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Understanding Accelerator Driven System (ADS) Based Green Nuclear Energy: A Review
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作者 Mohammad Kamal Hossain Md. Abu Taher Mithun Kumar Das 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 2015年第4期287-302,共16页
This paper reflects the scopes of accelerator driven system (ADS) based nuclear energy, as a reliable source of electric energy generation, comparing to the other existing non-renewable and renewable sources. There ar... This paper reflects the scopes of accelerator driven system (ADS) based nuclear energy, as a reliable source of electric energy generation, comparing to the other existing non-renewable and renewable sources. There are different limitations in the use of every source of electric energy but in consideration of minimum environmental impact, exclusively inherently low greenhouse gas (GHG) emission, and also, high life time with maximum power production efficiency, nuclear would be the best choice. From this study it was found that several difficulties involved in the ADS based energy production, more specifically, difficulties regarding the target parameters, coding system, waste management, etc. Hence suggestions from this study points out that if it is possible to ensure more energy efficient production of enriched uranium, improved nuclear fuels and reactors that allow greater utilization, extended life times for nuclear power plants (NPPs) that reduce the need to build new facilities, improved coding system capable of minimizing the discrepancy between theoretical and experimental calculation of spallation products, improved data library with sufficiently available high energy nuclear data to perform a better coding analysis, and finally, considering the environmental safety if the disposal of the radioactive wastes could manage more effectively, nuclear energy would then play a significant role in minimizing future energy crisis worldwide as well as to save our loving green earth. 展开更多
关键词 Green Nuclear ENERGY SPALLATION accelerator driven system TRANSMUTATION of WASTES Sustainable ENERGY Development
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Criticality Search of an Accelerator Driven System Using the ANET Code
2
作者 Xenofontos Thalia Savva Panayiota +3 位作者 Melpomeni Varvayanni Jacques Maillard Jorge Silva Nicolas Catsaros 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 2021年第1期65-72,共8页
