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(138)| 被引次数()

主回路裂变产物源项计算程序CPFP的开发 

分析了压水堆核电站一回路冷却剂中裂变产物的产生和迁移途径,建立了压水堆核电站主回路裂变产物源项计算模型,并开发了具有良好人-机界面的计算程序CPFP2.0。分别采用国外同类型软件和欧洲压水堆(EPR)堆型核电站的工程数据进行了测试,测试结果表明,CPFP2.0程序对于测试算例的计算结果与国外同类软件的计算结果之间的误差...
《核动力工程》  2018年 第04期 下载次数(52)| 被引次数()

WWER机型一回路冷却剂裂变产物设计源项与现实源项的探究 

一回路冷却剂源项是核电厂核与辐射安全的重要基础数据。本文采用RELWWER程序,并结合核电厂的实测数据,对WWER1000型机组一回路冷却剂裂变产物源项进行了分析及计算考虑一定的设计裕度,得到了一套设计源项和现实源项,可为该机型辐射防护和放射性废物管理的设计提供参考。
《核安全》  2016年 第04期 下载次数(35)| 被引次数(1)

快中子脉冲反应堆厅内空气中裂变产物污染的研究 

本文研究了快中子脉冲反应堆大厅内空气中裂变产物的污染问题。通过对CFBR-Ⅱ快中子脉冲反应堆爆发额定产额脉冲(1.53×1016裂变)后,厅内气溶胶的取样和γ谱分析,确定了裂变产物从黄铜壳内空气中释放到厅内空气中形成气溶胶的释放份额为5×10-3。利用此释放份额计算了厅内空气中不同放射性核素的气溶胶浓度;还计算了该堆爆...
《辐射防护》  1996年 第02期 下载次数(43)| 被引次数(1)

压水堆核电厂裂变产物源项计算方法研究 

裂变产物作为一回路冷却剂中放射性核素的重要组成部分,在核电厂设计中具有非常重要的意义。文中对堆芯积存量计算模型、燃料包壳内裂变产物向一回路冷却剂释放模型、裂变产物在一回路中的平衡模型进行了分析与研究,并以典型压水堆核电厂为例进行了计算与验证,证实了本文中给出计算模型的合理性以及适用性,可供压水堆核电站裂变产物源项计算分...
《核科学与工程》  2014年 第04期 下载次数(187)| 被引次数(5)

主冷却剂比活度的计算方法 

本文论述了压水堆—回路系统主冷却剂中放射性物质的来源。从理论上推导了主冷却剂比活度的计算公式。这套公式可用于净化、废物处理和剂量监测等系统设计计算。
《舰船科学技术》  1992年 第05期 下载次数(40)| 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(203)| 被引次数(8)

嬗变技术对长寿命裂变产物辐射毒性的影响分析 

本文通过对嬗变前后的长寿命裂变产物辐射毒性进行了分析计算及比较,初步预测了嬗变对长寿命裂变产物的毒性的影响。
《产业与科技论坛》  2017年 第16期 下载次数(13)| 被引次数()

核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究 

本工作以900 MW核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况,在此基础上,计算释入环境的源项。结果表明,几乎所有的惰性气体类放射性核素均释入环境,挥发类放射性核素释入环境的份额为10-3数量级,非挥发类放射性核素释入环境的份额为...
《原子能科学技术》  2009年 第07期 下载次数(436)| 被引次数(12)

压水堆核电站燃料包壳破损状态下主系统氚的测量方法 

福清核电站2号机组首循环期间燃料包壳发生了破损,释放到冷却剂中的裂变产物是造成氚测量结果波动较大的主要原因。本文给出了压水堆核电站燃料包壳破损状态下氚的建议测量方法,减少了主系统样品中裂变产物对氚测量的影响,提高了氚的分析准确性。
《中国核电》  2018年 第02期 下载次数(31)| 被引次数()

基于RELWWER程序的WWER型核电厂燃料棒破损分析 

裂变产物是一回路冷却剂中放射性核素的重要组成部分,在压水堆核电厂的运行过程中,需对一回路冷却剂进行放射性测量,并根据其中的裂变产物活度监控燃料组件的运行状态。本文通过对比分析RELWWER程序的计算结果和WWER型核电厂一回路冷却剂裂变产物比活度的实测数据,给出了初步判断堆芯中燃料棒的破损情况的方法,可为停堆换料方案的...
《核安全》  2017年 第03期 下载次数(38)| 被引次数(1)

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)

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(373)| 被引次数(20)

MOX乏燃料衰变热计算方法研究 

目前,铀钚混合氧化物(MOX)燃料已成为一种可用于商业核电厂成熟再循环核燃料。经过燃耗过的燃料在正常停堆或事故后停堆时会产生大量的衰变余热,而乏燃料衰变热是事故分析、余热排出系统和乏燃料池冷却系统设计的重要输入参数之一。UOX乏燃料中裂变产物主要来自于U和Pu等可裂变核素的裂变,U贡献最大;MOX乏燃料裂变产物主要来自...
《中国核电》  2016年 第02期 下载次数(102)| 被引次数(0)

压水堆核电厂燃料包壳破损的定性分析 

压水堆核电站与其他能源设施相比,最大的特点就是运行时会产生大量放射性物质。放射性物质通过三道安全屏障进行包容,而包容的第一道屏障是燃料包壳,但近几十年来国内外核电站多次发生燃料包壳破损事件。针对该问题结合国内A核电厂1号机组调试期间发生的燃料包壳破损事件,分析了燃料包壳破损定性判断的方法,并阐述判断方法的原理。
《能源与节能》  2018年 第07期 下载次数(86)| 被引次数()

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