乏燃料后处理厂核材料衡算与控制国际经验及关键技术启示

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作者 初泉丽 张亮 +4 位作者 李多宏 张天宝 田川 何佳霖 武朝辉 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2021年第S01期117-121,共5页

本文系统地调研和分析了国内乏燃料后处理厂核材料管制现状,国外商业乏燃料后处理厂核材料衡算与控制措施的实施经验和采用的关键技术,包括典型商业乏燃料后处理厂物料平衡区和实物盘存关键测量点的设置、核材料衡算与控制措施的总体设... 本文系统地调研和分析了国内乏燃料后处理厂核材料管制现状,国外商业乏燃料后处理厂核材料衡算与控制措施的实施经验和采用的关键技术,包括典型商业乏燃料后处理厂物料平衡区和实物盘存关键测量点的设置、核材料衡算与控制措施的总体设计要求、近实时衡算的概念等。根据调研结果和分析,针对我国核材料管制的现状,提出了我国在商业乏燃料后处理厂核材料管制技术准备工作的几点初步建议。 展开更多

关键词 乏燃料后处理 核材料衡算与控制 在线测量和监视

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核安全导则HAD501/02《核设施实物保护(试行)》解读及修订建议 被引量：1

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作者 蒋婧 王黎明 +4 位作者 张敏 杨海峰 刁非 毛欢 刘天舒 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2013年第6期397-402,共6页

核设施的实物保护对于设施的安全运行和核材料的合法使用具有重要意义。2008年,国家核安全局发布核安全导则HAD501/02《核设施实物保护(试行)》(下称《导则》),将我国民用核设施分为三个实物保护级别,并明确了相应的分区保护要求。几年... 核设施的实物保护对于设施的安全运行和核材料的合法使用具有重要意义。2008年,国家核安全局发布核安全导则HAD501/02《核设施实物保护(试行)》(下称《导则》),将我国民用核设施分为三个实物保护级别,并明确了相应的分区保护要求。几年来,《导则》为规范我国核设施实物保护工作做出了重要贡献;但是,实践表明《导则》存在部分不足之处,如个别条款缺乏量化指标,导致分级扩大化。本文对《导则》的制定理念和原则进行了解读,并结合实践,提出了对《导则》进行修订的具体意见和建议。 展开更多

关键词 核设施 核材料 核安全导则 实物保护 解读

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ASME规范316H不锈钢高温蠕变本构方程解析与讨论 被引量：3

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作者 李智 莫亚飞 +2 位作者 高付海 曾晓佳 赵守智 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第2期412-419,共8页

ASME 2021版规范提供了316H不锈钢的高温蠕变本构方程。基于正确使用本构方程进行高温设备应变和蠕变损伤评价的目的,本文解析了其各项的物理意义,分析了其关键参数对温度和应力的敏感性,对比了其预测值与ASME规范等时应力应变曲线数据... ASME 2021版规范提供了316H不锈钢的高温蠕变本构方程。基于正确使用本构方程进行高温设备应变和蠕变损伤评价的目的,本文解析了其各项的物理意义,分析了其关键参数对温度和应力的敏感性,对比了其预测值与ASME规范等时应力应变曲线数据。结果表明:该本构方程由快速瞬态、瞬态和稳态蠕变项来描述蠕变第一、第二阶段,其适用性受蠕变第三阶段起始时间和应力范围的限制,同时方程中快速瞬态蠕变速率常数存在勘误;方程在1 000℉(华氏温度)下所得应变较规范等时应力应变曲线更大,致使应变预测结果相对保守。因此,在满足ASME规范316H不锈钢高温蠕变本构方程适用性的前提下,可采用其评价高温设备在950、1 050、1 150℉下的结构完整性,而1 000℉下的相对保守。 展开更多

关键词 316H不锈钢高温蠕变本构方程 快速瞬态蠕变 瞬态蠕变 稳态蠕变 最小蠕变速率 瞬态蠕变速率常数

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典型放射性核素在某极低放填埋场特定场址的迁移预测 被引量：6

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作者 徐建华 赵昱龙 +1 位作者 杜良 龙浩骑 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2015年第2期105-109,共5页

简要介绍了某极低放填埋场的场址特征、核素迁移预测主要参数的选取和使用的模型,重点介绍了极低放废物填埋场主要放射性核素3 H、90Sr在包气带和含水层的迁移情况,通过对3 H、90Sr的模拟迁移预测分析,基本掌握了3 H、90Sr在特定场址的... 简要介绍了某极低放填埋场的场址特征、核素迁移预测主要参数的选取和使用的模型,重点介绍了极低放废物填埋场主要放射性核素3 H、90Sr在包气带和含水层的迁移情况,通过对3 H、90Sr的模拟迁移预测分析,基本掌握了3 H、90Sr在特定场址的迁移规律,为场址的安全评价提供了参考。 展开更多

