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中子照相技术在核燃料元件无损检测中的应用 被引量:16
1
作者 魏国海 韩松柏 +8 位作者 陈东风 王洪立 郝丽杰 武梅梅 贺林峰 王雨 刘蕴韬 孙凯 赵志祥 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2012年第11期821-826,共6页
本文介绍了中子照相作为一种无损检测技术在核燃料元件检测方面的优势,并对某些重要应用和取得的成果进行了介绍。中子照相可对未辐照的核燃料元件进行无损检测,如确定芯块235U富集度、检测燃料内可燃毒物、检测MOX型燃料内PuO2团簇;也... 本文介绍了中子照相作为一种无损检测技术在核燃料元件检测方面的优势,并对某些重要应用和取得的成果进行了介绍。中子照相可对未辐照的核燃料元件进行无损检测,如确定芯块235U富集度、检测燃料内可燃毒物、检测MOX型燃料内PuO2团簇;也可对辐照后具有放射性的燃料元件进行无损检测,如对压水堆、沸水堆、快堆等多种堆型乏燃料元件的内部缺陷进行检测,研究燃料元件包壳氢聚等。 展开更多
关键词 中子照相 核燃料元件 无损检测
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我国压水堆核电燃料元件的发展 被引量:8
2
作者 陈宝山 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2003年第z1期10-14,共5页
概述了我国压水堆核电燃料元件发展历程及世界压水堆燃料元件发展趋势,并对我国核电燃料元件发展提出了见解。
关键词 核电站 燃料元件 发展
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基于专利数据的国内外核级热电偶技术发展分析与我国发展对策研究 被引量:1
3
作者 张弛 田渊 +3 位作者 唐瑞 肖洁 吴洋 杨晓亮 《中国发明与专利》 2024年第4期31-36,共6页
核级热电偶是核电领域温度测量仪表中常用的测温元件,对核电领域发展起着至关重要的作用。为响应国家核电发展规划,推动核级热电偶相关产业技术的发展,本文采用专利导航结合文献综述的方式,从相关专利的市场布局、技术领域、应用场合等... 核级热电偶是核电领域温度测量仪表中常用的测温元件,对核电领域发展起着至关重要的作用。为响应国家核电发展规划,推动核级热电偶相关产业技术的发展,本文采用专利导航结合文献综述的方式,从相关专利的市场布局、技术领域、应用场合等方面综合分析了核级热电偶技术发展概况。结果表明:(1)国内外核级热电偶研发趋势整体呈“M”型周期性变化,中国逐渐成为主要的研究国家和专利布局区域;(2)核电热电偶专利主要分布在热电偶制备与应用两大技术领域,相关专利技术以堆芯、燃料元件、保护壳和其他关键系统(含一、二回路)方面的应用研究为主,研究呈现范围不断扩大、专利技术不断细化的趋势;(3)国内核电热电偶专利技术倾向于应用研究,且多数专利集中在少数创新主体单位手中。最后,本文从核电热电偶专利市场布局、技术合作及研究热点方向等提出了建议。 展开更多
关键词 核级热电偶 测温元件 保护壳 堆芯 燃料元件 专利
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Temperature-dependent thermal conductivity and fuel performance of UN-UO_(2) and UN-X-UO_(2)(X=Mo,W)composite nuclear fuels by finite element modeling
4
作者 Faris Sweidan Diogo Ribeiro Costa +1 位作者 Huan Liu Pär Olsson 《Journal of Materiomics》 SCIE CSCD 2024年第4期937-946,共10页
The temperature-dependent effective thermal conductivity of UN-X-UO_(2)(X=Mo,W)nuclear fuel composite was estimated.Following the experimental design,the thermal conductivity was calculated using Finite Element Modeli... The temperature-dependent effective thermal conductivity of UN-X-UO_(2)(X=Mo,W)nuclear fuel composite was estimated.Following the experimental design,the thermal conductivity was calculated using Finite Element Modeling(FEM),and compared with analytical models for 10%,30%,50%,and 70%(in mass)uncoated/coated UN microspheres in a UO_(2) matrix.The FEM results show an increase in the fuel thermal conductivity as the mass fraction of the UN microspheres increases from 