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5MW 核供热堆的水化学实验研究 被引量:1
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作者 辛仁轩 王建强 +3 位作者 梁俊福 宋崇立 江镭 周海收 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第2期188-192,共5页
实验研究了5MW核供热实验反应堆的水化学特性。该堆是一体化自稳压自然循环壳式轻水反应堆,测量了一回路冷却水水质的化学成分,如溶解氧、pH值、电导率、硝酸根、氯离子、氟离子及腐蚀产物、溶解氢等。讨论了反应堆结构对水化学... 实验研究了5MW核供热实验反应堆的水化学特性。该堆是一体化自稳压自然循环壳式轻水反应堆,测量了一回路冷却水水质的化学成分,如溶解氧、pH值、电导率、硝酸根、氯离子、氟离子及腐蚀产物、溶解氢等。讨论了反应堆结构对水化学的影响。 展开更多
关键词 核供热反应堆 水化学 一回路冷却水
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压水堆核电厂一回路冷却剂系统中锕系核素质量评估方法研究
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作者 熊军 吕炜枫 +2 位作者 郭润春 高耀毅 蒋振宇 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期47-52,共6页
为评估压水堆核电厂燃料包壳破损时的工作人员辐射风险和燃料包壳破损程度,基于特征物理量建立一回路冷却剂系统中锕系核素质量评估方法。本文基于锕系核素的生成和迁移机理,建立了一回路冷却剂系统中锕系核素的平衡方程组,并选取3种易... 为评估压水堆核电厂燃料包壳破损时的工作人员辐射风险和燃料包壳破损程度,基于特征物理量建立一回路冷却剂系统中锕系核素质量评估方法。本文基于锕系核素的生成和迁移机理,建立了一回路冷却剂系统中锕系核素的平衡方程组,并选取3种易监测的特征物理量用以评估锕系核素向一回路冷却剂系统的释放量及其分布,并建立了一回路冷却剂系统中锕系核素质量的评估方法。然后分别采用国内在役压水堆核电厂无燃料包壳破损和有燃料包壳破损的实测数据对建立的评估方法进行了验证,验证结果表明:建立的评估方法可在无燃料包壳破损和有燃料包壳破损的情况下对一回路冷却剂系统中锕系核素质量进行评估,评估结果和预期符合。本文研究成果可为压水堆核电厂运行期间一回路冷却剂系统中锕系核素质量及其分布评估提供指导,从而优化后端的工作人员防护措施,降低辐射风险。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 一回路冷却剂系统 锕系核素
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