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我国核电及核能产业发展前景 被引量:16
1
作者 叶奇蓁 《南方能源建设》 2015年第4期18-21,共4页
从减排、能源结构调整、环境保护角度分析核电在我国能源结构和我国科技体系中的定位及核电发展的必要性,根据我国运行核电厂的实际情况和自主设计的先进核电厂特性说明核电的安全性,同时根据运行核电厂放射性排放数据论述核电厂对环境... 从减排、能源结构调整、环境保护角度分析核电在我国能源结构和我国科技体系中的定位及核电发展的必要性,根据我国运行核电厂的实际情况和自主设计的先进核电厂特性说明核电的安全性,同时根据运行核电厂放射性排放数据论述核电厂对环境和公众不造成任何有害的影响,并对核燃料循环、核废物对策和处理措施进行了论述。预测核电中长期发展情景,通过评估核电及配套核燃料产业能力,以及装备及相关行业发展情况,表明我国工业基础能够支撑核电的规模化发展;并反过来,核电将促进相关行业大发展,提高其技术水平,高科技含量,发展成高端产业,有利于我国经济转型。 展开更多
关键词 核电 核能 核电定位 规模化 核电安全 放射性排放 核燃料循环
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核电厂安全壳过滤排放严重事故管理策略研究 被引量:4
2
作者 王高鹏 朱文韬 +1 位作者 牛世鹏 刘宇 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期595-600,共6页
本文针对典型压水堆核电厂安全壳过滤排放系统的设置以及该系统在严重事故管理中的作用,在安全壳性能、典型安全壳超压严重事故现象以及放射性释放风险计算分析的基础上,结合国内外关于实际消除大规模放射性释放的要求及具体实践,对严... 本文针对典型压水堆核电厂安全壳过滤排放系统的设置以及该系统在严重事故管理中的作用,在安全壳性能、典型安全壳超压严重事故现象以及放射性释放风险计算分析的基础上,结合国内外关于实际消除大规模放射性释放的要求及具体实践,对严重事故管理中的安全壳过滤排放策略进行研究.得到确定严重事故下安全壳过滤排放策略实施条件的方法,明确该策略在严重管理中的使用条件和相关限制,为严重事故管理导则的开发与安全壳过滤排放系统的优化设计提供支持. 展开更多
关键词 安全壳过滤排放 严重事故管理 安全壳性能 放射性释放
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Safety and effective developing nuclear power to realize green and low-carbon development 被引量:3
3
作者 YE Qi-Zhen 《Advances in Climate Change Research》 SCIE CSCD 2016年第1期10-16,共7页
This paper analyzes the role of nuclear power of China's energy structure and industry system. Comparing with other renewable energy the nuclear power chain has very low greenhouse gas emission, so it will play mo... This paper analyzes the role of nuclear power of China's energy structure and industry system. Comparing with other renewable energy the nuclear power chain has very low greenhouse gas emission, so it will play more important role in China's low-carbon economy. The paper also discussed the necessity of nuclear power development to achieve emission reduction, energy structure adjustment, nuclear power safety,environmental protection, enhancement of nuclear power technology, nuclear waste treatment, and disposal, as well as nuclear power plant decommissioning. Based on the safety record and situation of the existing power plants in China, the current status of the development of world nuclear power technology, and the features of the independently designed advanced power plants in China, this paper aims to demonstrate the safety of nuclear power. A nuclear