1.2 to 4.6 times the UO_(2) reference at 2,000 K.The results from analytical models agree with the thermal conductivity estimated by FEM.The results also show that Mo and W coatings have similar thermal behaviors,and the coating thickness influences the thermal conductivity of the composite.At higher weight fractions,the thermal conductivity of the fuel composite at room temperature is substantially influenced by the high thermal conductivity coatings approaching that of UN.Thereafter,the thermal conductivity from FEM was used in the fuel thermal performance evaluation during LWR normal operation to calculate the maximum centerline temperature.The results show a significant decrease in the fuel maximum centerline temperature ranging from−94 K for 10% UN to−414 K for 70%(in mass)UN compared to UO_(2) under the same operating conditions. 展开更多
关键词 Accident tolerant fuel UN-X-UO_(2) Composite nuclear fuel Thermal conductivity Finite element modeling Thermal performance
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核热推进反应堆燃料元件热工应力安全分析
5
作者 周之帆 章静 +6 位作者 巫英伟 贺亚男 郭凯伦 王明军 苏光辉 秋穗正 田文喜 《火箭推进》 CAS 北大核心 2024年第4期83-93,共11页
核热推进采用的超高温气冷堆堆芯长期运行在高热流密度、大功率梯度、大温差、高速冷却剂冲刷的严苛服役条件下,其内部的六棱柱型燃料元件可能发生应力集中导致引发结构失效风险,影响核反应堆燃料元件的运行安全性能。为探索核热推进燃... 核热推进采用的超高温气冷堆堆芯长期运行在高热流密度、大功率梯度、大温差、高速冷却剂冲刷的严苛服役条件下,其内部的六棱柱型燃料元件可能发生应力集中导致引发结构失效风险,影响核反应堆燃料元件的运行安全性能。为探索核热推进燃料元件的热工应力行为规律及热工安全边界,以火箭飞行用核引擎(nuclear engine for rocket vehicle applications,NERVA)型核热推进反应堆为对象,选取反应堆内部密排燃料组件基本单元,建立对称模型,针对堆内(U,Zr)C石墨基复合燃料元件开展高温高流速氢气推进模式下的流-热-应力行为研究,评估燃料元件的高温熔化与断裂失效风险。研究结果表明:核热推进反应堆运行工况下,燃料元件受自身冷却剂通道排布方式与连接管元件冷却作用影响导致内部热流分配不均;径向大温差带来的热膨胀差异在轴向上积累是引发燃料元件结构断裂失效的主要原因;综合分析燃料元件内部的温度-应力场分布情况与影响因素,可为核热推进系统的运行安全设计提供优化思路与参考依据。 展开更多
关键词 核热推进 燃料元件 热工应力 流固耦合 安全分析
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基于氢工质热工循环的核热火箭发动机堆芯技术发展现状
6
作者 邵明雪 李晓亮 +3 位作者 李小多 蔡开元 吴逊亮 丰松江 《固体火箭技术》 CAS CSCD 北大核心 2024年第5期593-603,共11页
核热推进是未来深空探测和星际航行的可靠技术方案。反应堆是核热火箭的能量来源,堆芯的功率分布/核燃料几何构型对氢工质的加热有直接影响,氢工质热工循环决定了核热火箭发动机的动力学品质。基于20世纪美国与前苏联/俄罗斯的典型反应... 核热推进是未来深空探测和星际航行的可靠技术方案。反应堆是核热火箭的能量来源,堆芯的功率分布/核燃料几何构型对氢工质的加热有直接影响,氢工质热工循环决定了核热火箭发动机的动力学品质。基于20世纪美国与前苏联/俄罗斯的典型反应堆方案的研究结果,综述了反应堆燃料元件模块化和低浓缩铀(LEU)化的发展趋势,概述了反应堆在新发展趋势下的技术路径:(1)调整反应堆内慢化剂元件的材料与体积分数;(2)优化反应堆内工质的传热流动特性。分析涉及到的燃料元件、简化模型,探究堆芯内燃料元件冷却剂通道结构的优化设计方案对反应堆出口参数的影响,为提高核热火箭发动机性能参数提供了新思路。 展开更多
关键词 核热火箭发动机 氢工质热工循环 模块化 低浓缩铀 燃料元件
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FeCrAl/ZrNbCu复合管包壳高温蒸气氧化行为研究 被引量:4
7
