AP1000典型严重事故序列下裂变产物行为研究 

当核电厂发生严重事故时,大量的放射性裂变产物将从堆芯释放并迁移到安全壳中,若发生安全壳旁通或安全壳失效时,则会使大量的放射性裂变产物释放到外界环境中,对人类和环境造成极大的危害。因此,通过开展严重事故下裂变产物的释放、迁移、沉积等行为的研究,对裂变产物的行为进行更深入的了解,为严重事故管理和厂外放射性后果评价提供参考。...
哈尔滨工程大学  硕士论文  2016年 下载次数(133)| 被引次数()

严重事故下裂变产物释放和迁移研究 

当压水堆核电厂发生严重事故时,堆芯熔化会导致大量的放射性裂变产物从堆芯释放,如果安全壳同时失效,便会导致这些放射性核素释放到外界环境中,对环境和人类造成严重危害。通过研究不同类型裂变产物在不同严重事故工况下的释放和迁移特性,并对影响裂变产物行为的诸多因素进行分析,可以为制定严重事故缓解措施提供参考,满足严重事故管理的需...
哈尔滨工程大学  硕士论文  2015年 下载次数(136)| 被引次数()

AP1000 SGTR始发安全壳旁路型严重事故裂变产物行为分析 

建立非能动先进堆AP1000的事故分析模型,选取蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)始发的安全壳旁路型严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物的分布,以及裂变产物在主系统和环境中的状态,最终计算释入环境的源项。
《核动力工程》  2009年 第05期 下载次数(386)| 被引次数(5)

严重事故下开启双层安全壳环形空间通风过滤系统对缓解放射性向环境释放影响研究 

核电站发生严重事故后,安全壳能包容从堆芯释放出的裂变产物,防止向环境的大量释放,但即使在安全壳完好的情况下,仍然会存在一定量泄漏。目前国际上的三代核电机型,大多采用双层安全壳的设计,对裂变产物具有一定的包容、滞留和过滤作用。本文基于我国自主设计的第三代核电机组,结合双层安全壳的设计特点和特定源项分析,对严重事故下双层安...
《核科学与工程》  2016年 第04期 下载次数(83)| 被引次数(5)

UO_2芯体裂变产物微区成分分析研究现状 

燃料在辐照过程中会产生大量的裂变产物,裂变产物积累会引起燃料的辐照肿胀,严重影响燃料元件的使用性能,UO_2芯体裂变产物微区成分分析已经成为国际核燃料研究领域的热点。调研了国内外棒状UO_2燃料的裂变产物微区成分分析的研究进展,介绍了UO_2芯体的裂变产物Xe、Kr、Nd、Cs微区成分分析的研究成果及研究手段,以期为后...
中国核科学技术进展报告(第四卷)——中国核学会2015年…  2015-09-21 下载次数(17)| 被引次数()

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)

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)

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)

非能动先进压水堆核电厂严重事故下裂变产物行为研究 

非能动先进压水堆核电厂在严重事故下,安全壳可能发生失效,导致大量放射性物质向环境释放。本文针对非能动先进压水堆核电厂可能发生的早期失效、中期失效、晚期失效三种释放类别,建立百万千瓦级非能动先进压水堆的事故分析模型,分别针对自动卸压系统第二级卸压阀误开启,DVI管线上发生当量直径为4英寸的破口,以及热管段发生当量直径为2...
《核科学与工程》  2014年 第03期 下载次数(171)| 被引次数(1)

压水堆最大可信事故及其辐射剂量估算方法(上) 

最大可信事故是反应堆选址、设计和安全评价中必须考虑的重要问题。本文从辐射安全角度出发评述了压水堆最大可信事故的几率和过程。着重分析事故时裂变产物释放量,讨论事故的环境危害,给出了计算直射剂量、浸没剂量、吸入剂量、表面污染剂量及食入剂量的方法和相应参数。本文给出的剂量计算方法有的还不够精确,但可供压水堆选址和评价参考。
《核防护》  1978年 第04期 下载次数(88)| 被引次数(1)

小破口冷却剂丧失始发安全壳失效事故源项行为分析 

采用一体化严重事故仿真程序对600MW压水堆核电厂小破口冷却剂丧失(SB-LOCA)始发安全壳隔离失效、安全壳早期失效和晚期失效三类事故的源项行为进行分析。分析结果表明:(1)由于沉积作用或残留在熔融物中,挥发类和非挥发类裂变产物相对于惰性气体类,释入环境份额较小;(2)事故进程中安全壳与环境之间较小的压差和安全壳较晚...
《核科学与工程》  2014年 第04期 下载次数(155)| 被引次数(0)

AP1000小破口失水始发严重事故的源项研究 

建立AP1000的事故分析模型,选取小破口失水始发的严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,并选择破口位置、破口尺寸和安全壳泄漏率进行源项敏感性分析。本文分析结果可为严重事故管理和厂外放射性后果评价提供支持。
《原子能科学技术》  2009年 第S2期 下载次数(443)| 被引次数(10)

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)

核电厂严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价 

提出一种严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价方法。通过预先计算通风后安全壳的释放份额和1%初始堆芯总量释入安全壳时的公众个人终身剂量,以及通过事故下安全壳的辐射监测仪表间接得到堆芯向安全壳的释放份额,能够快速评价厂外不同距离处公众的个人终身剂量,它可为严重事故的管理和厂外应急策略的实施提供强有力的支持。
《原子能科学技术》  2010年 第07期 下载次数(200)| 被引次数(7)

应用MECLOR对严重事故实验Phebus FPT3的模拟分析 

使用MECLOR1.8.6程序对严重事故实验Phebus FPT3进行了模拟分析。通过建模计算,得到了严重事故过程中燃料棒的行为,氢气的产生,裂变产物的释放、迁移和沉降及安全壳的热工水力响应等相关数据。计算值与实验值的对比分析表明,燃料棒的行为、氢气产生的时间和趋势及安全壳的热工水力响应与实验值吻合良好。由于相应程序模...
《原子能科学技术》  2014年 第11期 下载次数(52)| 被引次数(1)

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