放射性裂变产物由燃料芯块释放到一回路的影响因素研究

采用PROFIP5程序分析燃料棒线功率密度、衰变常数和破口尺寸等对放射性裂变产物释放的影响。结果表明:当燃料棒中心温度低于1000℃时,裂变产物的释放份额与燃料棒温度无关;当燃料棒中心温度高于1000℃时,燃料棒温度越高,裂变产物的释放份额越大;燃料棒线功率密度越高,衰变常数对释放份额的影响越明显。

10MW高温气冷实验堆乏燃料元件贮存中放射性裂变产物的安全分析

高温气冷堆乏燃料元件的放射性裂变产物绝大部分滞留在燃料元件中。10MW高温气冷实验堆在设计寿命内将卸出约9万个乏燃料元件，其放射性裂变产物的活度高达1.9×1017Bq，因此正确实施乏燃料元件的贮存，减少放射性裂变产物向环境中释放和进行有效的屏蔽是极其重要的。本文根据乏燃料元件中放射性裂变产物的计算结果和德国高温气冷堆乏燃料元件贮存的经验．对我国10MW高温气冷堆乏燃料元件贮存中放射性裂变产物进行了安全分析。

核事故时所致粮菜水放射性污染大样品监测方法的研究

本文利用核爆炸事件，建立了一种大样品监测方法，该方法主要用于核事故时对沾染区内的粮食、蔬菜和饮用水进行放射性污染程度的监测，以便尽快知道沾染区内的粮食、蔬菜和饮用水是否可以食用。大样品监测方法取样量大（２７～１９２ｋｇ），其代表性好，所得结果最大综合标准差不超过６０％，最低可测限为（３．７～１２．２）×１０４Ｂｑ·ｋｇ－１（或Ｌ－１）。本文研究结果为核事故应急处理提供了一种简便快速的监测方法。

事故工况下核电厂安全壳内放射性气溶胶电荷分布研究

核电厂发生严重事故后,在安全壳内形成大量的放射性裂变产物气溶胶。由于核电厂气溶胶放射性这一特殊性,放射性核素的衰变过程及衰变粒子与周围介质的相互作用过程会使得气溶胶粒子带电。同种电荷及不同电荷之间的相互作用,可能会影响气溶胶粒子的输运过程。然而,目前的核电厂源项评估过程中忽略了电荷对气溶胶输运过程的影响。考虑到放射性气溶胶所带电荷量及电荷分布是后续实验研究电荷对气溶胶输运影响的基础,本文研究了放射性气溶胶的放电机理,编写电荷分布及电荷量求解程序,并对计算过程进行了实验验证,最终得到了典型核电厂严重事故工况下安全壳内气溶胶所带的电荷量及电荷分布。结果表明:在核电厂事故条件下安全壳内的气溶胶整体带负电荷;对于典型粒径的气溶胶(0.1,5)μm,对应的电荷区间为(0,-25);电荷量随粒径的增大而增加;气溶胶粒子电荷呈正态分布。

一种崭新的去除放射性废物的方法

【德国《法兰克福汇报》1991年9月11日报道】多年来,人们常常提出是否有可能去除核反应堆中所产生的放射性同位素的问题。因为最终贮存本身具有一定的风险——首先是对不了解最终贮存库址的后代人而言。洛斯阿拉莫斯国家研究所的科学家已研究出一种方案,它能显著降低放射性废物的放射性强度,并至少可去除大多数的长寿命放射性同位素。经过一代人的时间。

秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故源项研究

利用MELCOR程序分析秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故进程中放射性裂变产物的行为,研究不同性质的裂变产物各自的释放、迁移和最终分布状况。同时计算了向环境释放的源项。这些数据可用于事故的厂外后果评价。

