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超声波+四价铈去污技术研究被引量：4: 1; 作者刘刈陈艳 +3 位作者孔彦荣李睿之聂鹏周一东《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2017年第1期39-44,共6页; 针对核设施退役过程中产生的不锈钢废物,开展了超声波+四价铈去污技术研究。利用失重法,设计正交实验,研究了硝酸浓度、硝酸铈铵浓度、温度和超声时间对不锈钢的平均腐蚀速率及去污因子的影响。条件实验结果表明:温度、硝酸铈铵浓度为... 展开更多; 关键词空化效应四价铈正交实验平均腐蚀速率去污因子电化学氧化; 在线阅读下载PDF 职称材料

101重水研究堆安全关闭过渡期放射性源项调查被引量：7: 2; 作者丁丽李睿之 +1 位作者周一东王玉林《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第6期716-720,共5页; 针对我国第1座研究性反应堆(101重水研究堆)安全关闭过渡期的放射性源项调查,采用对可达部位取样分析与理论计算相结合的方法,给出了堆本体主要部件的中子活化源项。采用现场测量和对管道、设备内壁取样的方法获取了回路系统污染源项。... 展开更多; 关键词 101重水研究堆安全关闭过渡期源项调查; 在线阅读下载PDF 职称材料

HWRR屏蔽层活化源项研究: 3; 作者李睿之孙世乔 +2 位作者周一东张立军张生栋《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第7期1316-1322,共7页; 反应堆屏蔽层通常由钢筋混凝土浇筑而成,体积及重量巨大,是反应堆退役源项的重要来源之一。通过建立反应堆3D计算模型,利用MCNP和ORIGEN活化计算程序计算了重水研究堆(HWRR)屏蔽层不同位置的中子注量率和活化源项。为验证计算模型和计... 展开更多; 关键词重水研究堆屏蔽层源项; 在线阅读下载PDF 职称材料

HWRR堆本体退役风险评价: 4; 作者张焕朝柯国土周一东《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第9期1604-1608,共5页; 建立了一种针对反应堆退役的风险评价方法,主要包括源项分析、危害分析、频率分析、事故后果分析和风险分析5个环节,依据该方法设计开发了反应堆退役风险评价系统(RDRAS)。采用RDRAS对重水研究堆(HWRR)堆本体退役包含的11项退役活动中... 展开更多; 关键词风险评价反应堆退役危害; 在线阅读下载PDF 职称材料

