脉冲X射线参考辐射场研究与建立 被引量：1

1

作者 高飞 王菲菲 +7 位作者 刘蕴韬 丁雨阳 陈义珍 倪宁 王子琳 刘佳瑞 王子业 赵旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第2期389-397,共9页

脉冲辐射在新型探测器研制、工业探伤、X射线诊断、核事故应急和科学研究等领域中已得到了广泛应用,但其辐射剂量(率)测试难度极大。本文基于稳态X光机、脉冲X光机和便携式X光机研究建立了脉冲X射线参考辐射场,并基于脉冲X射线次级标准... 脉冲辐射在新型探测器研制、工业探伤、X射线诊断、核事故应急和科学研究等领域中已得到了广泛应用,但其辐射剂量(率)测试难度极大。本文基于稳态X光机、脉冲X光机和便携式X光机研究建立了脉冲X射线参考辐射场,并基于脉冲X射线次级标准电离室和脉冲时间测量系统对辐射场的脉冲时间、脉冲剂量和瞬时剂量率等剂量学特性进行了研究。脉冲X射线参考辐射场的脉冲时间在50 ns~10 s之间可调,瞬时剂量率范围为2.5×10^(-3)~6.7×10^(5)Sv/h。本文所建立的脉冲X射线参考辐射场涵盖了环境水平、防护水平、诊断与治疗水平、核应急水平和核临界水平等剂量率水平范围,可用于主动式脉冲辐射剂量仪、个人剂量计和核临界事故探测与报警系统的脉冲响应特性研究,对于解决脉冲辐射剂量监测仪器的校准难题具有重要意义。 展开更多

关键词 脉冲X射线 脉冲时间测量系统 核临界 核临界事故γ辐射探测与报警系统 脉冲辐射场

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用蒙特卡罗方法进行核临界安全计算 被引量：1

2

作者 周济人 荆永宇 《辐射防护通讯》 1999年第1期12-15,共4页

本文介绍了蒙特卡罗程序ＡＭＰＸ－ＫＥＮＯ系统在铀富集厂核临界安全计算中的应用。

关键词 蒙特卡罗方法 核临界 安全参数计算 铀富集厂

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VVER乏燃料离堆贮存格架安全分析 被引量：1

3

作者 陶海强 姚守忠 +1 位作者 何润虎 刘久逸 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2015年第S1期128-134,共7页

本文给出了新型VVER乏燃料离堆贮存格架的安全分析方法及评价结果,通过对辐射安全、核临界安全及抗震分析评价,该贮存格架可满足相关的核安全要求。贮存格架安装在现有的离堆贮存水池后,可作为VVER乏燃料离堆贮存应急方案的选项。

关键词 乏燃料 离堆贮存 安全评价 辐射安全 核临界 抗震分析

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压水堆铀燃料元件加工设施的核安全审评

4

作者 许明霞 吴浩 江光 《核安全》 2004年第1期15-20,共6页

介绍压水堆铀燃料元件加工设施的核安全审评原则、审评要点和审评实践。审评原则包括:基本原则,工程原则和管理原则。审评要点包括:UF_6泄漏,核临界和火灾爆炸。这三种事故无论发生哪一种都将会造成不同程度的放射性物质的释放或产生辐... 介绍压水堆铀燃料元件加工设施的核安全审评原则、审评要点和审评实践。审评原则包括:基本原则,工程原则和管理原则。审评要点包括:UF_6泄漏,核临界和火灾爆炸。这三种事故无论发生哪一种都将会造成不同程度的放射性物质的释放或产生辐射危害。针对宜宾核燃料元件厂扩建工程的实际情况,除上述三个要点以外,由于通风系统存在缺陷,导致某些UO_2粉末发尘的岗位空气中的铀浓度偏高也列入重点审评范围。 展开更多

关键词 压水堆 铀燃料 元件加工 核安全审评 核临界

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高放废物地下处置的安全原则和技术标准国际原子能机构（IAEA），1989

5

作者 于文勇 《水文地质技术方法》 1994年第27期22-34,共13页

关键词 高放废物 地下处置 安全原则 技术标准 场地 地质 核临界

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原子弹往事:核临界事故(1)