One of the most important safety parameters taken into consideration during the design and actual operation of a nuclear reactor is its control rods adjustment to reach criticality. Concerning the conventional nuclear... One of the most important safety parameters taken into consideration during the design and actual operation of a nuclear reactor is its control rods adjustment to reach criticality. Concerning the conventional nuclear systems, the specification of their rods’ position through the utilization of neutronics codes, deterministic or stochastic, is considered nowadays trivial. However, innovative nuclear reactor concepts such as the Accelerator Driven Systems require sophisticated simulation capabilities of the stochastic neutronics codes since they combine high energy physics, for the spallation-produced neutrons, with classical nuclear technology. ANET (Advanced Neutronics with Evolution and Thermal hydraulic feedback) is an under development stochastic neutronics code, able to cover the broad neutron energy spectrum involved in ADS systems and therefore capable of simulating conventional and hybrid nuclear reactors and calculating important reactor parameters. In this work, ANETS’s reliability to calculate the effective multiplication factor for three core configurations containing control rods of the Kyoto University Critical Assembly, an operating ADS, is examined. The ANET results successfully compare with results produced by well-established stochastic codes such as MCNP6.1. 展开更多
关键词 Monte Carlo Neutronics Analysis Code Validation accelerator driven systems
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5-12 New Research on Accelerator Driven Subcritical System Spallation Target
3
作者 Wang Huiqiao Yang Lei 《IMP & HIRFL Annual Report》 2014年第1期222-223,共2页
Nuclear power is a mature technology of clean energy, with the incomparable advantage of other energy sources toresolve conflicts in the fast-growing energy needs and environmental protection. A major issue of the dev... Nuclear power is a mature technology of clean energy, with the incomparable advantage of other energy sources toresolve conflicts in the fast-growing energy needs and environmental protection. A major issue of the development ofnuclear energy facing is the spent fuel deposal, especially the safe disposal of long-lived high-level radioactive waste.At present, accelerator-driven subcritical system (ADS), composed of a high energy proton accelerator, a spallationtarget and a subcritical reactor, is recognized as the most promising nuclear waste transmutation technology for itsexcellent safety, powerful transmutation ability and good neutron economy. Therefore, ADS is the most promisingtool transmuting large quantities of radioactive waste to reduce the risk of deep storage[1]. 展开更多
关键词 RESEARCH accelerator driven
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Seismic Isolation of Reactor Assembly for a Fixed Base Accelerator Driven System Reactor Building
4
作者 Bong Yoo Didier De Bruyn 《Journal of Civil Engineering and Architecture》 2016年第2期203-210,共8页