蛭石在低放裂变废水处理中的应用

一、裂变废液从何而来在原子反应堆内,核燃料铀-235(U235)或铀-238(U238)、铀-233(U233)、钚-239(Pu239)受中子轰击产生可控的裂变链反应,从而根据需要,采用不同的方式应用裂变所释放的大量能量。核裂变的结果产生几百种半衰期长短不同的放射性裂变产物,其中有些裂变产物如氙-135(Xe135)、钐-149,151(Sm149,151)、钆-155,157(Gd155,157)、铯-133,135(Cs133,135)、镉-113(Cd113)等,对中子的俘获截面很大,这样就会影响反应堆的正常运转,因此经一定时间后,就必须及时将铀棒进行化学处理,将裂变产物分离出来,使核燃料能继续循环使用。随核动力事业的迅速发展,热铀后处理工厂及有关生产和科研部门产生的不同水平的裂变废液日益增多。

应用MELCOR对FPT1棒束失效过程的模拟分析

应用MELCOR1.8.6程序对严重事故试验PHEBUS-FPT1进行了模拟分析。通过对棒束毁损过程中涉及的燃料棒过热、锆水反应、裂变产物释放和迁移、燃料熔融坍塌等现象和机理的建模计算,得到的结果和趋势与试验测量值进行了比较分析。分析结果表明:计算得到的棒束失效过程中发生重要事件与试验值较吻合;表征严重事故过程的重要现象——锆水反应所产生的氢气趋势,计算值与试验值比较一致;棒束栅元单一控制体划分,会使得计算得到的燃料峰值温度等表征严重事故来临时间晚于试验值;用CORSOR-M模型预测得到的大部分裂变产物核素释放总量要低于试验测量值,并且该模型较高的估计了氧化热对Xe、CsI、、Te等易挥发核素释放的影响。

浅谈守卫部队的防核泄漏卫勤防护

浅谈守卫部队的防核泄漏卫勤防护武警浙江总队嘉兴市支队卫生队马江林（嘉兴３１４００１）武警部队作为守卫秦山核电站这一重点目标的骨干力量，担负着站区的安全保卫任务。在卫勤防护方面要求守卫人员了解目标的特殊性，掌握核意外的可能情况，有针对性地进行防核泄漏的...

反应堆坑置:为核电增设第四道安全屏障

核安全是核电应用的先决条件。一般说来，人们为了保证核电安全，在放射性裂变产物与环境之间会设置三道屏障：第一道屏障是燃料元件的芯块和包壳，芯块一般由核裂变元素（如铀－235）与陶瓷材料混合烧结而成的耐高温圆柱体或多边形柱体构成，

波音核聚变驱动飞机引擎获得美国专利

2015年6月30日,美国专利和商标局批准了波音公司提交的核聚变驱动飞机引擎的专利申请。核聚变驱动引擎与传统引擎不同的是,波音研发的这种引擎使用激光促使氘和氚靶丸发生聚变反应,从而为飞机提供推动力,其原理如图1所示。

10MW高温气冷堆乏燃料元件的贮存及其安全分析

10 MW高温气冷堆 (HTR- 10 )在设计寿命内共卸出约 9万个乏燃料元件 ,其放射性裂变产物的活度高达 1.0× 10 1 6Bq,必须妥善处置。HTR- 10乏燃料元件卸在密封和屏蔽的容器中 ,每个容器可以接受 2 0 0 0个乏燃料元件 ,这些容器固定在反应堆建筑物的最底层的混凝土井内 ,在贮存库内采取通风冷却。文中对放射性核素释放 ,临界安全和辐射屏蔽等方面进行了分析 。

西方的忧虑:原苏联、东欧的老式核电站

在今年7月西方七国首脑会议上,原苏联东欧地区老式核电站的安全问题成为一个主要议题,会议通过的宣言指出:苏式核电站的安全使人十分担心,应当为加强这些核电站的安全性做出特殊的努力。惨痛教训记忆犹新1986年4月26日,前苏联乌克兰境内的切尔诺贝利核电站4号机组发生了世界核电史上最严重的泄漏事故。

大型复杂激光器产业化项目

项目背景利用激光惯性约束核聚变（ICF）是国际科学界公认的实现可控核聚变最有前景的技术手段。ICF是超短超强激光使氘氚直接发生热核聚变反应,不产生放射性裂变产物,因而无核辐射危害。从长远看,它可以应用核能发电,建造真正安全清洁的＂聚变能电站＂。因此20世纪90年代起,美、俄、法、日、英以及印度等各大国家都在不惜代价发展自己的相关装置。