作者 柏广海 薛飞 +6 位作者 刘二伟 张晏玮 耿建桥 尚灿 党建伟 刘向兵 余伟炜 《稀有金属材料与工程》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2020年第9期3071-3076,共6页
研究了FeCrAl/ZrNbCu复合管蒸气氧化行为,结果表明,外层FeCrAl材料具有优异的抗蒸气氧化性能,有效保护了内层Zr合金管。氧化产物分析表明,FeCrAl合金氧化膜呈凹凸状,氧化产物为Fe2O3、FeCr2O4、Cr2O3和Al2O3;ZrNbCu合金氧化膜垂直于表... 研究了FeCrAl/ZrNbCu复合管蒸气氧化行为,结果表明,外层FeCrAl材料具有优异的抗蒸气氧化性能,有效保护了内层Zr合金管。氧化产物分析表明,FeCrAl合金氧化膜呈凹凸状,氧化产物为Fe2O3、FeCr2O4、Cr2O3和Al2O3;ZrNbCu合金氧化膜垂直于表面生长,氧化产物为ZrO2和Nb2O5;在1000℃氧化时复合管界面没有明显元素扩散;在1100和1200℃氧化后界面发生明显元素扩散。复合管外侧到内侧分别为FeCrAl氧化膜、FeCrAl合金、Fe CrAl-ZrNbCu扩散层、ZrNbCu合金、ZrNbCu氧化膜;界面结合方式由机械结合转变为冶金结合。 展开更多
关键词 燃料包壳 FeCrAl/ZrNbCu复合管 高温蒸气氧化 氧化膜 元素扩散
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核燃料分析用多元素混合标准溶液的研制 被引量:3
8
作者 郭国龙 李晓红 王春叶 《化学分析计量》 CAS 2019年第5期6-9,共4页
根据我国核燃料产品中杂质元素的含量范围,研制了Al,As,Cu,Fe,Cr,Zn,Zr,Dy,Eu,Gd等10种元素多元素混合标准溶液.采用重量-容量法制备了Al,As,Cu,Fe,Cr,Zn和Zr,Dy,Eu,Gd两组混合溶液标准物质,以配制值作为溶液标准物质的标准值.利用F检... 根据我国核燃料产品中杂质元素的含量范围,研制了Al,As,Cu,Fe,Cr,Zn,Zr,Dy,Eu,Gd等10种元素多元素混合标准溶液.采用重量-容量法制备了Al,As,Cu,Fe,Cr,Zn和Zr,Dy,Eu,Gd两组混合溶液标准物质,以配制值作为溶液标准物质的标准值.利用F检验法和t检验法对混合溶液标准物质的均匀性和稳定性进行了检验,结果表明其均匀性与稳定性良好.Al,As,Cu,Fe,Cr,Zn混合溶液标准物质定值结果均为50μg/mL,相对扩展不确定度分别为1.1%,0.9%,1.4%,1.2%,1.0%,1.1%(k=2),Zr,Dy,Eu,Gd混合溶液标准物质定值结果均为10μg/mL,相对扩展不确定度分别为1.4%,1.2%,1.4%,1.5%(k=2).结果表明,该标准物质满足国家标准物质技术要求,量值准确可靠,可用于核燃料产品中杂质元素的分析检测. 展开更多
关键词 核燃料 多元素 混合标准溶液
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核反应堆用锆材的发展趋势与对策探讨 被引量:2
9
作者 杨永建 《上海金属(有色分册)》 1990年第2期1-8,共8页
本文综述核材料锆合金的发展概况及上海与国内外先进水平的主要差距。核电的发展要求沪产锆合金管进一步改善耐高温高压水腐蚀、提高高温强度和抵抗疲劳破损的能力。为此,文中着重讨论了管材的堆内行为、组织性能与生产工艺的关系,并在... 本文综述核材料锆合金的发展概况及上海与国内外先进水平的主要差距。核电的发展要求沪产锆合金管进一步改善耐高温高压水腐蚀、提高高温强度和抵抗疲劳破损的能力。为此,文中着重讨论了管材的堆内行为、组织性能与生产工艺的关系,并在此基础上研讨振兴上海锆工业的策略。 展开更多
关键词 锆合金 燃料元件 包壳管 核反应堆 锆材
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核燃料元件生产技术与发展探讨 被引量:3
10
作者 尚改彬 《工程建设与设计》 2020年第12期147-148,共2页
我国核燃料元件生产有很好的技术突破与很高的生产水平,在发展过程中,应针对国内及国际市场需求,结合技术发展、国内材料与加工设备及自给程度,考虑经济性和先进性,找到突破口,确定项目架构和行业发展方向。论文主要对我国核燃料元件的... 我国核燃料元件生产有很好的技术突破与很高的生产水平,在发展过程中,应针对国内及国际市场需求,结合技术发展、国内材料与加工设备及自给程度,考虑经济性和先进性,找到突破口,确定项目架构和行业发展方向。论文主要对我国核燃料元件的生产现状、发展需求、技术进展以及规范发展进行探讨。 展开更多
关键词 核燃料元件 生产 经济性和先进性 发展方向
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基于蒙特卡罗方法的碳化硅包壳失效概率论评价 被引量:2
11
作者 邓阳斌 殷园 +3 位作者 巫英伟 田文喜 秋穗正 苏光辉 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第6期1215-1222,共8页
碳化硅(SiC)包壳是一种极具前景的反应堆事故容错包壳。本文基于大量实验数据,考虑尺寸效应开发了单相SiC材料、SiCf-SiC复合材料、多层SiC包壳的失效预测模型。基于此,采用核燃料性能分析程序开展了压水堆燃料pin-by-pin性能分析和包... 碳化硅(SiC)包壳是一种极具前景的反应堆事故容错包壳。本文基于大量实验数据,考虑尺寸效应开发了单相SiC材料、SiCf-SiC复合材料、多层SiC包壳的失效预测模型。基于此,采用核燃料性能分析程序开展了压水堆燃料pin-by-pin性能分析和包壳失效概率计算,完成了全堆芯尺度包壳安全特性不确定性评价,并以失效概率最大的燃料棒为例,通过蒙特卡罗模拟计算深入剖析了包壳应力和安全状态的关键影响因素。 展开更多