power plant will not cause harm either to the environment and nor to the public according to the real data of radioactivity release, which are obtained from an operational nuclear plant. The development of nuclear power technology can enhance the safety of nuclear power. Further, this paper discusses issues related to the nuclear fuel cycle, the treatment, and disposal strategies of nuclear waste, and the decommissioning of a nuclear power plant, all of which are issues of public concern. 展开更多
关键词 Nuclear power and nuclear energy Role of nuclear power Scale development Nuclear safety radioactivity release Nuclear fuel cycle
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压水堆核电厂事故后厂房内气载放射性源项计算 被引量:1
4
作者 周静 邱海峰 汪细河 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2015年第4期682-687,共6页
事故工况下辐射防护设计是核电厂辐射防护设计的重要方面,事故后辐射源项作为事故后辐射分区以及人员剂量率评价的重要输入,其计算模型的确定是事故后辐射防护设计中最重要的部分。本文根据设计基准事故放射性后果的严重性,选取大破口... 事故工况下辐射防护设计是核电厂辐射防护设计的重要方面,事故后辐射源项作为事故后辐射分区以及人员剂量率评价的重要输入,其计算模型的确定是事故后辐射防护设计中最重要的部分。本文根据设计基准事故放射性后果的严重性,选取大破口失水事故(LOCA)开展事故后辐射防护设计,自主建立事故后气载放射性物质的扩散模型,并验证了源项计算模型的正确性。 展开更多
关键词 大破口失水事故 裂变产物 放射性释放量
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核供热堆正常运行时气载放射性释放的计算方法
5
作者 刘原中 《清华大学学报(自然科学版)》 EI CAS CSCD 北大核心 1995年第6期23-27,共5页
核供热堆要建在城市附近为城市居民供热,因而做好环境影响评价十分重要。正常 运行工况下气载放射性流出物向环境释放量的计算是环境影响评价的基础。本文根据壳式低 温核供热堆的结构设计特点,提出了该种堆型在正常运行工况下气载放... 核供热堆要建在城市附近为城市居民供热,因而做好环境影响评价十分重要。正常 运行工况下气载放射性流出物向环境释放量的计算是环境影响评价的基础。本文根据壳式低 温核供热堆的结构设计特点,提出了该种堆型在正常运行工况下气载放射性流出物向环境释 放的6种主要来源,即元件破裂监测系统定期取样监测排放、反应堆压力容器上部气空间的泄 漏、主回路水的泄漏、反应堆舱室中空气的活化、安全壳中气体的活化、废气系统的排放。并推 导出它们的计算公式。 展开更多
关键词 核供热堆 放射性释放 环境影响评价 正常运行
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锆英砂类型伴生矿固体废物中核素与重金属释出的浸泡淋滤实验研究 被引量:6
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作者 陈志东 陈柏迪 +5 位作者 邓飞 郭杰 朱志如 朱深河 黄正轩 王作河 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2021年第3期73-81,共9页
伴生矿固体废物合理处置是当前广东需要解决的一个环境问题,本实验研究挑选锆英砂类型伴生放射性矿固体废物作为研究对象,通过浸泡实验、室内小土柱淋滤实验、室外大土柱模拟填埋实验,研究了伴生矿固体废物中的U、Th、Cd、Pb、Cr、Hg、A... 伴生矿固体废物合理处置是当前广东需要解决的一个环境问题,本实验研究挑选锆英砂类型伴生放射性矿固体废物作为研究对象,通过浸泡实验、室内小土柱淋滤实验、室外大土柱模拟填埋实验,研究了伴生矿固体废物中的U、Th、Cd、Pb、Cr、Hg、As的浸出特性与动力学机理、污染元素向土壤的迁移规律与长时间淋滤作用下污染物的浸出分布规律。结果表明:天然雨水的浸泡实验中出现最高浸出率分别为U(0.007 9%)、Th(0.000 53%)、Cr(0.15%)、Pb(0.033%)、As(0.18%)、Cd(0.0%)、Hg(0.041%),浸出过程较多符合由多种扩散与反应过程决定的混合控制动力学模型;经过100 d室内小土柱与1 a室外大土柱填埋淋滤实验结果显示,污染物向环境中的释放速度较为缓慢或较难释放。结果可为实现伴生放射性矿固体废物安全处置提供数据依据。 展开更多
