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Influence of active and passive equipment for advanced pressurized water reactor on thermal hydraulic and source term behavior in severe accidents 被引量:2
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作者 Jishen Li Bin Zhang 《Energy Storage and Saving》 2023年第1期392-402,共11页
Extensive studies have been carried out on the behavior of core degradation and fission products of common pressurized water reactors(PWRs).However,few of them have investigated the relationship between thermal hydrau... Extensive studies have been carried out on the behavior of core degradation and fission products of common pressurized water reactors(PWRs).However,few of them have investigated the relationship between thermal hydraulic and fission product behavior in advanced passive PWRs.Due to the impact of thermal hydraulic be-haviors in different accident sequences on the release and transportation of fission products,an integrated severe accident analysis(ISAA)code with highly coupled thermal hydraulic and source term calculations is required to simultaneously analyze thermal hydraulic and source term behavior.For advanced passive PWRs,important safety systems that may affect the behavior of the core and fission products should be considered.It is therefore necessary to simulate the thermal hydraulic and fission product behavior of advanced passive PWRs.In this study,the ISAA code is adopted to simulate the occurrence of a hypothetical double ended cold leg LBLOCA of HPR1000 in three scenarios of equipment failure.The results show that the high-temperature fuel rods and cladding ma-terials exhibit delayed failure at the lower position of the active core,whereas earlier failure at higher position during the reflooding.Active and passive equipment affects fuel temperature,the oxidation conditions of the fuel,the interaction of fission products and structural materials,and the state of the fuel,thereby affecting the release of fission products in the fuel.HPR1000 only relies on passive equipment to relieve the core degradation in severe accidents,realize the in-vessel retention of melt,and eliminate the ex-vessel release possibility of fission product.It is hoped that the results can provide references for HPR1000 to formulate the severe accident management guidelines(SAMG). 展开更多
关键词 nuclear safety LBLOCA Severe accident source term HPR1000 Active and passive equipment
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某核燃料循环火灾事故研究装置及初步研究成果介绍
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作者 孙洪超 连一仁 +5 位作者 李国强 陈磊 孟东原 孙树堂 庄大杰 张建岗 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第4期430-436,共7页
火灾事故作为核燃料循环设施典型事故,是国际核燃料循环安全领域研究的焦点。中国辐射防护研究院目前建有小、中、大三个尺度的核燃料循环火灾事故放射性源项研究装置。小尺度装置为200 L圆柱体燃烧舱室,主要用于可燃物基础参数测试;中... 火灾事故作为核燃料循环设施典型事故,是国际核燃料循环安全领域研究的焦点。中国辐射防护研究院目前建有小、中、大三个尺度的核燃料循环火灾事故放射性源项研究装置。小尺度装置为200 L圆柱体燃烧舱室,主要用于可燃物基础参数测试;中尺度装置和大尺度装置分别为20 m^(3)、120 m^(3)长方体燃烧舱室,主要用于开展可燃物燃烧速率、温度分布、放射性气体与气溶胶释放份额、核素释放份额和过滤效率等科学研究。重点对三套装置各自的特征和研究能力进行总结,结合国际研究热点提出了进一步研究计划。 展开更多
关键词 核燃料循环 火灾事故 实验装置 放射性源项
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Short-term emergency response planning and risk assessment via an integrated modeling system for nuclear power plants in complex terrain 被引量:1
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作者 Ni-Bin CHANG Yu-Chi WENG 《Frontiers of Earth Science》 SCIE CAS CSCD 2013年第1期1-27,共27页
Short-term predictions of potential impacts from accidental release of various radionuclides at nuclear power plants are acutely needed, especially after the Fukushima accident in Japan. An integrated modeling syste... Short-term predictions of potential impacts from accidental release of various radionuclides at nuclear power plants are acutely needed, especially after the Fukushima accident in Japan. An integrated modeling system that provides expert services to assess the consequences of accidental or intentional releases of radioactive materials to the atmosphere has received wide attention. These scenarios can be initiated either by accident due to human, software, or mechanical failures, or from intentional acts such as sabotage and radioIogicaI dispersal devices. Stringent action