高温气冷堆蒸汽发生器中的石墨粉尘沉积 被引量：7

1

作者 郭丽潇 梁栋 +4 位作者 王秀娟 邓少刚 周大为 张宇航 梁宇 《中国粉体技术》 CAS CSCD 2019年第2期47-53,共7页

为了研究高温气冷堆内石墨粉尘沉积行为,通过构建氦气实验回路,设计蒸汽发生器封头及换热单元模拟件,研究氦气载带的石墨粉尘在高温气冷堆蒸汽发生器内特征结构处的沉积情况,分析不同流量和温度下蒸汽发生器底部和蒸汽发生器换热单元的... 为了研究高温气冷堆内石墨粉尘沉积行为,通过构建氦气实验回路,设计蒸汽发生器封头及换热单元模拟件,研究氦气载带的石墨粉尘在高温气冷堆蒸汽发生器内特征结构处的沉积情况,分析不同流量和温度下蒸汽发生器底部和蒸汽发生器换热单元的石墨粉尘沉积量与沉积分布。结果表明:蒸汽发生器人孔处会有大量的石墨粉尘残留;蒸汽发生器换热单元下部沉积大于上部,经估算,单个换热单元内饱和沉积量约为222. 6 g。 展开更多

关键词 高温气冷堆 石墨粉尘 沉积实验 蒸汽发生器

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合肥国家同步辐射实验室的辐射防护控制系统 被引量：4

2

作者 李裕熊 李珏忻 宁欣全 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 1990年第3期161-167,共7页

本文简要介绍了合肥国家同步辐射实验室辐射防护控制系统的设计原则、建造及初步的运行情况。该系统由三部分组成:人身辐射安全联锁系统;环境辐射自动连续监测系统;工作场所监测的数据记录和管理系统。两年来的运行实践表明,该系统设计... 本文简要介绍了合肥国家同步辐射实验室辐射防护控制系统的设计原则、建造及初步的运行情况。该系统由三部分组成:人身辐射安全联锁系统;环境辐射自动连续监测系统;工作场所监测的数据记录和管理系统。两年来的运行实践表明,该系统设计合理,运行可靠,灵敏度高,还具有较高的自动化程度。 展开更多

关键词 辐射 防护 控制系统 监测 实验室

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地下核试验近场水热运移数值模拟 被引量：4

3

作者 包敏 王群书 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第8期1445-1449,共5页

根据内华达核试验场的一次地下核试验CHESHIRE的核爆破坏区情况和围岩水文地质信息,采用FEFLOW程序对试验的近场空间区域进行水热运移数值模拟,计算了空腔内熔岩玻璃体的温度下降曲线,计算结果与CHESHIRE现场温度测量结果相符。模拟结... 根据内华达核试验场的一次地下核试验CHESHIRE的核爆破坏区情况和围岩水文地质信息,采用FEFLOW程序对试验的近场空间区域进行水热运移数值模拟,计算了空腔内熔岩玻璃体的温度下降曲线,计算结果与CHESHIRE现场温度测量结果相符。模拟结果表明,熔岩玻璃体的降温近似服从指数衰减规律,地下水对流散热是影响熔岩玻璃体降温的主要因素。 展开更多

关键词 地下核试验 水热运移 FEFLOW

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富勒烯单大环多胺衍生物对辐射引起小鼠急性肝损伤的保护作用研究 被引量：1

4

作者 陈琪萍 何佳恒 +3 位作者 王关全 罗顺忠 马宗平 刘国平 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第8期17-22,共6页

以X射线照射为自由基生成诱因建立了自由基损伤的线粒体模型,考察了具有潜在促排作用的富勒烯单大环多胺衍生物(CA)对射线引起的肝线粒体损伤的保护作用。实验结果表明,辐照可产生很强的自由基,使线粒体氧化受损,表现为线粒体肿胀,发生... 以X射线照射为自由基生成诱因建立了自由基损伤的线粒体模型,考察了具有潜在促排作用的富勒烯单大环多胺衍生物(CA)对射线引起的肝线粒体损伤的保护作用。实验结果表明,辐照可产生很强的自由基,使线粒体氧化受损,表现为线粒体肿胀,发生脂质过氧化反应,产生脂质过氧化物——丙二醛等物质,加入富勒烯单大环多胺衍生物可明显减少受损伤的线粒体肿胀及脂质过氧化物的形成,从而维护线粒体结构和功能的完整性。 展开更多