关键词 伴生放射性矿 固体废物 核素 重金属 释放行为
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双碳背景下多堆厂址核电厂放射性评价研究
7
作者 韦永馨 吴蓓 +4 位作者 唐辉 朱增培 梁凯雯 路长冬 周诗情 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第3期485-491,共7页
核电建设是实现双碳目标的重要手段之一。双碳背景下,多堆厂址建设要实现“减污降碳”协同效应,应关注多堆厂址中的某一核电厂如何科学确定其放射性限制目标、评估方法和假设原则。本文通过调研分析国内外主要法规标准的要求及已有核电... 核电建设是实现双碳目标的重要手段之一。双碳背景下,多堆厂址建设要实现“减污降碳”协同效应,应关注多堆厂址中的某一核电厂如何科学确定其放射性限制目标、评估方法和假设原则。本文通过调研分析国内外主要法规标准的要求及已有核电厂的实践,对我国多堆厂址内核电机组预计运行事件(DBC-2)的放射性评价限制目标选择方法和评价计算的关键假设原则提出建议。以国内某三代核电厂为计算模型,采用CATHARE程序开展DBC-2包络工况事故分析,进一步依托源项计算和剂量计算评估包络工况的放射性后果,以验证放射性限制目标和分析方法的合理性。本文所述方法和假设为多堆厂址内核电机组DBC-2放射性评估提供了可行性方案,可供实践参考和进一步研究。 展开更多
关键词 减污降碳 核电厂 DBC-2 放射性释放评估
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建设大型地下核电站 开创核电安全发展新途径 被引量:15
8
作者 钮新强 罗琦 +1 位作者 赵鑫 张文其 《人民长江》 北大核心 2015年第18期1-5,共5页
日本福岛核事故以后,探索一种在极端条件下也能保证放射性物质不向外界扩散的核电技术,是未来核电安全发展的重要方向。结合我国国情,从安全性、国家发展战略、水电核电联合、公众接受度等方面论述了发展地下核电站的重要意义。研究表明... 日本福岛核事故以后,探索一种在极端条件下也能保证放射性物质不向外界扩散的核电技术,是未来核电安全发展的重要方向。结合我国国情,从安全性、国家发展战略、水电核电联合、公众接受度等方面论述了发展地下核电站的重要意义。研究表明,地下核电站深埋于地下,利用地下洞室围岩的包容性,有利于事故后果可控,符合我国核安全规划的要求;同时,地下核电站有助于消除公众对核电的恐惧心理。发展地下核电站适应我国国情,是实施创新驱动发展战略的重要举措。 展开更多
关键词 地下核电站 地下洞室 核泄漏 公众接受度 能源安全
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池式钠冷快堆放射性释放风险概率安全评价事件树分析 被引量:3
9
作者 杨鹏 喻宏 胡文军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第7期1228-1234,共7页
池式钠冷快堆的安全特性和放射性释放机制与压水堆有着显著不同,在核安全新要求下,亟待开展放射性释放风险概率安全评价(PSA)研究。本文以池式钠冷快堆为研究对象,通过分析放射性来源、包容边界及破坏包容边界完整性的严重事故现象,确... 池式钠冷快堆的安全特性和放射性释放机制与压水堆有着显著不同,在核安全新要求下,亟待开展放射性释放风险概率安全评价(PSA)研究。本文以池式钠冷快堆为研究对象,通过分析放射性来源、包容边界及破坏包容边界完整性的严重事故现象,确定了池式钠冷快堆大量放射性释放的主要位置和释放模式,构建分析了放射性释放事件树。本文分析结果可为进一步开展池式钠冷快堆放射性释放风险PSA提供参考。 展开更多
关键词 钠冷快堆 概率安全评价 放射性释放 二级PSA
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失去核岛B列48V直流电源叠加蒸汽发生器传热管小泄漏事故分析 被引量:2
10
作者 李洋龙 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期497-502,共6页
使用秦山第二核电厂CP600全范围模拟机对典型工况下失去B列48V直流电源叠加蒸汽发生器传热管小泄漏事故进行模拟,发现失去核岛B列48V直流电源对蒸汽发生器传热管小泄漏事故处理带来的影响是远远超出预期的.对产生的事故后果逐一分析,提... 使用秦山第二核电厂CP600全范围模拟机对典型工况下失去B列48V直流电源叠加蒸汽发生器传热管小泄漏事故进行模拟,发现失去核岛B列48V直流电源对蒸汽发生器传热管小泄漏事故处理带来的影响是远远超出预期的.对产生的事故后果逐一分析,提出解决方案,并给出运行值在处理叠加事故时,应能够准确提炼多本事件导向事故规程关键路径的建议. 展开更多
关键词 叠加事故 超出预期 意外安注 放射性释放 提炼关键路径
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Assessment of Radiation Dose Caused by Radioactive Gaseous Effluent Released from Nuclear Power Plant Ninh Thuan 1 under Scenario of Normal Working Conditions
11