关键词 极低放废物 填埋场 迁移预测

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孔管型支承结构的弹性跟随行为及优化研究 被引量：1

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作者 李智 曾晓佳 +2 位作者 莫亚飞 高付海 赵守智 《压力容器》 北大核心 2022年第11期39-46,共8页

孔管型支承结构常见于快堆设备中,如中间热交换器支承和独立热交换器支承,其由于结构局部刚度不连续的特征而存在弹性跟随效应。通过对瞬态冷冲击工况下孔管型支承结构进行热弹塑性分析,验证了该结构存在显著的弹性跟随特征,并提出了通... 孔管型支承结构常见于快堆设备中,如中间热交换器支承和独立热交换器支承,其由于结构局部刚度不连续的特征而存在弹性跟随效应。通过对瞬态冷冲击工况下孔管型支承结构进行热弹塑性分析,验证了该结构存在显著的弹性跟随特征,并提出了通过减少结构强刚性段壁厚的方法减弱弹性跟随效应引起的弹性应力增加和应变集中的不利现象。结果表明:优化后结构弹性分析应力降幅高达62%,塑性分析等效塑性应变降幅高达47.2%。因此在进行核电厂工程结构设计时,基于实际载荷工况组合,需尽量缩小结构局部刚度不连续区的刚度差距,从而规避弹性跟随效应,降低结构内部应力应变,延长结构使用寿命。 展开更多

关键词 快堆 孔管型支承结构 热弹塑性 弹性跟随 应变集中

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核燃料循环设施物项安全分级方法研究 被引量：1

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作者 孔庆军 赵昱龙 +4 位作者 赵鑫 王婧 潘隆轩 孙德泉 张小伟 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2016年第3期160-166,共7页

简单合理的物项安全分级,不仅可以提高设施的安全性,而且还可以减少审评双方的分歧,降低营运单位和设计单位的工作量。在分析国内外核动力装置采用核安全功能进行物项安全分级和乏燃料后处理设施采用剂量准则开展物项安全分级的基础上,... 简单合理的物项安全分级,不仅可以提高设施的安全性,而且还可以减少审评双方的分歧,降低营运单位和设计单位的工作量。在分析国内外核动力装置采用核安全功能进行物项安全分级和乏燃料后处理设施采用剂量准则开展物项安全分级的基础上,研究提出了采用放射性物质包容量开展核燃料循环设施的物项安全分级的方法,并采用"未缓解释放"的事故分析方法,将放化安全一级(250 m Sv)和放化安全二级(5 m Sv)对应的剂量准则转化为放射性物质包容量限值。 展开更多

关键词 核燃料循环设施 安全分级 未缓解释放 放射性物质包容量

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大型钠冷快堆1E级DCS的紧急停堆系统可靠性计算分析与评价 被引量：3

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作者 张强 李磊实 +1 位作者 黄婧 尹宝娟 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第6期1268-1274,共7页

国产1E级分布式控制系统(DCS)首次应用于大型钠冷快堆,其可靠性对反应堆的安全至关重要。针对大型钠冷快堆,采用独立于设计方马尔可夫分析法的故障树分析方法,选择保护系统中紧急停堆系统的拒动概率进行审评复核计算,建立故障树可靠性... 国产1E级分布式控制系统(DCS)首次应用于大型钠冷快堆,其可靠性对反应堆的安全至关重要。针对大型钠冷快堆,采用独立于设计方马尔可夫分析法的故障树分析方法,选择保护系统中紧急停堆系统的拒动概率进行审评复核计算,建立故障树可靠性计算分析模型进行计算,并与设计方提供的可靠性计算结果比较分析。结果表明,1E级DCS保护系统中紧急停堆系统的拒动概率计算结果与设计方计算结果相对偏差在8%以内,两种方法的计算结果符合技术规格书要求,表明设计方计算结果是可接受的,为大型钠冷快堆1E级DCS的核安全审评提供了技术支持。 展开更多

关键词 DCS 可靠性 故障树 审评复核

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CARR堆启动辅助中子监测装置设计研究

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作者 朱学微 王玉林 +3 位作者 陆双桐 罗忠 贾月光 窦勤明 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2023年第3期540-545,共6页

针对中国先进研究堆(CARR)反应堆启动过程中源量程探测器盲区的问题,设计了反应堆启动辅助中子监测装置。在反应堆启动初期,通过在反射层内垂直孔道中增加中子监测装置,可解决堆外探测盲区的问题。通过反应堆启动试验验证了设计的合理性... 针对中国先进研究堆(CARR)反应堆启动过程中源量程探测器盲区的问题,设计了反应堆启动辅助中子监测装置。在反应堆启动初期,通过在反射层内垂直孔道中增加中子监测装置,可解决堆外探测盲区的问题。通过反应堆启动试验验证了设计的合理性,取得良好的试验效果。试验结果表明,在堆启动初期,堆外探测器无法探测到堆内中子的变化,本装置可实现连续中子探测,并完成与堆外探测器的量程衔接。本装置解决了探测器盲区的问题,为反应堆安全运行提供了保障。 展开更多