关键词 富勒烯 线粒体 X射线 自由基

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熔岩玻璃体核素衰变热功率的计算 被引量：1

5

作者 包敏 王群书 +2 位作者 师全林 解峰 王武尚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第4期577-582,共6页

温度是影响熔岩玻璃体溶解速度的关键因素,为此,本文计算了核试验后10~300 000d内熔岩玻璃体中核素衰变热功率,评估了核素衰变热功率对熔岩玻璃体的温度和溶解速度的影响程度。采用了国际原子能机构给出的100kt TNT当量地下核试验产生... 温度是影响熔岩玻璃体溶解速度的关键因素,为此,本文计算了核试验后10~300 000d内熔岩玻璃体中核素衰变热功率,评估了核素衰变热功率对熔岩玻璃体的温度和溶解速度的影响程度。采用了国际原子能机构给出的100kt TNT当量地下核试验产生的、半衰期大于1a的放射性核素含量,利用其中裂变产物核素137 Cs的含量推算累积裂变产额大于0.1%、半衰期为1d^1a的短寿命裂变产物核素的含量。分析了各核素的放射性衰变特点,采用ENDF/BⅦ库中核素衰变辐射的平均α能量、平均电子能量和平均电磁辐射能量计算各核素在熔岩玻璃体内因衰变而沉积的能量。计算结果表明:核素衰变热功率呈分段幂函数衰减;在10~2 000d、2 000~60 000d和60 000d之后的时段内,衰变热功率分别主要源于短寿命裂变产物核素、长寿命裂变产物核素和锕系元素。核素衰变热功率对熔岩玻璃体的温度和溶解速度的影响不大,1 000d后影响非常小。 展开更多

关键词 熔岩玻璃体 核素 衰变热功率 温度

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核与辐射恐怖事件及其应对策略 被引量：21

6

作者 王善强 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2004年第1期97-103,共7页

使用大规模杀伤性武器的"超级恐怖主义",已成为当代国际社会面临的现实威胁。核与辐射恐怖事件引起放射性物质的释放,将导致人员伤亡和心理恐慌,从而破坏国家公务、民众生活、社会安定与经济发展,它给人类社会造成危害和影响... 使用大规模杀伤性武器的"超级恐怖主义",已成为当代国际社会面临的现实威胁。核与辐射恐怖事件引起放射性物质的释放,将导致人员伤亡和心理恐慌,从而破坏国家公务、民众生活、社会安定与经济发展,它给人类社会造成危害和影响极大,引起世人关注。分析了核与辐射恐怖事件的可能发生方式与危害,以核与辐射恐怖事件的三大类别与典型情景为背景,提出了核与辐射恐怖事件的应对策略。 展开更多

关键词 放射性 恐怖事件 核应急 辐射监测 清污

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核与辐射恐怖袭击事件源项估算 被引量：1

7

作者 付广智 刘军锋 +1 位作者 何彬 章喜喜 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2006年第6期723-725,716,共4页

核与辐射恐怖袭击事件一旦发生,如果对释放到环境中放射性核素的种类和数量等信息不清楚,将很难对其所造成的后果做出较为合理的评价,对应急决策指挥和防护行动的实施造成一定困难。叙述了核与辐射恐怖袭击事件后果的严重性,指出核与辐... 核与辐射恐怖袭击事件一旦发生,如果对释放到环境中放射性核素的种类和数量等信息不清楚,将很难对其所造成的后果做出较为合理的评价,对应急决策指挥和防护行动的实施造成一定困难。叙述了核与辐射恐怖袭击事件后果的严重性,指出核与辐射恐怖袭击的放射性危害以长寿命α气溶胶为主,化学危害以极毒的放射性核素为主。建立了一种源项分析方法,利用该方法对一模拟的放射性分散装置模型爆炸后的源项进行了估算,给出了释放核素的类型和释放量。 展开更多

关键词 核与辐射恐怖袭击事件 源项 “脏弹”