关键词 加速器驱动系统 隔震结构 反应器 反应堆装置 燃料组件 反应堆压力容器 应用程序 隔震技术
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Simulation of an Accelerator Driven Subcritical Core with Mixed Uranium-Thorium Fuel 被引量:1
5
作者 Ali Pazirandeh Laia Shirmohammadi 《World Journal of Engineering and Technology》 2015年第3期328-333,共6页
During recent years, a new generation of nuclear reactors, known as “Accelerator Driven Subcritical Reactors”, has been developed. One of the new application aspects for such reactors (besides transmutation of High ... During recent years, a new generation of nuclear reactors, known as “Accelerator Driven Subcritical Reactors”, has been developed. One of the new application aspects for such reactors (besides transmutation of High Level Waste and burning Minor Actinides) is usage of thorium as nuclear fuel. In this work a subcritical core in experimental scale is simulated by MCNPX code. The core contains two types of fuel assemblies: (85% ThO2 + 15% UO2) and MOX (U-Pu). In the first step, only the thorium-contained fuel assemblies are loaded into the core. Criticality calculations using MCNPX show that the keff is so low that the fuel assemblies cannot run the subcritical core. This implies that MOX (U-Pu) assemblies must be loaded as well. Neutronic parameters of the thorium- fueled Accelerator Driven Subcritical core are then calculated as well as some other parameters related to accelerator coupled with the core. The main objective of this simulation is to study the behavior of Accelerator Driven Subcritical core with thorium assemblies. 展开更多
关键词 accelerator driven SUBCRITICAL Reactor THORIUM MCNPX NEUTRONIC Calculation
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5-11 Incore Neutron Monitoring Techniques for Accelerator Driven Sub-critical Facility
6
作者 He Zhiyong Zhao Qiang +4 位作者 Zhang Xueyin Cui Wenjuan Xu Hushan Chen Zhiqiang Luo Yuxi 《IMP & HIRFL Annual Report》 2014年第1期221-222,共2页
In an accelerator driven sub-critical (ADS) facility, a sub-critical reactor is driven by an intense external neutronsource provided by an accelerator coupled to a spallation target. The real-time measurement of incor... In an accelerator driven sub-critical (ADS) facility, a sub-critical reactor is driven by an intense external neutronsource provided by an accelerator coupled to a spallation target. The real-time measurement of incore neutron fluxin an ADS facility is necessary for the commissioning measurements of the beams from the accelerator, for theroutine verification of control rod positions, and for the calibration of the excore power range nuclear instruments.In a commercial reactor used in nuclear industry, several incore neutron detectors are used commonly to measureradial neutron flux profile at different radial locations within the reactor core. In an ADS facility, we propose thatnot only radial neutron flux profile but also vertical flux profile should be measured at different locations, becausethe incore neutron flux is affected dramatically by the neutrons from the spallation target. 展开更多