6

作者 尹瑞涛 《兵器知识》 2019年第9期77-82,共6页

为日本准备的第三枚原子弹众所周知,1945年8月6日和8月9日,美国分别向日本的广岛和长崎投掷了一枚原子弹,爆炸当时造成了至少100000人当场死亡,在接下的一段时间内又相继造成了数万人死亡,这加快了日本军国主义政府投降的进程。在原子... 为日本准备的第三枚原子弹众所周知,1945年8月6日和8月9日,美国分别向日本的广岛和长崎投掷了一枚原子弹,爆炸当时造成了至少100000人当场死亡,在接下的一段时间内又相继造成了数万人死亡,这加快了日本军国主义政府投降的进程。在原子弹轰炸长崎以后,不到一周的时间,8月15日,日本向盟军投降,第二次世界大战结束。 展开更多

关键词 原子弹 核临界 第二次世界大战 日本 长崎 死亡 时间

原文传递

CFBR－Ⅱ快中子脉冲堆及其应用 被引量：22

7

作者 杨成德 龚书良 邓门才 《核物理动态》 CSCD 1995年第4期58-60,共3页

本文简介ＣＦＢＲ－Ⅱ堆的结构、主要性能指标及应用前景和相应的配套设施．

关键词 脉冲反应堆 快中子 核临界安全

原文传递

反应堆物理实验中的源倍增法研究 被引量：11

8

作者 史永谦 朱庆福 +1 位作者 夏普 李义国 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2005年第1期14-19,13,共7页

给出了反应堆物理实验中临界测量和次临界度测量通常所采用的源倍增方法研究。首先从有源的扩散理论出发,导出了与以前不同的源倍增方法的公式。源倍增方法测量的参数实际是次临界系统在外源作用下的有源次临界中子倍增因子ks,而不是在... 给出了反应堆物理实验中临界测量和次临界度测量通常所采用的源倍增方法研究。首先从有源的扩散理论出发,导出了与以前不同的源倍增方法的公式。源倍增方法测量的参数实际是次临界系统在外源作用下的有源次临界中子倍增因子ks,而不是在这之前的中子有效倍增因子keff,然后研究了实验装置的临界质量,研究了ks与外源位置和能谱的关系,证明了导出的源倍增方法的理论是正确的。该方法可像过去那样用于反应堆物理实验中的临界外推测量,但不能用于次临界度测量。解决了长期困扰人们有关源倍增方法测量的参数问题。最后讨论了ks和keff的差别和关系以及对临界外推测量和核临界安全的影响。 展开更多

关键词 物理实验 反应堆 倍增法 次临界度 KEFF 次临界系统 核临界安全 扩散理论 中子倍增 临界质量 实验装置 测量 有源 因子 外源 外推

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铀溶液核临界安全实验装置 被引量：10

9

作者 史永谦 林生活 等 《核动力工程》 CSCD 北大核心 2002年第3期72-75,102,共5页

硝酸铀溶液液核临界安全实验装置专门用于研究乏燃料后处理中储存容器的核临界安全问题。为了得到我国自己的核临界安全实验数据，中国原子能科学研究院设计，建造了铀溶液核临界安全实验装置，实验装置的活性区硝酸铀酰溶液内可含中子... 硝酸铀溶液液核临界安全实验装置专门用于研究乏燃料后处理中储存容器的核临界安全问题。为了得到我国自己的核临界安全实验数据，中国原子能科学研究院设计，建造了铀溶液核临界安全实验装置，实验装置的活性区硝酸铀酰溶液内可含中子吸收体或不含中子吸收体，活性区可有反射层或没有反射层，在以上四种条件下，可对不同硝酸铀酰溶液浓度进行临界试验研究，该实验装置具有多种安全保护措施，但运行方式简便，启动，停止容易，单次误操作不危及实验装置的特点，该装置还具有可视性定量，限量自动加料系统，高精度全程液位测量计以及采用多操作步骤才能完成‘一次注量’的控制方式等特点，安全分析认为该装置造成核临界事故的概率为10^-8。 展开更多

关键词 铀溶液 核临界安全 实验装置 安全措施

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中子相互作用对多体系统核临界安全的影响与评估方法研究 被引量：1

10

作者 吕兴震 朱庆福 +6 位作者 张寅 周琦 夏兆东 张振洋 张鹏展 成昱廷 孙旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期382-392,共11页