作者 Nguyen Tuan Khai Do Xuan Anh +6 位作者 Le Dinh Cuong Duong Duc Thang Vuong Thu Bac Nguyen Thi Thu Ha Nguyen Quang Long Trinh Van Giap Nguyen Hao Quang 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 2015年第3期183-191,共9页
Based on guides RG 1.109, RG 1.111 published by United States Nuclear Regulatory Commission (USNRC), our research concentrates in assessing radiation doses caused by radioactive substances released from the nuclear po... Based on guides RG 1.109, RG 1.111 published by United States Nuclear Regulatory Commission (USNRC), our research concentrates in assessing radiation doses caused by radioactive substances released from the nuclear power plant (NPP) Ninh Thuan 1 under the scenario of normal operation using software package NRCDose72 provided by the USNRC. The database including the released radioactive nuclides, meteorology, terrain, population and agricultural production activities have been collected and processed to build the input data for the model calculation. The wind rose distribution obtained from the meteorological data in a five-year period from 2009-2013 showed that the radioactive nuclides released to environment spread in two main wind directions which are North East and South West. The X/Q (s/m3) and D/Q (s/m2) qualities which are, respectively, the ratio of activity concentration to release rate and that of deposition density of radioactive nuclides to release rate were calculated within an area of 80 km radius from the NPP site using XOQDOQ. Population doses were calculated using GASPAR. The XOQDOQ and GASPAR are two specific softwares in NRCDose72 package. 展开更多
关键词 NPP radioactIVE release Radiation DOSE Population DOSE X/Q and D/Q
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放射性释放源项反演模型的初步研究 被引量:1
12
作者 张良 宋卫杰 《中国辐射卫生》 2021年第1期63-68,共6页
目的基于监测数据、高斯烟羽模型和优化算法,初步研究放射性释放源项反演模型。方法通过比较几种优化算法的适用条件和性能,并对相同条件下不同算法源项反演计算结果的准确性进行比较验证。结果通过对放射性释放源项反演模型初步研究,... 目的基于监测数据、高斯烟羽模型和优化算法,初步研究放射性释放源项反演模型。方法通过比较几种优化算法的适用条件和性能,并对相同条件下不同算法源项反演计算结果的准确性进行比较验证。结果通过对放射性释放源项反演模型初步研究,发现基于高斯烟羽的反演模型,采用最小二乘法优化后进行释放源项反演计算是可行的。该优化模型对于简单地形下的模拟结果精度较高,为实测值的0.92倍;对于复杂地形条件下的模拟结果受模型本身限制误差相对较大,为实测值1.5倍。结论研究表明高斯烟羽结合最小二乘法的优化源项反演模型在计算性能和精度上可更好地满足核事故后果评价和应急决策需求。 展开更多
关键词 放射性释放 源项反演 高斯烟羽模型 最小二乘法
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核电厂废物固化体^(90)Sr、^(137)Cs、^(60)Co的浸出行为研究 被引量:1
13
作者 范雯雯 刘铁军 +1 位作者 白杨 张志银 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第6期973-976,共4页