关键词 TECHNIQUES accelerator driven
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面向任务的无人飞行器自组网OLSR协议
7
作者 陈立伟 简依雯 +2 位作者 王桐 欧阳敏 高山 《应用科技》 CAS 2024年第1期112-119,共8页
无人飞行器(unmanned aerial vehicle,UAV)自组网的路由研究多以性能指标出发、忽略无人飞行器网络的任务驱动性,与实际需求动态耦合弱、适用性不强。针对该问题基于无人飞行器多任务网络提出了面向任务的无人飞行器联盟组网架构,提出... 无人飞行器(unmanned aerial vehicle,UAV)自组网的路由研究多以性能指标出发、忽略无人飞行器网络的任务驱动性,与实际需求动态耦合弱、适用性不强。针对该问题基于无人飞行器多任务网络提出了面向任务的无人飞行器联盟组网架构,提出了无人飞行器联盟的任务自适应优化链路状态路由协议(task adaptive optimized link state routing,TA-OLSR)。基于模糊逻辑设计拓扑稳定度计算方法,利用拓扑稳定度实现TA-OLSR控制消息的自适应广播,同时结合稳定度设计新的多点中继选择策略。仿真结果表明,TA-OLSR算法能从宏观面向任务的角度出发,实现不同任务下的良好自适应性,提升数据包投递率,减少冗余信息传播,降低网络开销,有效提高整体网络性能。 展开更多
关键词 无人飞行器集群 自组网 任务驱动 联盟 动态探测 拓扑变化 自适应 路由协议
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基于混合驱动的分离罗拉运动轨迹规划研究
8
作者 张玉香 吕传硕 +1 位作者 杨淑启 王延蒙 《纺织器材》 2024年第4期6-10,共5页
针对当前棉精梳机分离接合机构运动输出特性固定、振动大等问题,分析棉精梳机分离罗拉分离接合工艺,确定分离罗拉运动的位移关键点位置,根据差动轮系的运动规律提出交替驱动和分段驱动2种动力分配方案,并采用三次样条曲线作为交替驱动... 针对当前棉精梳机分离接合机构运动输出特性固定、振动大等问题,分析棉精梳机分离罗拉分离接合工艺,确定分离罗拉运动的位移关键点位置,根据差动轮系的运动规律提出交替驱动和分段驱动2种动力分配方案,并采用三次样条曲线作为交替驱动位移曲线、S型加减速曲线作为分段驱动位移曲线,通过对比分析得到最佳分离罗拉运动轨迹。指出:当设定棉纤维长度为30 mm时,2种驱动方案均能满足分离接合要求;采用混合驱动机构对分离罗拉高速正反转运动进行分解,实现伺服电机混合驱动分离罗拉,其运动性能更佳。 展开更多
关键词 混合驱动 棉精梳机 分离罗拉 差动轮系 三次样条曲线 S型加减速曲线 分离接合
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ADS加速器束流瞬变分析程序开发 被引量:6
9
作者 于涛 李吉根 +3 位作者 凌球 史永谦 罗璋琳 戎永华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第2期124-127,共4页
加速器驱动的反应堆系统(ADS)中次临界堆芯的功率水平依靠强流质子轰击散裂靶产生的中子源来维持,质子束流的不稳定性将对次临界堆的功率水平产生影响,进而对ADS的安全性产生影响。本文研究了ADS系统束流瞬变事故特性,建立了相应的物理... 加速器驱动的反应堆系统(ADS)中次临界堆芯的功率水平依靠强流质子轰击散裂靶产生的中子源来维持,质子束流的不稳定性将对次临界堆的功率水平产生影响,进而对ADS的安全性产生影响。本文研究了ADS系统束流瞬变事故特性,建立了相应的物理数学模型,设计开发出具有较强针对性的用于ADS系统束流瞬变事故仿真软件——SIMULINK-ADS。并选取了典型的束流瞬变工况进行分析,通过与OECD/NEA和FZK Karlsruhe研究成果进行比较,验证了SIMULINK-ADS程序能够有效地计算和分析ADS束流瞬变次临界反应堆堆芯物理及热工响应。 展开更多
关键词 ads 束流瞬变 计算机仿真 SIMULINK-ads
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ADS注入器Ⅱ控制系统软件平台设计 被引量:10
10
作者 郭玉辉 于春蕾 +3 位作者 徐卫彬 罗冰峰 姜子运 刘海涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期704-707,共4页
加速器驱动的次临界系统(ADS)的强流质子加速器(ADS注入器Ⅱ)主要用于产生连续强流质子束,其控制系统需实现对现场加速器设备的远程参数调节和状态监测。整个控制系统基于分布式控制软件实验物理与工业控制系统(EPICS)架构设计。为实现... 加速器驱动的次临界系统(ADS)的强流质子加速器(ADS注入器Ⅱ)主要用于产生连续强流质子束,其控制系统需实现对现场加速器设备的远程参数调节和状态监测。整个控制系统基于分布式控制软件实验物理与工业控制系统(EPICS)架构设计。为实现各子系统软件开发平台之间的数据共享和信息通信,基于EPICS软件架构,采用共享内存、通道访问接口软件、CA Lab等多种方法实现各系统间的数据透明访问,提高了上层控制软件的远程诊断和集成控制能力。结果表明:整个软件平台运行可靠、稳定,完全满足目前注入器Ⅱ的调束和运行要求。 展开更多
关键词 加速器驱动的次临界系统 实验物理与工业控制系统 冗余控制器 加速器
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ADS次临界实验装置——启明星1# 被引量:24
11