关键词 核燃料元件 碳化硅包壳 安全分析 失效概率论评价
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板型燃料元件内部缺陷的无损检测 被引量:1
12
作者 张小刚 朱永利 +2 位作者 雷金艳 葛腾 张涵 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第12期2318-2325,共8页
本文使用超声波水浸单探头反射法对不贴紧缺陷进行了检测,根据缺陷反射波的形状及在时域上的位置对缺陷的深度和类型进行了分析评价。使用^(241)Am源59.5keV的单能窄缝γ射线,对芯体分布的均匀性进行了检测。根据特定检测频率下包壳厚... 本文使用超声波水浸单探头反射法对不贴紧缺陷进行了检测,根据缺陷反射波的形状及在时域上的位置对缺陷的深度和类型进行了分析评价。使用^(241)Am源59.5keV的单能窄缝γ射线,对芯体分布的均匀性进行了检测。根据特定检测频率下包壳厚度与涡流阻抗变化的对应关系对包壳厚度进行了分析评价。通过超声、射线和涡流检测方法对板型燃料元件内部缺陷检测并给予评价,保证产品质量。 展开更多
关键词 板型燃料元件 无损检测 内部缺陷检测 核燃料元件
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FCM燃料热-力耦合行为仿真建模和计算方法 被引量:1
13
作者 张纯禹 朱天魁 +2 位作者 周毅 黄日聪 姜文超 《计算机辅助工程》 2020年第3期56-62,共7页
为评估全陶瓷微封装(fully ceramic micro-encapsulated,FCM)核燃料的性能,研究由三层各向同性碳包覆(tri-structural isotropic,TRISO)燃料颗粒弥散于碳化硅(SiC)基体形成的柱状芯块的填充算法,开发相应的微观结构生成程序,利用并行有... 为评估全陶瓷微封装(fully ceramic micro-encapsulated,FCM)核燃料的性能,研究由三层各向同性碳包覆(tri-structural isotropic,TRISO)燃料颗粒弥散于碳化硅(SiC)基体形成的柱状芯块的填充算法,开发相应的微观结构生成程序,利用并行有限元法对FCM核燃料的热-力耦合行为进行初步分析。结果表明,基于等球Packing的TRISO燃料颗粒填充算法可以快速生成高体积比的FCM燃料结构,基于共轭梯度迭代的隐式有限元法在求解大规模热-力学耦合问题时具有较高的效率和稳健性。本文方法可用于该核燃料每个颗粒和基体内部温度与应力分布的详细计算。 展开更多
关键词 全陶瓷微封装 核燃料 颗粒填充 热-力耦合 有限元
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弥散核燃料等效辐照肿胀计算模拟 被引量:1
14
作者 蔡维 赵云妹 +2 位作者 龚辛 丁淑蓉 霍永忠 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第3期502-510,共9页
本文将弥散核燃料芯体看作一种特殊的颗粒复合材料,利用细观计算力学的方法,假设燃料颗粒在芯体中周期性分布,建立了对芯体等效辐照肿胀进行计算模拟的有限元模型。考虑颗粒的辐照肿胀和基体材料的辐照硬化效应,分别建立了燃料颗粒和基... 本文将弥散核燃料芯体看作一种特殊的颗粒复合材料,利用细观计算力学的方法,假设燃料颗粒在芯体中周期性分布,建立了对芯体等效辐照肿胀进行计算模拟的有限元模型。考虑颗粒的辐照肿胀和基体材料的辐照硬化效应,分别建立了燃料颗粒和基体材料的应力更新算法,编制了用户材料子程序,在Abaqus软件中实现了芯体等效辐照肿胀的有限元模拟。计算分析了颗粒大小和体积含量对芯体等效辐照肿胀的影响,并得到了等效辐照肿胀的拟合公式。研究结果表明,影响芯体等效辐照肿胀的主要因素是颗粒的辐照肿胀和体积含量。 展开更多
关键词 弥散核燃料 有限元法 均匀化方法 等效辐照肿胀
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基于中子IP板的核燃料元件间接中子CT实验方法研究 被引量:1
15
作者 刘晓光 贺林峰 +7 位作者 武梅梅 魏国海 李正耀 李玉庆 孙凯 焦学胜 韩松柏 陈东风 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第5期939-944,共6页
中子照相作为一种无损检测技术是分析和确定核燃料元件缺陷的重要手段。中国原子能科学研究院中子照相团队依托中国先进研究堆(CARR)中子照相测试平台,搭建了核燃料元件间接中子CT装置,并开展核燃料元件模拟件的间接三维中子成像技术研... 中子照相作为一种无损检测技术是分析和确定核燃料元件缺陷的重要手段。中国原子能科学研究院中子照相团队依托中国先进研究堆(CARR)中子照相测试平台,搭建了核燃料元件间接中子CT装置,并开展核燃料元件模拟件的间接三维中子成像技术研究。本文首先采用蒙特卡罗模拟方法优化确定了样品环境转移屏蔽容器的关键参数并研制出屏蔽容器,并基于该装置开展了核燃料元件模拟件的间接中子CT照相实验,从获得的三维实验数据可观测到尺寸约0.35 mm模拟芯块缺陷。实验结果表明,该装置可满足核燃料元件的间接中子CT实验检测。同时初步研究了基于IP板的间接中子成像数据处理的制约因素和方法,为后续进一步利用金属转换屏替代中子IP板等技术,真正实现乏燃料元件无损检测应用提供实验指导。 展开更多