HWRR控制区排风系统故障树分析: 5; 作者张焕朝柯国土周一东《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第9期1081-1084,共4页; 采用故障树分析法对HWRR控制区排风系统进行了分析,计算了排风系统的失效率,分析了影响排风系统失效率的主要因素。分析结果表明,交流母线和检修人员是影响排风系统可靠性的两大主要因素,应该予以重视。; 关键词排风系统可靠性故障树退役; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名超声波+四价铈去污技术研究被引量：4: 1; 作者刘刈陈艳孔彦荣李睿之聂鹏周一东; 机构中国原子能科学研究院; 出处《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2017年第1期39-44,共6页; 文摘针对核设施退役过程中产生的不锈钢废物,开展了超声波+四价铈去污技术研究。利用失重法,设计正交实验,研究了硝酸浓度、硝酸铈铵浓度、温度和超声时间对不锈钢的平均腐蚀速率及去污因子的影响。条件实验结果表明:温度、硝酸铈铵浓度为主要影响因素;当硝酸铈铵的浓度为0.15 mol/L,温度为85℃,硝酸浓度为0.1 mol/L时,不锈钢的平均腐蚀速率最高,达到8.07μm/h,引入超声波后将极大提高四价铈去污技术的效率。扫描电镜观测结果表明:去污后的不锈钢表面大部分区域出现了很多蚀孔,表明空化效应强化Ce(IV)去污技术具有强烈的空蚀作用;对乏燃料冷却套管开展了验证去污实验,去污因子达到158.8。; 关键词空化效应四价铈正交实验平均腐蚀速率去污因子电化学氧化; Keywords cavitation effect cerium （ Ⅳ） orthogonal experiment corrosion rate decontamination factor electrochemical oxidation; 分类号 TL944 [核科学技术—辐射防护及环境保护]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名101重水研究堆安全关闭过渡期放射性源项调查被引量：7: 2; 作者丁丽李睿之周一东王玉林; 机构中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第6期716-720,共5页; 基金国家环保部核安全监管项目资助(200808); 文摘针对我国第1座研究性反应堆(101重水研究堆)安全关闭过渡期的放射性源项调查,采用对可达部位取样分析与理论计算相结合的方法,给出了堆本体主要部件的中子活化源项。采用现场测量和对管道、设备内壁取样的方法获取了回路系统污染源项。另外,对反应堆厂房构筑物地面和墙面的污染水平、乏燃料保存水池和废树脂等进行了较为全面的现场测量和取样分析。通过源项调查,初步掌握了101重水研究堆退役的主要放射性源项的特点和存留量。; 关键词 101重水研究堆安全关闭过渡期源项调查; Keywords 101 HWRR transition phase of safe shutdown radiological characterization survey; 分类号 TL943 [核科学技术—辐射防护及环境保护]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名HWRR屏蔽层活化源项研究: 3; 作者李睿之孙世乔周一东张立军张生栋; 机构中国原子能科学研究院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第7期1316-1322,共7页; 文摘反应堆屏蔽层通常由钢筋混凝土浇筑而成,体积及重量巨大,是反应堆退役源项的重要来源之一。通过建立反应堆3D计算模型,利用MCNP和ORIGEN活化计算程序计算了重水研究堆(HWRR)屏蔽层不同位置的中子注量率和活化源项。为验证计算模型和计算结果的准确性,在HWRR屏蔽层活性区中央位置沿水平方向进行钻孔取样,对获得的混凝土样品中的60Co和152Eu的活度进行了测量,分析结果与计算结果较吻合,证明了理论计算模型的准确性。最后对HWRR屏蔽层的活化深度进行了计算,得出反应堆屏蔽层活化深度最大值为600 mm。计算结果证明保留外层屏蔽层的退役方案从理论上是可行的。; 关键词重水研究堆屏蔽层源项; Keywords HWRR shielding layer source term; 分类号 TL943 [核科学技术—辐射防护及环境保护]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名HWRR堆本体退役风险评价: 4; 作者张焕朝柯国土周一东; 机构中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第9期1604-1608,共5页; 文摘建立了一种针对反应堆退役的风险评价方法,主要包括源项分析、危害分析、频率分析、事故后果分析和风险分析5个环节,依据该方法设计开发了反应堆退役风险评价系统(RDRAS)。采用RDRAS对重水研究堆(HWRR)堆本体退役包含的11项退役活动中可能出现的53种情况,分别进行建模和计算,确定了每种情况下工作人员面临的放射性风险,并对结果的不确定性进行了分析。; 关键词风险评价反应堆退役危害; Keywords risk assessment reactor decommissioning hazard; 分类号 TL934 [核科学技术—辐射防护及环境保护]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名HWRR控制区排风系统故障树分析: 5; 作者张焕朝柯国土周一东; 机构中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第9期1081-1084,共4页; 文摘采用故障树分析法对HWRR控制区排风系统进行了分析,计算了排风系统的失效率,分析了影响排风系统失效率的主要因素。分析结果表明,交流母线和检修人员是影响排风系统可靠性的两大主要因素,应该予以重视。; 关键词排风系统可靠性故障树退役; Keywords exhaust system reliability fault tree decommissioning; 分类号 X946 [环境科学与工程—安全科学]; 在线阅读下载PDF 职称材料

	题名	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	超声波+四价铈去污技术研究	刘刈陈艳孔彦荣李睿之聂鹏周一东	《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心	2017	4	在线阅读下载PDF 职称材料
2	101重水研究堆安全关闭过渡期放射性源项调查	丁丽李睿之周一东王玉林	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2012	7	在线阅读下载PDF 职称材料
3	HWRR屏蔽层活化源项研究	李睿之孙世乔周一东张立军张生栋	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2021	0	在线阅读下载PDF 职称材料
4	HWRR堆本体退役风险评价	张焕朝柯国土周一东	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2013	0	在线阅读下载PDF 职称材料
5	HWRR控制区排风系统故障树分析	张焕朝柯国土周一东	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2010	0	在线阅读下载PDF 职称材料