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49-2游泳池反应堆辐照生产^(90)Y的可行性研究
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作者 左亚杰 陈晓亮 +3 位作者 张宇 张伟坚 王硕 陈效先 《同位素》 CAS 2023年第3期279-284,共6页
^(90)Y是一种较理想的治疗用放射性核素,其标记的放射性药物被广泛用于多种癌症的诊断和治疗。49-2游泳池反应堆(简称49-2堆)是放射性同位素生产的优良平台,为验证49-2堆辐照生产^(90)Y同位素的可行性,利用蒙特卡罗程序MCNP6(Monte Carl... ^(90)Y是一种较理想的治疗用放射性核素,其标记的放射性药物被广泛用于多种癌症的诊断和治疗。49-2游泳池反应堆(简称49-2堆)是放射性同位素生产的优良平台,为验证49-2堆辐照生产^(90)Y同位素的可行性,利用蒙特卡罗程序MCNP6(Monte Carlo N-particle 6)与SCALE6.1程序,计算在49-2堆芯内E8、H8、D10三个典型位置处辐照高纯氧化钇(Y 2O 3)靶生产放射性同位素^(90)Y的活度,并与H8位置的辐照实验结果进行对比。理论计算结果表明:E8孔道是最佳辐照位置,孔道平均中子通量密度为1.09×1014 n/(cm-2·s);E8、H8孔道可生产高比活度的^(90)Y(>10 Ci/g),所需辐照时间分别为2、6 d;辐照产生的放射性同位素^(90)Y中杂质核素含量较低(<105)。与49-2堆内H8孔道处^(90)Y辐照实验结果对比,偏差为4.02%。以上结果表明,利用49-2堆辐照高纯Y 2O 3靶可生产满足医用标准的^(90)Y同位素。 展开更多
关键词 游泳池反应堆 同位素生产 ^(90)Y
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制约49-2游泳池式反应堆寿期的关键硬件因素分析及应对措施 被引量:3
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作者 张亚东 郭玥 +2 位作者 杨笑 王一唯 王占文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B12期547-551,共5页
49-2游泳池式反应堆(简称49-2堆)已运行多年,运行安全是决定49-2堆寿命的最重要因素。本工作对制约49-2堆寿期的硬件因素进行分析,如池体混凝土老化、铝质池壁腐蚀、一次水管道腐蚀、石墨箱及石墨盒肿胀等,提出相应的监督、预防和维护... 49-2游泳池式反应堆(简称49-2堆)已运行多年,运行安全是决定49-2堆寿命的最重要因素。本工作对制约49-2堆寿期的硬件因素进行分析,如池体混凝土老化、铝质池壁腐蚀、一次水管道腐蚀、石墨箱及石墨盒肿胀等,提出相应的监督、预防和维护等措施。结果表明,堆主体等在8度地震下安全,千年一遇洪水叠加溃坝的水位下反应堆安全,一次水管线和堆水池的腐蚀等老化情况可接受,因此49-2堆可继续安全运行。 展开更多
关键词 492游泳池式反应堆 寿期 老化 腐蚀
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49-2游泳池式反应堆超设计基准事故的筛选与分析 被引量:2
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作者 张亚东 郭玥 +1 位作者 吴园园 邹耀 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第8期1405-1409,共5页
为保证49-2游泳池式反应堆在超寿期下的安全运行,需进行超设计基准事故分析。由于难以采用概率安全评价(PSA)方法进行分析,所以本文无条件假设最严重事故来得到一保守结果。主要分析了全厂断电下未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)、水平孔... 为保证49-2游泳池式反应堆在超寿期下的安全运行,需进行超设计基准事故分析。由于难以采用概率安全评价(PSA)方法进行分析,所以本文无条件假设最严重事故来得到一保守结果。主要分析了全厂断电下未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)、水平孔道断裂和停堆后堆芯完全裸露的事故,以及应急能力。结果表明:在全厂断电ATWS下堆芯是安全的;水平孔道断裂及其他因素造成失水时,只要2.5h内堆芯不裸露即可保证燃料元件不熔化;非能动破坏虹吸能力和多样的应急补水方式能保证堆芯不裸露。 展开更多
关键词 49-2游泳池式反应堆 超设计基准事故 未能紧急停堆的预期瞬变 堆芯完全裸露
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CARR乏燃料在49-2游泳池式反应堆使用的堆芯方案研究
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作者 张亚东 刘振华 +2 位作者 岳芷廷 冉怀昌 乔雅馨 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第4期682-688,共7页