中子相互作用,即中子在两个或两个以上裂变系统之间的交换,使多体系统的核临界安全问题变得非常复杂。针对核燃料循环领域不断涌现的多体具体场景,提出了一种保守、便捷、适用性较好的评估多体系统核临界安全(反应性变化)的方法。基于... 中子相互作用,即中子在两个或两个以上裂变系统之间的交换,使多体系统的核临界安全问题变得非常复杂。针对核燃料循环领域不断涌现的多体具体场景,提出了一种保守、便捷、适用性较好的评估多体系统核临界安全(反应性变化)的方法。基于立体角法建立了距离因素与反应性变化之间的定量关系;通过反照率来评估单体之间、单体与屏蔽体之间的中子散射贡献;通过容器壁效应函数考虑容器壁材料与厚度的影响。利用中国原子能科学研究院的临界装置,通过临界实验对本方法进行了验证。本方法在评估距离效应实验时,与实验结果最大偏差不超过0.12Δk/k,评估屏蔽效应实验时,与实验结果最大偏差不超过0.035Δk/k,对比结果能够证明本方法的可行性与安全性。 展开更多

关键词 核临界安全 多体系统 中子相互作用 临界实验

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日本JCO公司核临界事故的分析与评价 被引量：7

11

作者 刘华 刘新华 李冰 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2001年第6期330-337,共8页

本文介绍了日本 JCO公司核临界事故的背景、事故过程、所采取的应急措施等事故情况以及事故的辐射后果。文中还给出了对这起事故直接原因和根本原因的分析以及一些主要结论和看法。这起事故的直接原因是未采用几何临界安全设备及工人的... 本文介绍了日本 JCO公司核临界事故的背景、事故过程、所采取的应急措施等事故情况以及事故的辐射后果。文中还给出了对这起事故直接原因和根本原因的分析以及一些主要结论和看法。这起事故的直接原因是未采用几何临界安全设备及工人的违规操作 ,而根本原因在于缺乏有效的技术管理。因此 ,必须充分重视核燃料循环设施中的临界安全问题 。 展开更多

关键词 JCO事故 核临界事故 评价 核事故应急 核安全

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运输容器临界安全评价要点剖析 被引量：7

12

作者 易璇 霍小东 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期309-311,共3页

易裂变物质的运输是堆外操作易裂变物质的主要活动之一,特别是随着越来越多核电厂、研究堆的投建或退役,新、乏燃料的运输临界安全问题备受关注。在对易裂变物质的运输进行临界安全评价时应遵循相关的法规要求,如GB 11806—2004《放射... 易裂变物质的运输是堆外操作易裂变物质的主要活动之一,特别是随着越来越多核电厂、研究堆的投建或退役,新、乏燃料的运输临界安全问题备受关注。在对易裂变物质的运输进行临界安全评价时应遵循相关的法规要求,如GB 11806—2004《放射性物质安全运输规程》,这是我国易裂变材料运输要满足的强制性要求和准则。针对该标准制定的各项规定和要求,结合设计和评审中的工程实际经验,以1个新燃料运输容器的设计分析为例,探讨了易裂变物质运输时核临界安全评价的技术要求,为易裂变材料货包的设计、安全评审提供参考和建议。 展开更多

关键词 易裂变物质运输 运输容器 核临界安全评价

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临界实验中本底计数对倒数外推临界质量的影响 被引量：7

13

作者 何涛 史永谦 +4 位作者 朱庆福 胡定胜 沈雷生 林生活 姚世贵 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第6期501-504,544,共5页

介绍了在硝酸铀溶液核临界安全实验装置上进行不同浓度铀溶液的临界实验时,用倒数外推方法确定硝酸铀酰的核临界质量的过程;着重论述了本底计数对倒数外推方法的影响。实验表明,溶液在不同液位下的本底计数是不一样的。在外推临界时,中... 介绍了在硝酸铀溶液核临界安全实验装置上进行不同浓度铀溶液的临界实验时,用倒数外推方法确定硝酸铀酰的核临界质量的过程;着重论述了本底计数对倒数外推方法的影响。实验表明,溶液在不同液位下的本底计数是不一样的。在外推临界时,中子计数若不减本底则外推的临界质量将偏大,临界实验过程是危险的;若减恒定本底,则实验过程偏保守,增加了实验时间。应用本文介绍的本底扣除法将避免上述缺点。 展开更多

关键词 核临界安全实验 铀溶液实验装置 倒数外推方法 本底扣除

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核临界安全中的源倍增法研究 被引量：6

14

作者 朱庆福 史永谦 胡定胜 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第2期97-100,共4页