作者 史永谦 夏普 +6 位作者 罗璋琳 赵志祥 丁大钊 李义国 朱庆福 李吉根 夏海鸿 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第5期447-450,共4页
文章介绍加速器驱动次临界系统(ADS)中次临界实验装置———启明星1#的设计目的、要求、结构和可开展的工作。启明星1#是由快中子能谱区和热中子能谱区耦合组成的堆芯和由高压倍加器氘-氚反应中子源来驱动的次临界系统。快中子能谱区处... 文章介绍加速器驱动次临界系统(ADS)中次临界实验装置———启明星1#的设计目的、要求、结构和可开展的工作。启明星1#是由快中子能谱区和热中子能谱区耦合组成的堆芯和由高压倍加器氘-氚反应中子源来驱动的次临界系统。快中子能谱区处在堆芯内部,该区提供快中子谱,还可放大外中子源,以驱动热区;热中子能谱区处在堆芯外部,主要用来能量放大,以维持装置的链式裂变反应。 展开更多
关键词 加速器驱动次临界系统 启明星1# 快-热耦合堆芯
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加速器驱动次临界系统用嬗变核燃料研究进展分析
12
作者 于锐 顾龙 +6 位作者 姚存峰 张璐 王冠 郭亮 吴金德 姜韦 李金阳 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第7期1-11,共11页
加速器驱动次临界系统(Accelerator driven subcritical system,ADS)是乏燃料安全处理处置关键瓶颈问题的优秀解决方案,而开发适用于该系统的嬗变核燃料正是ADS研发的关键任务之一。然而由于嬗变对象次锕系元素的固有特殊性质、嬗变燃... 加速器驱动次临界系统(Accelerator driven subcritical system,ADS)是乏燃料安全处理处置关键瓶颈问题的优秀解决方案,而开发适用于该系统的嬗变核燃料正是ADS研发的关键任务之一。然而由于嬗变对象次锕系元素的固有特殊性质、嬗变燃料体系相关机理尚不十分明确、制备技术难度大、嬗变核燃料相关试验数据和运行经验的欠缺等原因,ADS用嬗变核燃料的研发十分复杂且极具挑战。本文系统综述了作为ADS重要候选嬗变燃料的氧化物弥散型燃料CERCER/CERMET、氮化物燃料和金属燃料的研究进展,包括制备工艺、辐照实验和辐照后检验结果、物性参数、主要优缺点等内容,以期为我国ADS用嬗变核燃料的研发提供一定思路和参考。 展开更多
关键词 加速器驱动次临界系统 嬗变核燃料 次锕系元素 氧化物弥散型燃料 氮化物燃料 金属燃料
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加速器驱动的次临界铀溶液同位素生产堆概念设计
13
作者 李焕星 夏兆东 +5 位作者 刘锋 周琦 朱庆福 宁通 孙旭 柯国土 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期393-400,共8页
加速器驱动的次临界铀溶液系统作为新型同位素生产技术,具有固有安全性高、同位素比活度高及提取工艺简单等优势。本文从次临界系统的基础理论出发,确定了堆芯设计原则,针对加速器中子源和燃料选型进行说明,利用蒙特卡罗程序完成了次临... 加速器驱动的次临界铀溶液系统作为新型同位素生产技术,具有固有安全性高、同位素比活度高及提取工艺简单等优势。本文从次临界系统的基础理论出发,确定了堆芯设计原则,针对加速器中子源和燃料选型进行说明,利用蒙特卡罗程序完成了次临界堆芯的概念设计并给出了一系列设计参数,此外,对堆芯长寿期燃耗特性和^(99)Mo产能进行了计算分析。结果表明,该方案^(99)Mo的年产能可达20 kCi(1 Ci=3.7×10^(10)Bq)以上,考虑运输过程中衰变损失,保守估计可满足全国1/3的临床需求,对后续掌握^(99)Mo生产技术并实现工程应用具有重要的现实意义。 展开更多
关键词 医用同位素生产 ^(99)Mo/^(99)Tc^(m) 加速器驱动的次临界装置 溶液堆
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ADS注入器Ⅱ10MeV加速器液氦分配系统设计 被引量:10
14
作者 牛小飞 韩彦宁 +4 位作者 姜子运 王先进 白峰 郭晓虹 张军辉 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第11期249-253,共5页
ADS注入器Ⅱ超导加速段的运行需要在4.2K(液氦)超低温环境下进行,针对注入器Ⅱ10MeV加速器低温恒温器的运行要求设计了一套液氦分配系统,该系统在满足加速器的低温恒温器工作的同时还具备给超导腔水平测试、垂直测试、磁铁测试等试验终... ADS注入器Ⅱ超导加速段的运行需要在4.2K(液氦)超低温环境下进行,针对注入器Ⅱ10MeV加速器低温恒温器的运行要求设计了一套液氦分配系统,该系统在满足加速器的低温恒温器工作的同时还具备给超导腔水平测试、垂直测试、磁铁测试等试验终端供液以及调节流量的功能。系统已应用于5 MeV加速器液氦的分配与调节以及超导腔垂直测试系统中,运行良好。重点介绍了液氦分配系统的工艺流程、阀箱的结构设计及调试运行情况。 展开更多
关键词 加速器驱动次临界系统 注入器Ⅱ 液氦 阀箱 结构设计
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热驱动CO_(2)多相催化合成化学品研究进展
15
作者 姜瑞君 李玉涛 +3 位作者 王振峰 王玉清 郭小惠 丁健 《精细化工》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期302-314,400,共14页
CO_(2)分子较高的化学惰性导致其选择性活化及可控转化极具挑战。相对于电和光驱动CO_(2)催化转化反应,热驱动CO_(2)多相催化转化反应具有操作简便、目标产物可调且产品收率较高等优势。通过该类反应实现CO_(2)还原或非还原制备多种化学... CO_(2)分子较高的化学惰性导致其选择性活化及可控转化极具挑战。相对于电和光驱动CO_(2)催化转化反应,热驱动CO_(2)多相催化转化反应具有操作简便、目标产物可调且产品收率较高等优势。通过该类反应实现CO_(2)还原或非还原制备多种化学品,既可促进CO_(2)的资源化利用,又可有效缓解温室效应,在环保、能源和材料等领域具有重要意义。该文对热驱动多相催化CO_(2)转化为CO、CH_(4)、甲酸、甲醇、碳氢化合物和其他精细化学品的研究现状进行了综合评述,重点讨论了反应机理、所用催化剂及反应体系的研究进展,并对其未来的研究方向进行了前景展望和探讨。 展开更多
