一次侧放射化学监督报表内容详解 

一次侧放射化学监督报表反映了机组正常运行时的放射性水平,放射性核素浓度,以及燃料状态。并对放射性水平、核素浓度及燃料状态进行趋势跟踪,便于发现剂量水平异常和燃料发生破口。
《化工设计通讯》  2015年 第06期 下载次数(14)| 被引次数(0)

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(897)| 被引次数(8)

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(490)| 被引次数(3)

长寿命裂变产物热堆嬗变可行性研究 

长寿命裂变产物(LLFP)随着核电站的运行而不可避免产生积累。为降低乏燃料地质贮藏的压力和有效的降低LLFP的长期危害,有必要进行嬗变处理。详细论述了长寿命裂变产物核素的放射性毒性及其在长期地质贮藏过程中的风险,确定了长寿命裂变产物进行嬗变处置的必要性。开展了长寿命裂变产物热中子反应堆嬗变可行性的研究,针对核废物中的高...
《科技创新与应用》  2017年 第11期 下载次数(71)| 被引次数(2)

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)

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)

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)

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(261)| 被引次数(8)

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(143)| 被引次数(5)

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)

使核废物安全的新计划 

[英国《观察家》1994年3月27日报道] 一位世界最优秀的物理学家说,核废物可通过亚原子粒子流轰击变成无害的。前欧洲核子研究中心(欧洲粒子物理实验室)主任Carlo Rubbia极力主张开拓现代核加速器技术来减少原子工厂产生的有害的放射性裂变产物
《国外核新闻》  1994年 第09期 下载次数(19)| 被引次数(1)

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(313)| 被引次数(10)

一种快速估算OIL1水平值的方法 

提出了一种快速修正OIL1水平值的方法,并与IAEA推荐的修正和重新计算OIL1水平值的方法进行了适当比较。利用反应堆换料周期及运行时间、释放份额、释放高度、大气稳定度等参数可快速计算地面释放情况及高架释放情况下的OIL1水平值。给出了对具有代表性的美国《反应堆安全研究》的事故源项的计算结果。
《核科学与工程》  2005年 第04期 下载次数(69)| 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)

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