文章对核临界安全研究中通常采用的现场测量技术———源倍增法进行研究。从有源扩散理论出发,导出了与keff不同的有源次临界中子有效增殖因子ks的表达式,并在次临界系统上进行了验证研究。验证实验研究证实了所导出的ks 的正确性。源... 文章对核临界安全研究中通常采用的现场测量技术———源倍增法进行研究。从有源扩散理论出发,导出了与keff不同的有源次临界中子有效增殖因子ks的表达式,并在次临界系统上进行了验证研究。验证实验研究证实了所导出的ks 的正确性。源倍增法测量的参数实际上是次临界系统在外源作用下的有源次临界中子有效增殖因子ks,而不是以往的中子有效增殖因子keff,这就解决了长期困扰人们的有关源倍增法测量的参数问题。文章讨论了ks 与keff间的差别和关系以及它们对核临界安全的影响。 展开更多

关键词 核临界安全 有效增殖因子 次临界系统 中子 验证实验 现场测量 倍增 技术 差别 文章

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核临界安全技术研究进展 被引量：4

15

作者 朱庆福 周琦 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第S01期226-232,共7页

核临界安全是核科技工业特有的安全种类,是贯穿整个核燃料循环的特殊安全问题,是核事业发展的生命线。核临界安全技术是核科技工业中防止意外的中子链式裂变反应导致放射性事故的研究领域。我国核临界安全技术研究的起源与发展在中国原... 核临界安全是核科技工业特有的安全种类,是贯穿整个核燃料循环的特殊安全问题,是核事业发展的生命线。核临界安全技术是核科技工业中防止意外的中子链式裂变反应导致放射性事故的研究领域。我国核临界安全技术研究的起源与发展在中国原子能科学研究院(CIAE),中核集团核临界安全中心依托CIAE设立,经过长期的技术积累与发展形成了较完整的技术研发体系,本文将从临界实验、临界监测、理论分析、信息化等方面对核临界安全技术研究的进展进行简要阐述。 展开更多

关键词 核临界安全 核临界安全技术 临界安全问题 临界实验

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基于溶液实验的堆芯物理多群常数库临界基准检验方法

16

作者 陈莹 吴海成 +3 位作者 温丽丽 吴小飞 肖越 唐辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第5期1069-1075,共7页

堆芯物理多群常数库为反应堆计算程序的中子学计算提供多群截面数据以及燃耗数据,是反应堆物理计算的重要前提。目前国际上对多群数据库的验证通常将待验证的多群数据库耦合组件计算程序通过对临界基准实验进行模拟计算的方式来进行,各... 堆芯物理多群常数库为反应堆计算程序的中子学计算提供多群截面数据以及燃耗数据,是反应堆物理计算的重要前提。目前国际上对多群数据库的验证通常将待验证的多群数据库耦合组件计算程序通过对临界基准实验进行模拟计算的方式来进行,各组件计算程序由于几何处理方法的局限无法对球形装置进行建模,因此尚未有基于球形临界基准实验对多群常数库进行基准检验的方法。本文提出了一种裸球形实验装置的模型建立方法,大幅增加临界基准检验使用的基准实验选择范围,同时基于国际核临界安全手册(ICSBEP2006)挑选了不同能谱指标下的49个铀、钚溶液实验对中国核数据中心研制的堆芯物理多群常数库进行临界基准检验,并给出了不同能谱指标下基准实验的参考结果范围。本文结果可扩大堆芯物理多群常数库基准检验规模和覆盖范围,有助于高保真堆芯物理计算程序准确性的进一步提升。 展开更多

关键词 多群常数库 国际核临界安全手册 溶液实验 临界基准检验

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熔盐堆核燃料盐贮存的核临界安全分析

17

作者 杨震 戴志敏 +1 位作者 杨掌众 邹杨 《核技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第8期149-156,共8页

熔盐堆是国际公认推荐的6种第四代反应堆型之一,可以使用液态核燃料,其核燃料生产、转运和贮存所涉及工艺过程与常规固态核燃料堆型也不同。为做好核燃料管理和核安全监管,有必要对其贮存的临界安全进行分析。本研究参考美国液态燃料熔... 熔盐堆是国际公认推荐的6种第四代反应堆型之一,可以使用液态核燃料,其核燃料生产、转运和贮存所涉及工艺过程与常规固态核燃料堆型也不同。为做好核燃料管理和核安全监管,有必要对其贮存的临界安全进行分析。本研究参考美国液态燃料熔盐反应堆MSRE(Molten Salt Reactor Experiment)相关设计参数,通过选取液态燃料熔盐堆核燃料的贮存建模、临界参数分析、蒙特卡罗中子输运软件仿真模拟计算,分析不同因素对核燃料盐贮存的影响,总结了设计模型下干燥环境贮存、水淹环境贮存的keff值及与燃料盐总质量变化的规律。最终,得到了不同情况下次临界安全控制的质量及与对应原料盐、中间产物、考虑容器壁影响时的对比。本研究结合法律法规及核材料流转过程进行分析讨论,归纳核燃料盐核临界安全特性,从核安全监管角度首次提出了相关监督审评要点。 展开更多

