大型先进压水堆燃料组件裂变产物释放及扩散机理研究 

反应堆在运行时堆芯中的燃料在裂变过程中会产生大量具有放射性的裂变产物,这些裂变产物在高温的环境下,会通过扩散、反冲等机制从燃料芯块释放到燃料芯块和包壳的间隙中,并通过燃料元件包壳的微小缺陷(小孔、裂纹或破损等)进入到反应堆冷却剂中。进入反应堆冷却剂的裂变产物是核电厂中主要的放射性源项之一。为对压水堆一回路源项进行准确分...
上海交通大学  硕士论文  2015年 下载次数(243)| 被引次数(1)

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)

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(153)| 被引次数()

六氟化铀中裂变产物β放射性的测定 

中国核工业总公司五○四厂  中国标准  1992年 下载次数(0)| 被引次数(0)

高温气冷堆裂变产物行为的多尺度研究 

具备第四代安全特征的高温气冷堆,因其具有重要的国际影响和示范意义,高温气冷堆在先进反应堆领域获得了极大的关注度,因此,其放射性裂变产物释放行为就不可避免的需要引起十分的重视。本文以高温气冷堆辐射源项分析为核心,结合实验设计和多种理论方法,分别从宏观、微观、介观三个尺度对放射性裂变产物的释放、吸附、沉积行为进行深入分析和...
清华大学  博士论文  2015年 下载次数(252)| 被引次数(0)

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(147)| 被引次数()

球床型氟盐冷却高温堆正常运行工况下放射性源项的初步分析 

放射性源项是指放射性物质由给定源向环境的实际释放或潜在释放信息,主要包括释放核素的种类、形态、数量以及随时间变化的其他释放特征。反应堆放射性源项分析是反应堆安全分析的重要组成部分,是反应堆设计、安全运行、退役、放射性废物管理、环境影响分析和应急计划制定等工作的重要基础。氟盐冷却高温堆是一种新的堆型,正处于研究设计的初步...
中国科学院研究生院(上海应用物理研究所)  博士论文  2016年 下载次数(203)| 被引次数(1)

严重事故放射性核素迁移仿真研究 

对于核电厂来讲,发生严重事故的概率虽然很低,但它所能产生的后果却有可能是灾难性的,而发生严重事故时的放射性问题也是人们关注的重点。通过对事故中放射性核素迁移状况的研究,可以为严重事故对策研究提供数据,从而采取不同的措施来阻止或缓解事故的进一步发展。但是,严重事故是一种超设计基准事故,给实验研究带来了很大的困...
哈尔滨工程大学  硕士论文  2009年 下载次数(761)| 被引次数(7)

轻水堆核电站燃料棒破损性状分析程序的开发 

轻水堆核电站燃料棒一旦发生破损,燃料中的放射性裂变产物就会释放到一回路的冷却剂中,会给核电站的安全性和经济性以及公众健康造成不良影响,所以燃料包壳的破损问题是国际上一个重要的研究课题。 传统的燃料棒破损探测采用人工化学取样的分析方法,即定期抽取一回路的冷却水并测量冷却水中放射性裂变产物的γ...
中国原子能科学研究院  博士论文  2006年 下载次数(647)| 被引次数(8)

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)

可消除放射性的核反应堆系统 

本发明提供一种核反应堆系统及其方法,所述核反应堆系统包括核反应堆容器(1),所述核反应堆容器(1)是由快中子利用区域的第1容器(11)和热中子利用区域的第2容器(12)构成,所述第1容器内设置多个金属燃料集合体(22)和一次冷却剂液态金属,第2容器内装填二次冷却剂兼中子减速剂和消除MA放射性用集合体或者消除FP放射性用...
科利尔株式会社  中国专利  2018年 下载次数(0)| 被引次数(0)

定量检测燃料组件破损程度的方法 

本发明公开了一种定量检测燃料组件破损程度的方法。燃料组件隔离在检测室中,检测室分别与水样检测系统和气体检测系统连接;包括:通过水样检测系统和/或气体检测系统,获取检测室的介质中初始裂变产物衡量值;通过水样检测系统中的电加热器和水冷却器对检测室中的介质进行温度控制,使燃料组件中的裂变产物从破损处释放至介质中;通过水样检测...
湖南汉华京电清洁能源科技有限公司  中国专利  2020年 下载次数(0)| 被引次数(0)

裂变反应堆、透气式核裂变燃料模块、其方法以及透气式核裂变燃料模块系统 

例示性实施例提供了核裂变反应堆、透气式核裂变燃料模块、其方法以及透气式核裂变燃料模块系统。
希尔莱特有限责任公司  中国专利  2012年 下载次数(0)| 被引次数(0)

裂变反应堆、透气式核裂变燃料模块、其方法以及透气式核裂变燃料模块系统 

例示性实施例提供了核裂变反应堆、透气式核裂变燃料模块、其方法以及透气式核裂变燃料模块系统。
希尔莱特有限责任公司  中国专利  2012年 下载次数(0)| 被引次数(0)

裂变反应堆、透气式核裂变燃料模块、其方法以及透气式核裂变燃料模块系统 

例示性实施例提供了核裂变反应堆、透气式核裂变燃料模块、其方法以及透气式核裂变燃料模块系统。
希尔莱特有限责任公司  中国专利  2012年 下载次数(0)| 被引次数(0)

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