关键词 间接中子CT 核燃料元件 CARR 无损检测
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压水堆燃料元件棒传热的分析
16
作者 王九云 《咸宁学院学报》 2010年第6期5-7,共3页
反应堆中堆芯传热问题非常复杂.本文对压水堆燃料元件棒内的传热做了简化,将燃料芯块视为含内热源的稳态传热,芯块与包壳之间的间隙以及包壳看作稳态导热,探讨燃料元件棒内热量的传递,得到各区间的温度分布、热流量分布.
关键词 核能 传热 压水堆 燃料元件棒
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基于DOE的核电站燃料组件贮存挂梁优化设计
17
作者 谷明非 黄大贵 +2 位作者 黄思源 支源 杨明飞 《机械设计》 CSCD 北大核心 2022年第S01期50-54,共5页
为研究影响核燃料组件贮存挂梁结构承载能力的关键因素,建立了一套结合有限元分析与试验设计(DOE)的分析方法,对贮存挂梁结构和尺寸参数进行优化设计。部分析因分析结果表明,梁的截面长度、截面厚度和末端梁长L_(2)是影响组件最大Mises... 为研究影响核燃料组件贮存挂梁结构承载能力的关键因素,建立了一套结合有限元分析与试验设计(DOE)的分析方法,对贮存挂梁结构和尺寸参数进行优化设计。部分析因分析结果表明,梁的截面长度、截面厚度和末端梁长L_(2)是影响组件最大Mises应力的最为重要的3个参数。相比之下,截面宽度、前端梁长L_(1)和梁高L_(3)对结构的最大Mises应力的影响效果并不显著。进一步地,采用中心复合设计对结构的应力值进行拟合分析,结果表明,截面长度×截面长度、截面厚度、截面厚度×截面厚度、截面长度×梁长L_(2)是Mises应力响应的重要模型项。当L_(2)固定时,截面长度和截面厚度之间存在一定的最优匹配值,使得结构获得最小的应力值。与之类似,当截面厚度一定时,适当的长度L_(2)和截面长度有利于结构获得最小的应力值。基于该分析结果,相应的结构已在工程实施中得到应用,满足使用要求。 展开更多
关键词 核电站 燃料组件 挂梁 有限元 试验设计
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Stiffness Evaluation of the Welded Connection between Guide Thimbles and the Spacer Grids for 16 × 16 Fuel Assemblies Types, Using the Finite Element Method
18
作者 Carlos Frederico Mattos Schettino Guilherme Pennachin Sakamiti Joao Carlos Aguiar Gaspar Jflnior 《Journal of Energy and Power Engineering》 2014年第9期1583-1589,共7页
The present work aims to evaluate the increase in the number of spot welds in the 16 × 16 type fuel assembly structure that connects guide thimbles and spacer grids, in order to provide a proper joint for this co... The present work aims to evaluate the increase in the number of spot welds in the 16 × 16 type fuel assembly structure that connects guide thimbles and spacer grids, in order to provide a proper joint for this connection. This new and improved process can provide more stiffness to the whole structure, since the number of spots raised from four to eight. A 3-D geometric model of a guide thimble section was generated in a CAD (computer aided design) program (SolidWorks). After that, the geometric model was imported to a CAE (computer aided engineering) program (ANSYS Mechanical APDL, Release 14.0), where the finite element model was built, considering the guide thimble geometry assembled with the spacer grid through the welded connections. Boundaries conditions were implemented in the model in