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移动式屏蔽检查热室辐射防护解决方案 被引量：2

8

作者 张志鹏 苟家元 +4 位作者 孙宇 刘艳芳 吴耀 黄聪 金涛 《科学技术创新》 2020年第7期1-3,共3页

移动式屏蔽检查热室可模块化地拆卸、运输、组装并实现简单检查功能,具备了较好的机动性和灵活性。但同时,由于要兼顾机动性和灵活性,带来了辐射防护工作实施的一系列新问题。为解决相关问题,本文在参考现有核设施辐射防护体系建设标准... 移动式屏蔽检查热室可模块化地拆卸、运输、组装并实现简单检查功能,具备了较好的机动性和灵活性。但同时,由于要兼顾机动性和灵活性,带来了辐射防护工作实施的一系列新问题。为解决相关问题,本文在参考现有核设施辐射防护体系建设标准的基础上,梳理了移动式屏蔽检查热室辐射防护剂量限制体系,开展了移动式屏蔽检查热室辐射防护解决方案研究,从源项及屏蔽、通排风、辐射分区及管理、辐射监测、事故处理等要素进行了相关细化考虑。 展开更多

关键词 移动 热室 辐射防护

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熔岩玻璃体核素^(90)Sr和^(239)Pu释放量的计算 被引量：1

9

作者 包敏 王群书 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2013年第3期151-157,共7页

基于全等、均匀体分布的玻璃小球模型,推导了熔岩玻璃体中核素溶解释放率的数学计算公式,参考利佛莫尔实验室测量的玻璃溶解速度估算花岗岩介质熔岩玻璃体在25℃条件下的溶解速度下限为5.04×10-7g/(m2.d),上限为1.42×10-4g/(m... 基于全等、均匀体分布的玻璃小球模型,推导了熔岩玻璃体中核素溶解释放率的数学计算公式,参考利佛莫尔实验室测量的玻璃溶解速度估算花岗岩介质熔岩玻璃体在25℃条件下的溶解速度下限为5.04×10-7g/(m2.d),上限为1.42×10-4g/(m2.d)。计算了核素90Sr和239Pu的溶解释放率和释放份额,结果表明:熔岩玻璃体在高温阶段的核素释放率比环境温度时高出4～5个数量级,大部分核素释放量发生在这个阶段。核素90Sr的释放份额介于0.3%～65%之间,核素239Pu的释放份额介于0.5%～82%之间。温度、玻璃溶解速度和反应性比表面积是影响核素释放的关键因素。 展开更多

关键词 熔岩玻璃体 温度 释放率 释放份额

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《国际核和辐射事件分级表》简介 被引量：2

10

作者 叶常青 袁龙 《中国辐射卫生》 2012年第3期312-314,共3页

2011年3月11日日本福岛第一核电站发生核事故后，次日日本经济产业省原子能安全保安院按《国际核和辐射事件分级表》（简称INES）将此次事故初步定为4级。3月18日上调至5级，相当于1979年美国三哩岛核电站事故的等级。

关键词 核和辐射 国际 核事故 核电站 原子能

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兰州重离子研究装置(HIRFL)的辐射防护 被引量：1

11

作者 郑华智 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 1993年第5期331-336,共6页

本文介绍了兰州重离子研究装置(HIRFL)的辐射防护概况。分五个部分:(1)装置概况;(2)辐射发射率;(3)辐射屏蔽;(4)感生放射性及其对环境的影响;(5)区域监测及安全系统。

关键词 重离子装置 辐射防护 加速器 HIRFL

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放射性同位素实验室的安全管理 被引量：4

12

作者 徐继革 李建民 《中国现代教育装备》 2003年第9期19-21,共3页

目前,我国的放射性物质及辐射技术已经在医疗卫生、教学科研和工农业等领域广泛利用,由于放射物对人身和环境存在一定的危险性,所以必须进行科学管理,否则就会给社会带来危害,给操作者和公众的身体健康带来损害,乃至造成社会恐慌。

关键词 放射性同位素实验室 安全管理 规章制度 学校实验室 技术防范 安全检查

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陶瓷级二氧化铀的脱氟动力学

13

作者 宋正孝 谌竟清 +2 位作者 牛文泰 谢振风 葛庆仁 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1996年第2期189-192,153,共5页

陶瓷级二氧化铀的脱氟动力学宋正孝，谌竟清，牛文泰，谢振风，葛庆仁（天津大学）关键词二氧化铀，脱氟动力学１前言核动力堆所需的陶瓷级二氧化铀通常以六氟化铀为起始原料，在其一系列的转化加工过程中，其中间产物及最终产品不可避... 陶瓷级二氧化铀的脱氟动力学宋正孝，谌竟清，牛文泰，谢振风，葛庆仁（天津大学）关键词二氧化铀，脱氟动力学１前言核动力堆所需的陶瓷级二氧化铀通常以六氟化铀为起始原料，在其一系列的转化加工过程中，其中间产物及最终产品不可避免地要带有一定量的残留氟。这些残留... 展开更多