关键词 CARR 反应堆启动 核测量盲区 中子探测

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脉动流下棒束通道内流场与湍流特性的PIV实验研究 被引量：2

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作者 祁沛垚 郝思佳 +2 位作者 苏建科 邱枫 谭思超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第1期142-150,共9页

事故条件下路基核反应堆以及受到海洋条件附加惯性力影响的浮动核反应堆一回路冷却剂会处于非稳定流动状态,进而改变冷却剂的流动和传热特性,影响反应堆的安全运行。本文应用锁相粒子图像测速(PIV)以及折射率匹配技术分别对脉动流条件... 事故条件下路基核反应堆以及受到海洋条件附加惯性力影响的浮动核反应堆一回路冷却剂会处于非稳定流动状态,进而改变冷却剂的流动和传热特性,影响反应堆的安全运行。本文应用锁相粒子图像测速(PIV)以及折射率匹配技术分别对脉动流条件下有无定位格架棒束通道内瞬时速度进行了测量。实验结果表明:对于不带定位格架的棒束通道,加速使得靠近通道壁面附近流体速度变大,而靠近中心区域流体速度变小。此外湍流强度分量随流体加速而逐渐变小,随流体减速而逐渐增加。对于流向压力梯度驱动的周期性脉动流,横向脉动速度均方根分量u′滞后于流向脉动速度均方根分量v′,且二者都滞后于流速的变化;对于带定位格架的棒束通道,带有搅浑翼的定位格架强烈的交混作用极大地减小了流体加速度对棒束通道内速度分布和湍流强度带来的影响。实验结果有助于更加清晰地揭示脉动流在棒束通道中的作用机理。 展开更多

关键词 棒束通道 定位格架 脉动流 粒子图像测速 流场 湍流特性

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核设施安全监管分类阈值修订研究

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作者 彭海成 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2022年第4期368-373,共6页

对核设施安全监管分类阈值制订背景和所依据技术文件进行分析,重点研究所参考的美国能源部相关标准升版中主要考虑因素,及其对我国核设施分类阈值修订的适用性,并提出相关修订建议。

关键词 核设施 安全分类 阈值 修订

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探月工程同位素热源运输安全监管要求研究

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作者 张亮 韩国胜 刘彩霞 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2023年第S01期84-88,共5页

嫦娥四号任务中,我国首次采用国产同位素热源为航天工程提供能源。为确保任务安全实施,需要对其从研制到发射全过程进行安全监管,热源相关的放射性物质运输活动作为一种移动的放射性风险源尤其需要重视。本文从分析热源的放射性特性入手... 嫦娥四号任务中,我国首次采用国产同位素热源为航天工程提供能源。为确保任务安全实施,需要对其从研制到发射全过程进行安全监管,热源相关的放射性物质运输活动作为一种移动的放射性风险源尤其需要重视。本文从分析热源的放射性特性入手,通过调研国内外已有的核安全监管要求,特别是国际原子能机构、俄罗斯、美国的监管资料,对热源运输各监管环节进行拆解,筛选分析出适合我国同位素热源运输监管的具体要求,并运用于热源核安全监管的实践中。 展开更多

关键词 同位素热源 运输 安全监管

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非压水反应堆一种安全分级方法研究

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作者 孙微 张小伟 +1 位作者 孙德泉 吴园园 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第5期1146-1151,共6页

物项的安全分级是核反应堆安全设计的基础和重要内容。考虑到反应堆各系统和设备对于核安全的重要程度不完全相同,设计中根据其承担的安全功能以及失效后果对反应堆建(构)筑物、系统和设备进行安全分级。随着我国核能科研和工程领域的发... 物项的安全分级是核反应堆安全设计的基础和重要内容。考虑到反应堆各系统和设备对于核安全的重要程度不完全相同,设计中根据其承担的安全功能以及失效后果对反应堆建(构)筑物、系统和设备进行安全分级。随着我国核能科研和工程领域的发展,出现了多种类型的反应堆,其运行参数及系统设计与常规压水堆核电厂有很大区别,我国现有的针对压水堆制定的分级方法无法很好地适用于这类反应堆,导致了其安全分级存在一定困难。本文在分析现行HAD102/03和IAEA SSG-30物项分级方法的基础上,对SSG-30分级方法的思想和过程进行分析,并采用SSG-30的物项分级方法对典型池式反应堆进行安全分级,总结该方法在非常规压水堆上的应用特点,为此类型反应堆的物项分级提供指导。 展开更多

关键词 非压水反应堆 安全分级 SSG-30

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