以去离子水为释放环境,研究核电厂废树脂和浓缩液水泥固化体被完全浸泡情景下核素^(90 )Sr、^(137)Cs、^(60)Co的浸出行为。分析中以有效扩散系数表征浸出行为。试验结果表明:固化体中的核素累积浸出份额不超过4%,^(137)Cs浸出最快,^(90... 以去离子水为释放环境,研究核电厂废树脂和浓缩液水泥固化体被完全浸泡情景下核素^(90 )Sr、^(137)Cs、^(60)Co的浸出行为。分析中以有效扩散系数表征浸出行为。试验结果表明:固化体中的核素累积浸出份额不超过4%,^(137)Cs浸出最快,^(90 )Sr其次,^(60)Co最慢;同类废物体的抗压强度越大,核素浸出速率越慢。 展开更多
关键词 废物固化体 放射性核素 浸出 扩散系数
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放射性核素从废物体中向外释放行为初步研究
14
作者 郭喜良 李江波 +4 位作者 杨卫兵 柳兆峰 冯文东 安鸿翔 范智文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期73-78,共6页
以去离子水为初始释放环境,考察了1年释放周期内,两类典型低、中水平放射性废物固化体在被水完全浸泡情景下,3种关键核素60 Co、137 Cs、90Sr的向外释放行为。使用平均有效扩散系数作为表征参数。多个样品的测试结果表明:3种核素向外释... 以去离子水为初始释放环境,考察了1年释放周期内,两类典型低、中水平放射性废物固化体在被水完全浸泡情景下,3种关键核素60 Co、137 Cs、90Sr的向外释放行为。使用平均有效扩散系数作为表征参数。多个样品的测试结果表明:3种核素向外释放表现出规律性的趋势,即137 Cs最快,60 Co最慢,90Sr相比居中。对于不同的核素,起始活度对释放行为的影响是不同的。借助SEM探讨了废物体微观结构对核素释放的影响。 展开更多
关键词 放射性废物体 放射性核素 释放 扩散 微观结构
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内陆核电厂放射性液态流出物“近零排放”的概念及措施 被引量:20
15
作者 刘新华 张爱玲 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2012年第3期129-133,139,共5页
由于内陆核电厂的放射性液态流出物是向内陆地表水排放,为了更好的保护公众和保护环境,GB 6249—2011和GB 14587—2011对其提出了比滨海核电厂更严格的排放浓度控制要求,使得内陆核电厂放射性液态流出物将实现"近零排放"。本... 由于内陆核电厂的放射性液态流出物是向内陆地表水排放,为了更好的保护公众和保护环境,GB 6249—2011和GB 14587—2011对其提出了比滨海核电厂更严格的排放浓度控制要求,使得内陆核电厂放射性液态流出物将实现"近零排放"。本文阐述了内陆核电厂放射性液态流出物"近零排放"的概念,描述了为实现"近零排放"应采取的措施。 展开更多
关键词 内陆核电厂 放射性液态流出物 “近零排放”
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放射性^(125)I粒子植入治疗中重度癌性疼痛的临床疗效观察 被引量:11
16
作者 吴立兵 刘刚 刘晶晶 《海南医学》 CAS 2016年第3期398-400,共3页
目的探讨放射性^(125)I粒子植入治疗中重度癌性疼痛的临床疗效及安全性。方法选取80例中重度癌性疼痛患者,采取数字表法随机分为观察组(n=40)和对照组(n=40)。对照组给予常规药物治疗,观察组给予放射性^(125)I粒子植入治疗。比较两组患... 目的探讨放射性^(125)I粒子植入治疗中重度癌性疼痛的临床疗效及安全性。方法选取80例中重度癌性疼痛患者,采取数字表法随机分为观察组(n=40)和对照组(n=40)。对照组给予常规药物治疗,观察组给予放射性^(125)I粒子植入治疗。比较两组患者疼痛数字评分量表(NRS)、疼痛缓解率、日平均疼痛时间及不良反应。结果治疗后1 d,两组患者的NRS评分比较差异无统计学意义(P>0.05);治疗后3 d、7 d、14 d、28 d,观察组患者NRS评分明显低于对照组,组间比较差异均具有统计学意义(P<0.05);观察组的疼痛缓解率为90.0%,明显高于对照组的60.0%,组间比较差异有统计学意义(P<0.05);治疗后28 d,观察组日平均疼痛时间为(1.2±0.5)h,明显短于对照组的(3.0±0.4)h,不良反应发生率为2.5%,明显低于对照组的22.5%,组间比较差异均具有统计学意义(P<0.05)。结论放射性^(125)I粒子植入治疗中重度癌性疼痛的效果优于常规药物治疗,且不良反应少。 展开更多
关键词 癌性疼痛 放射性125I粒子 盐酸羟考酮缓释片 疗效
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内陆核电厂放射性液态流出物“近零排放”探讨 被引量:9
17
作者 陈少伟 乔培鹏 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第2期373-378,共6页