关键词 陶瓷级二氧化铀 脱氟动力学 烧结性能 反应堆 核安全

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中子辐射对P型HPGe探测器的影响

14

作者 张子良 张建勇 +3 位作者 姜小盼 秦秀波 王宝义 侯新生 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2010年第4期577-580,共4页

采用钚碳源(PuC)来刻度HPGe探测器,通过实验结果分析,探讨了快中子对HPGe探测器的损伤的影响以及石蜡材料对屏蔽中子的效应;研究了中子能量注量对P型高纯锗探测器HPGe的能量分辨率的影响,以及其能量分辨率随屏蔽材料厚度的变化关系。

关键词 中子损伤 P型HPGe 中子注量 能量分辨率

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沉降放射性粒子的活度-粒径累计份额计算

15

作者 商建波 师全林 +5 位作者 王群书 白涛 刘杰 代义华 李谋 钟振原 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第4期35-40,共6页

根据美国Small Boy试验的近场远爆心区域(Off-site)剂量场分布图,计算了不同区域内沉降至地面的放射性活度累积份额,结合动力学沉降预报程序给出的不同粒径粒子落地范围,计算得到了不同放射性活度累积份额下的粒子粒径下限。结果表明,... 根据美国Small Boy试验的近场远爆心区域(Off-site)剂量场分布图,计算了不同区域内沉降至地面的放射性活度累积份额,结合动力学沉降预报程序给出的不同粒径粒子落地范围,计算得到了不同放射性活度累积份额下的粒子粒径下限。结果表明,试验产生的百微米以上粒径的粒子携带的放射性活度份额约为Bridgeman方程估算结果的86%。本方法可以扩展至不同爆高的地面爆炸场景,分析其近区沉降物的放射性份额,对于优化放射性沉降预报程序具有一定价值;对于发展分凝模型、分析放射性物质在各种粒子中的分布规律等具有重要意义。 展开更多

关键词 放射性沉降 剂量场 累积放射性活度一粒径分布

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同位素热源热冲击入水试验方法

16

作者 王易君 胡宇鹏 +5 位作者 鲁亮 向延华 张怡晨 朱长春 唐显 胡绍全 《装备环境工程》 CAS 2021年第5期49-54,共6页

目的针对空间同位素热源异常事故场景入水过程的热冲击安全性问题,研究热冲击入水试验方法。方法通过对同位素热源入水事故场景分析,基于热边界等效、热量等效原则,研究空间同位素热源热冲击入水的试验条件和方法,明确试验样品的加载温... 目的针对空间同位素热源异常事故场景入水过程的热冲击安全性问题,研究热冲击入水试验方法。方法通过对同位素热源入水事故场景分析,基于热边界等效、热量等效原则,研究空间同位素热源热冲击入水的试验条件和方法,明确试验样品的加载温度、人工海水体积、浓度、温度以及试验转移时间等,提出热冲击入水试验流程和试验装置要求。结果样品的加载温度为空间同位素热源的运行温度,人工海水需要完全淹没样品,且体积在样品的20倍以上,人工海水的温度以10~30℃为宜,热冲击入水试验样品转移时间小于1 min。结论建立的热冲击入水方法可对同位素热源的安全性评估提供支撑,也可供其他产品的热冲击入水评估提供参考。 展开更多

关键词 深空探测 同位素热源 核安全 热冲击 温度冲击 入水 试验方法

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熔岩玻璃体内放射性核素衰变热的计算

17

作者 包敏 王群书 +2 位作者 师全林 解峰 王武尚 《现代应用物理》 2013年第2期-,共7页

计算了核试验后10～4×106 d时间内熔岩内核素衰变产生的热功率,评估了核素衰变热对熔岩温度的影响.采用国际原子能机构给出的100 kt TNT当量地下核试验产生的半衰期大于1 a的放射性核素含量,利用其中裂变产物核素137Cs的含量推算... 计算了核试验后10～4×106 d时间内熔岩内核素衰变产生的热功率,评估了核素衰变热对熔岩温度的影响.采用国际原子能机构给出的100 kt TNT当量地下核试验产生的半衰期大于1 a的放射性核素含量,利用其中裂变产物核素137Cs的含量推算出累积裂变产额大于1‰,半衰期1d～1a的短寿命裂变产物核素的含量.分析了各核素的放射性衰变特点,采用美国ENDF/BⅦ库中核素衰变辐射的平均α能量、平均电子能量和平均电磁辐射能量,计算各核素在熔岩玻璃体内因衰变而沉积的能量.计算结果表明:熔岩内核素衰变热功率呈分段幂函数衰减;在10～2×103 d、2×103～6×104 d和6×104 d之后的时段内,衰变热功率分别主要源于短寿命裂变产物核素、长寿命裂变产物核素和锕系元素.核素衰变热对熔岩温度和玻璃体溶解速度的影响程度不大,1 000 d后影响就非常小了. 展开更多