关键词 CO_(2) 热驱动多相催化剂 反应体系 高附加值产物
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用于ADS次临界反应堆Keff测量微电流放大器的设计 被引量:1
16
作者 于涛 史永谦 +2 位作者 罗璋琳 欧炳才 秦欢 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2005年第12期947-950,共4页
设计了一种基于噪声分析方法,利用反应堆堆芯中子涨落特性测量加速器驱动洁净核能系统(Acceleratordrivensystem,ADS)次临界反应堆动态参数的微电流放大器,并且根据需要设计了微电流源,运用Protel实时电路仿真工具对放大器进行仿真调试... 设计了一种基于噪声分析方法,利用反应堆堆芯中子涨落特性测量加速器驱动洁净核能系统(Acceleratordrivensystem,ADS)次临界反应堆动态参数的微电流放大器,并且根据需要设计了微电流源,运用Protel实时电路仿真工具对放大器进行仿真调试,使其达到设计要求。 展开更多
关键词 噪声分析法 加速器驱动洁净核能系统(ads) 次临界反应堆 微电流放大器
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ADS加速器失束次临界反应堆动态特性研究 被引量:1
17
作者 于涛 李吉根 +3 位作者 凌球 史永谦 罗璋琳 戎永华 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2007年第3期230-233,共4页
加速器驱动系统(ADS)中次临界堆芯的功率水平依靠强流质子轰击散裂靶产生的中子源来维持。加速器较为频繁的失束问题,必将对ADS次临界反应堆安全性产生影响。研究了ADS系统失束事故特性,设计开发出具有较强针对性的用于ADS失束事故分析... 加速器驱动系统(ADS)中次临界堆芯的功率水平依靠强流质子轰击散裂靶产生的中子源来维持。加速器较为频繁的失束问题,必将对ADS次临界反应堆安全性产生影响。研究了ADS系统失束事故特性,设计开发出具有较强针对性的用于ADS失束事故分析软件,对加速器驱动快中子次临界反应堆的动态响应开展了初步研究。结论表明仅靠断束停堆,仍有可能危及次临界反应堆的安全性。建议增设辅助停堆保护系统以提高ADS安全性。 展开更多
关键词 ads 失束 次临界 快堆 安全
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蒙卡-燃耗程序系统及ADS基准题的计算 被引量:13
18
作者 蒋校丰 谢仲生 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2003年第4期325-331,共7页
为对核废物进行嬗变,提出了加速器驱动的次临界系统(ADS)。由于外中子源的存在及中子注量率的各向异性,ADS的核计算和常规反应堆的有较大的差别,原则上需要应用中子输运理论的方法,目前尚无成熟的计算方法与程序。为此,IAEA提出了ADS基... 为对核废物进行嬗变,提出了加速器驱动的次临界系统(ADS)。由于外中子源的存在及中子注量率的各向异性,ADS的核计算和常规反应堆的有较大的差别,原则上需要应用中子输运理论的方法,目前尚无成熟的计算方法与程序。为此,IAEA提出了ADS基准题。基准题分为几个阶段,第一阶段主要致力于ADS的中子性能分析,检验现有核数据库、计算方法和程序的可靠性及不确定性。开发了MC-NT-ORIGEN2程序系统,并对该基准题进行了给定次临界点下的富集度、零燃耗下的径向与轴向的功率分布、反应性空泡效应、外源价值和燃耗的计算,取得了满意的结果。 展开更多
关键词 蒙卡-燃耗程序系统 加速器 次临界系统 ads 反应堆
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ADS原理验证装置快热耦合次临界堆设计 被引量:1
19
作者 于涛 史永谦 +3 位作者 夏普 廖义香 鲜文平 胡彩荣 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2006年第1期63-66,56,共5页
作为加速器驱动洁净核能系统(ADS)原理验证装置“启明星”一号的次临界驱动堆,堆芯采用快- 热耦合方式组成,由天然金属铀组成快中子能谱区能有效地嬗变锕系元素(MA),低浓铀元件组成热中子能谱区能有效地嬗变裂变产物(FP)。使用MCNP程序... 作为加速器驱动洁净核能系统(ADS)原理验证装置“启明星”一号的次临界驱动堆,堆芯采用快- 热耦合方式组成,由天然金属铀组成快中子能谱区能有效地嬗变锕系元素(MA),低浓铀元件组成热中子能谱区能有效地嬗变裂变产物(FP)。使用MCNP程序对次临界实验装置进行设计计算,确保keff在 0.90-1.00之间。 展开更多
关键词 加速器驱动的洁净核能系统 原理验证装置 次临界驱动堆 快热耦合
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ADS散裂靶产生的放射性毒性 被引量:2
20
作者 龚学余 樊胜 +2 位作者 宋英明 杨磊 罗璋琳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第2期180-185,共6页
利用SHIELD程序计算不同能量质子照射不同靶产生的散裂产物分布。采用年摄入量限值(ALI)标准定义的放射性毒性,对散裂靶中散裂产物产生的放射性毒性进行研究分析。研究结果表明:散裂产物具有较大的毒性,特别是在加速器驱动的次临界系统(... 利用SHIELD程序计算不同能量质子照射不同靶产生的散裂产物分布。采用年摄入量限值(ALI)标准定义的放射性毒性,对散裂靶中散裂产物产生的放射性毒性进行研究分析。研究结果表明:散裂产物具有较大的毒性,特别是在加速器驱动的次临界系统(ADS)要求的入射粒子(质子)能量下,产生了一些处于稀土区长寿命的α放射性核素。这些核素若不能在辐射场中被嬗变掉,其毒性将对生物环境产生长期的影响。 展开更多
关键词 加速器驱动次临界系统 放射性毒性 年摄入量限值
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