关键词 熔盐堆 燃料盐 贮存 核临界安全 监管

原文传递

铀溶液多体系统核临界安全实验不确定度分析与基准化

18

作者 周琦 夏兆东 +6 位作者 成昱廷 孙旭 王璠 李东朋 李焕星 张振洋 朱庆福 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期1319-1326,共8页

为研究铀溶液多体系统的核临界安全特性,中国原子能科学研究院利用铀溶液核临界安全实验装置开展了两个系列的双平板式多体系统核临界安全实验,并完成了所有实验数据的不确定度分析和基准化。铀溶液多体系统由正对的两个相同尺寸的平板... 为研究铀溶液多体系统的核临界安全特性,中国原子能科学研究院利用铀溶液核临界安全实验装置开展了两个系列的双平板式多体系统核临界安全实验,并完成了所有实验数据的不确定度分析和基准化。铀溶液多体系统由正对的两个相同尺寸的平板容器组成,平板容器之间的距离和隔离体能够改变,开展了距离效应和屏蔽效应共24个临界实验。根据国际核临界安全基准实验手册(ICSBEP)提出的不确定度分析方法进行了实验的不确定度分析,最大的总不确定度为200 pcm。建立了全部实验的详细基准模型,对两套蒙特卡罗软件与核截面数据库的组合计算特定系统k_(eff)的适用性进行了评价。两套组合的计算值与基准值的最大计算偏差分别为309.0 pcm和252.0 pcm,确认这两套组合均可用于相关系统的临界安全设计或安全分析。 展开更多

关键词 铀溶液 多体系统 核临界安全实验 不确定度分析

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核临界事故的特征与后果 被引量：4

19

作者 刘新华 吴德强 +1 位作者 刘华 李冰 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2001年第6期369-375,共7页

本文主要介绍了核临界事故的有关概念、临界事故的释能过程及释能大小、以及临界事故的破坏力等事故特征 ,并分三方面 :瞬发辐射、工作场所的污染和裂变产物向环境的释放 ,详细介绍了临界事故的辐射后果。文中指出 ,核燃料加工或处理工... 本文主要介绍了核临界事故的有关概念、临界事故的释能过程及释能大小、以及临界事故的破坏力等事故特征 ,并分三方面 :瞬发辐射、工作场所的污染和裂变产物向环境的释放 ,详细介绍了临界事故的辐射后果。文中指出 ,核燃料加工或处理工厂发生的核临界事故的放射性释放对环境和公众的影响较小 ,核临界事故的主要危险来自瞬发射线的外照射。本文可以使我们对核临界事故有一个正确的认识 。 展开更多

关键词 核临界事故 释能过程 释能大小 破坏力 应急响应 环境污染

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溶液条件对X射线荧光光谱分析燃料化工含铀液体中铀的影响 被引量：4

20

作者 赵峰 廖志海 +3 位作者 乔洪波 王占明 安身平 龙绍军 《冶金分析》 CAS CSCD 北大核心 2017年第9期46-51,共6页

采用溶液法-X射线荧光光谱研究了铀含量定量分析条件,为核临界安全在线监测提供了及时、可靠的数据,保障了燃料元件的安全生产。铀含量定量分析的最佳管流为40mA、管压为40kV;获得了铀的最佳测量角度为26.119 6°,PHD范围为20~70。... 采用溶液法-X射线荧光光谱研究了铀含量定量分析条件,为核临界安全在线监测提供了及时、可靠的数据,保障了燃料元件的安全生产。铀含量定量分析的最佳管流为40mA、管压为40kV;获得了铀的最佳测量角度为26.119 6°,PHD范围为20~70。研究发现,分析过程中因溶液自身的重力,导致液体样杯中溶液底面出现曲面,进而使X射线的作用范围变化,使得部分射线无法进入探测器,计数下降,综合测量下限和计数率变化情况,确定溶液保持时间需小于730s,铀溶液的取样量为5mL。对6个监测点位管道处取得的待测溶液进行测定,铀测定值结果的相对标准偏差(RSD,n=6)均不大于1.2%,并与硫酸亚铁氧化-重铬酸钾还原滴定法的结果一致。 展开更多

关键词 核临界安全 铀 X射线荧光光谱 溶液法 溶液条件

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