关键词 地下核试验 熔岩玻璃体 核素 衰变热 热功率

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异常环境下要害系统确信安全评估方法

18

作者 谢朝阳 刘平 +2 位作者 何倩云 蒋华兵 李明海 《装备环境工程》 CAS 2021年第5期6-10,共5页

目的获得异常环境下的要害系统确信安全评估(PLOAS)建立评估方法和技术框架,为要害系统安全性设计和安全防护决策提供科学支撑。方法基于要害系统在异常环境条件下结构响应行为机制,以表征安全性的响应特征参数为对象,融合试验、数值仿... 目的获得异常环境下的要害系统确信安全评估(PLOAS)建立评估方法和技术框架,为要害系统安全性设计和安全防护决策提供科学支撑。方法基于要害系统在异常环境条件下结构响应行为机制,以表征安全性的响应特征参数为对象,融合试验、数值仿真等技术手段以及代理模型构建等不确定性分析方法,通过定量计算安全特征参数未达到失效阈值的概率,建立通用的确信安全评估方法和技术流程。结果针对单特征参数系统、隔离-失能系统以及多特征参数系统,分别提出了PLOAS的定义。并以高压容器作为工程案例,实现了火烧环境下高压容器的确信安全评估。结论建立的确信安全评估方法技术流程兼顾了系统安全物理特性与统计特点,对于高安全性要求的要害系统安全风险评估具有较好的适用性和推广性。 展开更多

关键词 要害系统 异常环境 不确定性分析 确信安全失效概率

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某核燃料组件组装生产线正常运行时辐射防护效果评价

19

作者 文湘闽 刘忠恕 +2 位作者 贺良国 廖向东 王茜 《中国辐射卫生》 2011年第2期176-177,共2页

目的对核燃料组件组装生产线正常运行时辐射防护效果进行评价。方法通过对某压水堆核燃料组件组装生产线工作场所的γ剂量率、α放射性表面污染平均水平、α放射性气溶胶浓度的检测,结合对生产线工作场所辐射水平及作业人员个人受照剂... 目的对核燃料组件组装生产线正常运行时辐射防护效果进行评价。方法通过对某压水堆核燃料组件组装生产线工作场所的γ剂量率、α放射性表面污染平均水平、α放射性气溶胶浓度的检测,结合对生产线工作场所辐射水平及作业人员个人受照剂量的估算结果,与国家相关标准比较。结果在正常运行时,作业场所的放射性水平符合《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》GB18871-2002和《铀加工与燃料制造设施辐射防护规定》(EJ1056-2005)的要求;工作人员受到最大照射剂量当量为1.66mSv/a。低于该项目的设定的评价目标值(2mSv)。结论该核燃料组件组装生产线正常运行时辐射防护效果符合国家相关标准和规范的要求,不会对工作人员的身体造成有意义的辐射危害。 展开更多

关键词 核燃料 组件组装 辐射 职业危害

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核技术利用项目环评文件技术审评要点探讨

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作者 王晓涛 陈栋梁 《中国辐射卫生》 2012年第3期322-324,共3页

目的通过技术审评严格把关,提高核技术利用项目环评文件的质量,进而提高辐射安全水平。方法介绍了核技术利用项目环评文件技术审评流程,结合环评文件应包括的主要内容分析审评中应关注的要点。结果要重点关注项目概况、环境保护目标与... 目的通过技术审评严格把关,提高核技术利用项目环评文件的质量,进而提高辐射安全水平。方法介绍了核技术利用项目环评文件技术审评流程,结合环评文件应包括的主要内容分析审评中应关注的要点。结果要重点关注项目概况、环境保护目标与剂量约束值、辐射防护与安全措施、环境影响分析、辐射安全管理、公众参与等6个方面的内容。结论必须提高环评文件技术审评质量。 展开更多

关键词 核技术 环境影响评价 技术审评

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