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船用反应堆舱室剂量场分析 被引量:1

Analysis of Dose Field in Marine Reactor Cabin
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摘要 根据船用反应堆的实际运行经验和设计特点,以船用压水堆作为研究对象建立船用堆模型。假定在反应堆运行终期堆芯骤然发生事故,利用FCSC源项分析程序计算事故源项,并通过QAD-CGA点核积分屏蔽计算程序计算堆舱各参考点的剂量率,分析得出了船用反应堆舱室在不同运行工况和事故工况下的剂量分布特点,可以为船舰内人员的剂量评价提供参考。 According to the actual operation experience of marine reactor and the characteristics of the design, a marine PWR model is established. The source term is calculated with the FCSC analysis program and the dose rate of each reference point is computed by using QAD-CGA shielding calculation program based on a point kernel code in the accident condition. The characteristics of dose distribution are analyzed at different operational and accident conditions in marine reactor cabin, which provides reference for personnel dose evaluation.
出处 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2014年第1期102-106,共5页 Nuclear Science and Engineering
基金 黑龙江省自然科学基金(A201114) 中央高校基本科研业务费专项资金(HEUCF131504)
关键词 船用反应堆 源项计算 点核积分 剂量场分析 marine reactor source item calculation point kernel analysis of dose field
  • 相关文献

参考文献6

二级参考文献8

  • 1[1]IAEA. Techniques and decision making in the assessment of off-site consequences of an accident in a nuclear facility [J]. Safety Series,1987,86:20-23. 被引量:1
  • 2防化研究院.核电厂严重事故场外应急辐射(放射学)监测[J].核安全技术研究,1990,(10):2-5. 被引量:1
  • 3[3]Geiss H, Nestery K, Thoma P, et al. In der Bundesrepublik Deuschland experimentell ermittelte Ansoreitungspa-rameter fur 100 m Emissionshone [R]. Kernforschungsanlage Julich/Kernforschungszentrum Karlsruhe Reps.,1981. 被引量:1
  • 4[4]Vogt K J, Geiss H. Newe Ausbreiturgskoeffizienten f u* * r 50 und 100 m Emissionshone [R]. Kernforschurgsanlage Julich Internal Rep.,1980. 被引量:1
  • 5[5]Hubschmann W, Nester K, Thomas P. Ausbreitungsparameter f u* * r Emission-shohen von 160 m und 195 m [R]. Kernforschungszentrum Karlsruhe Rep.,1980. 被引量:1
  • 6[6]IAEA Technical Reports Series. Evaluation of radiation emergencies and accidents [J]. Selected Criteria and Data,1974,(3):31-35. 被引量:1
  • 7IQBAL M J,MIRZA N M,MIRZA S M.Kinetic simulation of fission product activity in primary coolant of typi-cal PWRs under power perturbations[].Nuclear Engineer The.2007 被引量:1
  • 8SOFFER L,BURSON S B,FERRELL C M,etal.Accident source terms for light-water nuclearpower plants. NUREG-1465 . 1995 被引量:1

共引文献28

同被引文献7

引证文献1

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