内陆核电厂放射性液态流出物经处理后排往江河流域,为减少对公众和环境影响,需采用先进的废液处理工艺和完善的处理方案,尽可能减少释放到环境中的放射性核素和其他有害物质,实现内陆核电厂放射性液态流出物"近零排放"的目标... 内陆核电厂放射性液态流出物经处理后排往江河流域,为减少对公众和环境影响,需采用先进的废液处理工艺和完善的处理方案,尽可能减少释放到环境中的放射性核素和其他有害物质,实现内陆核电厂放射性液态流出物"近零排放"的目标。本文从对公众健康风险的角度提出"近零排放"的定义和目标,论证通过采用基于化学注入的膜处理技术和太阳能蒸发技术实现放射性流出物的近零排放。 展开更多
关键词 内陆核电厂 放射性液态流出物 近零排放
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汝城地热田地热井非线性增温成因浅析 被引量:8
18
作者 周立坚 《华南地质与矿产》 CAS 2016年第3期218-223,共6页
湖南省汝城县热水镇地热勘查区位于诸广山铀矿矿集区,区内震旦系—寒武系地层和诸广山岩体铀元素的背景值是克拉克值的4倍以上,鹿井、丰州等大型—特大型铀矿及矿点有数十个之多,呈NNE向分布。温泉与铀矿在空间分布上有一致性分布规律,... 湖南省汝城县热水镇地热勘查区位于诸广山铀矿矿集区,区内震旦系—寒武系地层和诸广山岩体铀元素的背景值是克拉克值的4倍以上,鹿井、丰州等大型—特大型铀矿及矿点有数十个之多,呈NNE向分布。温泉与铀矿在空间分布上有一致性分布规律,诸广山岩体放射性矿物放热的累加,使之核心温度可达320℃,是异常高温的主要来源,是本区400 m以浅地热和4000 m以浅干热岩的主要热源,深部地核传导热与金属硫化物氧化放热是次要因素,中生代岩浆岩的岩浆余热对热异常贡献率较小。这是本区地热探井增温率呈非线性的"舌"状形态,而不是常规的与孔深呈线性耦合的原因。NE向遂川—热水断裂带与NW向常德—安仁断裂带在本区交汇,断裂带下切岩体深部基底,是主导热和铀矿控矿构造,次级张性断裂是热水和铀矿容矿构造,控制了非线性增温地热异常。花岗岩中(或外接触带)铀矿放射性元素放热和构造活动带中的金属硫化物氧化放热,形成了高地热增温率异常,具有干热岩和铀矿(或金属硫化物矿)找矿远景,建议树立综合找矿思维,运用地质及物化探综合手段,在开展干热岩资源勘查时,注意铀矿资源赋存条件与信息,对其持续探索,有可能达到"热—铀兼探"和"热—铀兼采"目的。 展开更多
关键词 汝城地热田 非线性增温 放射性元素放热 金属硫化物氧化放热
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对“实际消除核电厂大量放射性物质释放”的技术见解 被引量:8
19
作者 林诚格 史国宝 +15 位作者 陈耀东 陈培培 刘伟 孙光弟 沈文权 刘志弢 詹文辉 梅其良 陈松 孙大威 苏夏 杨亚军 李林森 廖敏 崔蕾 邢勉 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2013年第4期337-345,共9页
本文研究了《核电安全规划》中"实际消除大量放射性物质释放的可能性"安全目标的技术内涵和落实措施。建议将放射性释放量超过5×1014Bq的131I当量的放射性释放定为"大量放射性释放",同时从确定论和概率论目标... 本文研究了《核电安全规划》中"实际消除大量放射性物质释放的可能性"安全目标的技术内涵和落实措施。建议将放射性释放量超过5×1014Bq的131I当量的放射性释放定为"大量放射性释放",同时从确定论和概率论目标要求两方面提出了"实际消除大量放射性物质释放的可能性"的对应要求,其中概率安全目标中的大量放射性物质释放频率不超过1×10-7/堆·年。为此,需要采取措施,在设计上实际排除能产生大量放射性释放的事故序列;在严重事故条件下尽量恢复堆芯冷却,并保持反应堆压力容器和安全壳的完整性,以及乏燃料池的冷却能力;扩展事故管理导则,提高事故缓解和控制能力。最终在技术上实现实际消除大量放射性物质释放后,无需场区外紧急撤离措施。 展开更多
关键词 核电 核安全 实际消除 大量放射性释放
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福岛核事故后核安全改进行动及安全要求研究 被引量:7
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作者 柴国旱 杨志义 +3 位作者 肖军 王岳巍 丁超 种毅敏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第3期399-409,共11页
2011年“3·11”日本福岛第一核电厂严重核事故给世界核工业界造成了巨大影响。本文总结了从福岛核事故中汲取的教训,介绍了主要核电国家,如美国、日本、法国以及中国在福岛核事故后十年来实施的一系列核安全改进行动和核安全法规... 2011年“3·11”日本福岛第一核电厂严重核事故给世界核工业界造成了巨大影响。本文总结了从福岛核事故中汲取的教训,介绍了主要核电国家,如美国、日本、法国以及中国在福岛核事故后十年来实施的一系列核安全改进行动和核安全法规标准修订。阐述了核安全要求和核安全理念在中国的实施现状及实践,包括实际消除早期或大量放射性释放、事故工况划分、纵深防御概念、移动设施配置等,对后续核安全发展方向进行探讨并提出建议。 展开更多
关键词 福岛核事故 核安全 改进行动 实际消除早期或大量放射性释放 严重事故
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