49-2游泳池式反应堆(简称49-2堆)在我国研究堆领域有不可替代的优势。中国先进研究堆(CARR)的平均卸料燃耗仅有32%~33%,远低于燃料考验达到的最大燃耗71.8%,有继续使用的潜力。根据49-2堆各系统、应用需求和CARR乏燃料的特点,研究了CAR... 49-2游泳池式反应堆(简称49-2堆)在我国研究堆领域有不可替代的优势。中国先进研究堆(CARR)的平均卸料燃耗仅有32%~33%,远低于燃料考验达到的最大燃耗71.8%,有继续使用的潜力。根据49-2堆各系统、应用需求和CARR乏燃料的特点,研究了CARR乏燃料在49-2堆直接再使用的堆芯方案,计算了物理和热工参数,并进行了典型事故分析。结果表明:新设计的5 MW堆功率适中,满足反应性控制、温度、压力、温度系数、屏蔽等方面的安全要求;在主要的设计基准事故下堆芯是安全的;在中子注量率的大小和均匀性、辐照孔道有效长度、燃料温度、换料周期等方面优于现49-2堆,满足后续科研生产需求。 展开更多
关键词 中国先进研究堆 49-2游泳池式反应堆 乏燃料 反应堆设计 乏燃料直接再使用
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Intercalibration of international and domestic ^(40)Ar/^(39)Ar dating standards 被引量:7
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作者 WANG Fei HE Huaiyu +3 位作者 ZHU Rixiang SANG Haiqing WANG Yinglan YANG Liekun 《Science China Earth Sciences》 SCIE EI CAS 2006年第5期461-470,共10页
Four international standards,Ga1550,MMhb-1,Lp-6,Bern 4M,and one domesticstandard BT-1 have been intercalibrated.The repeated measurements on MMhb-1 with different massdemonstrate that MMhb-1 is inhomogeneous in age an... Four international standards,Ga1550,MMhb-1,Lp-6,Bern 4M,and one domesticstandard BT-1 have been intercalibrated.The repeated measurements on MMhb-1 with different massdemonstrate that MMhb-1 is inhomogeneous in age and its average age is 519.8 Ma.The results of Bern4M and Lp-6 reflect that they have an invariable value of^(40)Ar*/^(39)Ar_(k)(F)and the ages weobtained are consensus with their K-Ar age:Lp-6=127.7Ma;Bern 4M=18.2 Ma.Analyses of BT-1 agespectra,Ca/K and Cl/K spectra as well as inverse isochrons indicate that the sample is homogeneousand invariable and keeps close chemically,with its trapped argon isotope composition close to theatmosphere.The dating results show that age values are reproducible and steady,total fusion age,step-heating age,plateau age and isochron age are in accord with each other within the error range(2σ).Therefore,we recommend 28.7 Ma as the calibrated age of BT-1.We also discuss the variationin neutron flux gradients of Beijing 49-2 reactor.It was found that the neutron flux gradientvaries considerably,and more monitors(standard samples)are needed to fix the trend of variation.The coefficient of the 49-2 reactor that transfers the ratio of production rate of^(37)Ar_(Ca)/^(39)Ar_(K) into Ca/K ratio is 1.78.This is different from that reported earlier,2.0,which may be caused by the reconstruction of the reactor. 展开更多
关键词 ^(40)Ar/^(39)Ar dating standards INTERCALIBRATION 49-2 reactor
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