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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 被引量:4
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作者 张晔 杨德锋 +1 位作者 王晓霞 米爱军 《核安全》 2016年第4期65-68,88,共5页
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... 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。 展开更多
关键词 RELWWER 设计源项 现实源项 一回路冷却剂裂变产物 WWER1000机型
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10 MW固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究 被引量:5
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作者 左嘉旭 高新力 +5 位作者 李朝君 宋维 王昆鹏 刘巧凤 靖剑平 张春明 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2017年第4期55-64,共10页
钍基熔盐反应堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)项目是中国科学院科技先导项目之一。基于10 MW热功率熔盐反应堆-固体燃料(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)的设计,对TMSR的关键技术安全分析进行了初步研究。TMSR-S... 钍基熔盐反应堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)项目是中国科学院科技先导项目之一。基于10 MW热功率熔盐反应堆-固体燃料(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)的设计,对TMSR的关键技术安全分析进行了初步研究。TMSR-SF与现有反应堆之间的差异对核安全审查提出挑战,TMSR-SF审查方法的研究将准备其安全审查的技术和要求。固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究包含4个方面:堆芯核设计关键安全限值、事故序列及验收准则、源项及其审评方法和验收准则、概率安全评价方法和始发事件。首先对其它类型反应堆的安全审查方法进行了研究,对其关键参数和重要规定做了概述,并借鉴了高温气体冷堆和钠冷却快堆的审评要求和方法;然后使用蒙特卡罗和其他方法、模型来计算TMSR-SF的关键参数。应用逻辑图方法讨论概率风险评价(Probabilistic Risk Assessment,PRA)方法和始发事件清单。在本研究中,计算了核心核设计安全限值,研究和讨论事故列表和分类,讨论了TMSR-SF的PRA框架和始发事件清单,该研究将支持TMSR-SF的安全审查和安全设计。 展开更多
关键词 固态燃料熔盐堆 安全分析 堆芯核设计 事故序列 源项 概率风险评价
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秦山核电二期工程事故源项分析 被引量:5
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作者 杨洪润 李兰 沈瑾 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第z1期69-72,共4页
针对核电厂可能发生的设计基准事故,分析了事故发生后放射性物质的产生、迁移和释放途径,从而得出放射性物质向环境中的释放量,用于剂量后果计算。文中介绍了秦山核电二期工程事故源项分析的范围、假设、方法以及所采用的程序,并对事故... 针对核电厂可能发生的设计基准事故,分析了事故发生后放射性物质的产生、迁移和释放途径,从而得出放射性物质向环境中的释放量,用于剂量后果计算。文中介绍了秦山核电二期工程事故源项分析的范围、假设、方法以及所采用的程序,并对事故源项分析的结果进行了讨论。 展开更多
关键词 设计基准事故 事故源项
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5MW低功率堆厂房屏蔽设计和安全分析
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作者 李春槐 张传旭 +2 位作者 董渝生 许立涛 黄明太 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第6期59-66,共8页
本文给出了5MW 低功率堆厂房屏蔽的设计准则和设计要求,给出了正常和事故工况的源项和相应的辐射剂量场,给出了单晶硅吊运的辐射剂量场,论证了事故工况下主控室的可停留性,发现原设计中主回路设备间和堆厅的屏蔽能力不足,通过恰当的辐... 本文给出了5MW 低功率堆厂房屏蔽的设计准则和设计要求,给出了正常和事故工况的源项和相应的辐射剂量场,给出了单晶硅吊运的辐射剂量场,论证了事故工况下主控室的可停留性,发现原设计中主回路设备间和堆厅的屏蔽能力不足,通过恰当的辐射分区和严格的管理措施可以保证工作人员和附近居民的辐射剂量安全。 展开更多
关键词 反应堆屏蔽 屏蔽 安全 辐射剂量
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反应堆主冷却剂裂变产物源项计算研究 被引量:2
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作者 付亚茹 何忠良 《核电工程与技术》 2008年第1期44-49,共6页
反应堆主冷却剂裂变产物设计基准源项是根据假定的燃料包壳破损率,通过机理性模型计算得到的。本文用ORIGEN2.1程序计算得到燃料中产生的与时间相关的裂变产物总量,通过接口程序将计算需要的裂变产物总量选出作为主冷却剂中裂变产物... 反应堆主冷却剂裂变产物设计基准源项是根据假定的燃料包壳破损率,通过机理性模型计算得到的。本文用ORIGEN2.1程序计算得到燃料中产生的与时间相关的裂变产物总量,通过接口程序将计算需要的裂变产物总量选出作为主冷却剂中裂变产物活度计算的源项。在主冷却荆源项计算中,全面考虑了核素的产生和消亡途径。 展开更多
关键词 ORIGEN2.1 反应堆主冷却剂 裂变产物 设计基准源项
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