

解读:日本发生核辐射 对中国将会有什么影响 

日本福岛发生事故的核电站是20世纪70年代兴建的早期沸水堆核电站,核反应堆的 剩余发热 问题是造成最近日本福岛第一核电站发生事故的主要原因之一,即当裂变反应停止时,由于还存在着大量的放射性裂变产物,其在进行衰变时会放出衰变热。以2011后3月15日测得的剂量作最坏的估算,此次事故对中国的影响:接受的核辐射剂量为1/50...
《电网与清洁能源》  2011年 第03期 下载次数(180)| 被引次数(2)

放射性裂变产物由燃料芯块释放到一回路的影响因素研究 

采用PROFIP5程序分析燃料棒线功率密度、衰变常数和破口尺寸等对放射性裂变产物释放的影响。结果表明:当燃料棒中心温度低于1000℃时,裂变产物的释放份额与燃料棒温度无关;当燃料棒中心温度高于1000℃时,燃料棒温度越高,裂变产物的释放份额越大;燃料棒线功率密度越高,衰变常数对释放份额的影响越明显。
《核动力工程》  2013年 第02期 下载次数(145)| 被引次数(5)

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