order to simulate the correct physical behavior due to the operation of the fuel assembly inside the reactor. The analysis covered specific loads and displacements acting on the entire structure. The method used to solve this finite element analysis was a linear static simulation in order to perform the connection between a spacer grid cell and a guide thimble section. Hence, four models was evaluated, differing on the spot weld number in the spacer grid and guide thimble connection. The rotational stiffness results of each model were compared. The results acquired from four and eight spot weld were validated with physical test results. The behavior of the structure under the acting force/displacement and the related results of the analysis, mainly the stiffness, were satisfied. The results of this analysis were used to prove that the increasing spot welds number is an improvement in the dimensional stability when submitted to loads and displacements required on the fuel assembly design. This analysis aid to get more information of extreme importance such as, the pursuance to develop better manufacturing process and to improve the fuel assembly performance due to the increasing of the bum-up. 展开更多
关键词 nuclear energy fuel assembly spacer grid finite element method rotational stiffness.
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Complex FEM Based System of Computer Codes to Model Nuclear Fuel Rod Thermo-Mechanical Behavior
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作者 Martin Dostal Mojmir Valach Jiri Zymak 《材料科学与工程(中英文B版)》 2011年第3期323-331,共9页
关键词 热机械行为 计算机代码 核燃料棒 有限元法 代码系统 子模型 基础 行为建模
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高温气冷堆核燃料元件生产线辐射危害关键控制点探讨
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作者 薛向明 战景明 +1 位作者 杨雪 张妍 《中国工业医学杂志》 CAS 2018年第5期360-363,共4页
目的分析高温气冷堆(HTGCR)核燃料元件生产线生产过程中的辐射危害特点,并提出辐射危害关键控制点,为企业的辐射防护决策和管理提供技术支持。方法通过职业卫生调查确定生产线各工序辐射源项、职业人员接触情况、采取的辐射防护设施及措... 目的分析高温气冷堆(HTGCR)核燃料元件生产线生产过程中的辐射危害特点,并提出辐射危害关键控制点,为企业的辐射防护决策和管理提供技术支持。方法通过职业卫生调查确定生产线各工序辐射源项、职业人员接触情况、采取的辐射防护设施及措施,通过现场检测和个人剂量估算评估辐射防护措施的有效性,并得出辐射危害关键控制点。结果该生产线辐射源项为铀的不同化合物,职业人员接触途径为内照射和外照射,工作场所γ剂量率处于较低水平(0.11~6.26μSv/h),α表面污染(最高0.02 Bq/cm^2)、空气中铀气溶胶浓度(0.009~0.810μg/m^3)均满足控制值要求,主要岗位个人年有效剂量均低于个人剂量约束值要求,采取的辐射防护设施及措施合理有效。结论化工转化、核芯制备等工序为该生产线辐射危害关键控制点,焙烧、还原、烧结工序应合理设置局部排风装置;在生产线达到设计指标运行后,需进一步评估辐射防护措施的有效性。 展开更多
关键词 高温气冷堆(HTGCR) 核燃料元件 辐射危害 辐射防护
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