might be required just minutes after the occurrence of accidental or intentional release. To fulfill the basic functions of emergency preparedness and response systems, previous studies seldom consider the suitability of air pollutant dispersion models or the connectivity between source term, disper- sion, and exposure assessment models in a holistic context for decision support. Therefore, the Gaussian plume and puff models, which are only suitable for illustrating neutral air pollutants in fiat terrain conditional to limited meteorological situations, are frequently used to predict the impact from accidental release of industrial sources. In situations with complex terrain or special meteorological conditions, the proposing emergency response actions might be questionable and even intractable to decision- makers responsible for maintaining public health and environmental quality. This study is a preliminary effort to integrate the source term, dispersion, and exposure assessment models into a Spatial Decision Support System (SDSS) to tackle the complex issues for short-term emergency response planning and risk assessment at nuclear power plants. Through a series model screening procedures, we found that the diagnostic (objective) wind field model with the aid of sufficient on-site meteorological monitoring data was the most applicable model to promptly address the trend of local wind field patterns. However, most of the hazardous materials being released into the environment from nuclear power plants are not neutral pollutants, so the particle and multi-segment puff models can be regarded as the most suitable models to incorporate into the output of the diagnostic wind field model in a modern emergency preparedness and response system. The proposed SDSS illustrates the state-of-the-art system design based on the situation of complex terrain in South Taiwan. This system design of SDSS with 3- dimensional animation capability using a tailored source term model in connection with ArcView~ Geographical Information System map layers and remote sensing images is useful for meeting the design goal of nuclear power plants located in complex terrain. 展开更多
关键词 emergency response nuclear power plants diagnostic model particle model source term model spatial analysis Spatial Decision Support System
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核设施释放源项获取技术研究进展
4
作者 陈佳辰 杨洁 +3 位作者 廉冰 王彦 岳琪 蒙滨驰 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2024年第5期936-940,共5页
获取准确的核设施释放源项数据是进行辐射环境影响评价的基础。本文对美国、法国和中国在核设施释放源项获取技术领域的研究进展以及研究成果进行了梳理和分析。美国和法国研究起步较早,已针对多种工况与释放情景进行了大量实验测量和... 获取准确的核设施释放源项数据是进行辐射环境影响评价的基础。本文对美国、法国和中国在核设施释放源项获取技术领域的研究进展以及研究成果进行了梳理和分析。美国和法国研究起步较早,已针对多种工况与释放情景进行了大量实验测量和数值模拟工作,并建立了较为系统的源项手册。我国使用实验和模拟手段开展了核设施释放源项研究,初步建立了核设施释放源项关键参数获取技术和源项估算方法。我国应针对核设施的典型工况和释放情景开展更符合国内工艺流程与实际情况的研究,为核设施的辐射环境影响评价提供准确的源项数据。 展开更多
关键词 辐射环境影响评价 核设施 释放源项
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核辐射监测教学训练改革探索
5
作者 陈佳林 周满 +1 位作者 秦晋 姚青旭 《教育教学论坛》 2024年第42期67-70,共4页
核辐射监测系列课程是火箭军工程大学辐射防护与核安全本科专业的必修岗位任职课程。针对以往教学训练过程中偏重辐射监测设备操作使用的“硬实践”,针对学员综合能力不足现状,在系统分析优化课程教学内容、提高教学训练组织实施标准要... 核辐射监测系列课程是火箭军工程大学辐射防护与核安全本科专业的必修岗位任职课程。针对以往教学训练过程中偏重辐射监测设备操作使用的“硬实践”,针对学员综合能力不足现状,在系统分析优化课程教学内容、提高教学训练组织实施标准要求的基础上,创新性地论证建设了教学训练用系列真核弱辐射模拟件,探索依托系列模拟件开展“理论教学-实践体验-操作训练”全要素、全流程辐射监测教学训练模式,通过组织学员参加实战化比武考核,全面提升学员辐射监测能力与综合训练效果。 展开更多
关键词 核辐射监测 教学训练 真核弱辐射模拟源项 教学改革
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某核电厂源项控制及管理优化
6
作者 刘文元 宋岩 +2 位作者 郭飞 张泽群 蒲立星 《辐射防护通讯》 2024年第3期21-25,共5页
核电厂辐射源项受堆型、环路数量、运行周期、机组运行时间、一回路设备材质、化学控制工艺、净化单元能力、燃料状态等诸多因素影响,不同堆型及同一堆型不同机组均有各自的源项特性。本文从放射性系统滤芯运行优化、合适窗口运行临停... 核电厂辐射源项受堆型、环路数量、运行周期、机组运行时间、一回路设备材质、化学控制工艺、净化单元能力、燃料状态等诸多因素影响,不同堆型及同一堆型不同机组均有各自的源项特性。本文从放射性系统滤芯运行优化、合适窗口运行临停净化、标准化大修热点测量及冲洗、化学去污、阀腔吸尘等方面介绍我国某核电厂商业运行以来在沉积源项的控制与降低方面实施的多项管理优化措施。 展开更多
关键词 核电厂 辐射源项 控制 优化
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船用堆破口叠加全船断电事故进程及后果研究 被引量:7
7
作者 张帆 陈航 +1 位作者 张彦招 晏峰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第1期115-120,共6页
采用MELCOR程序,对船用堆破口叠加全船断电事故进行建模计算,并对事故进程和源项释放进行了研究。计算结果表明:若应急电源无法投入,最终将导致压力容器下封头失效和舱底失效;所研究事故的惰性气体、碘释放量均在80%以上,且释放的I主要... 采用MELCOR程序,对船用堆破口叠加全船断电事故进行建模计算,并对事故进程和源项释放进行了研究。计算结果表明:若应急电源无法投入,最终将导致压力容器下封头失效和舱底失效;所研究事故的惰性气体、碘释放量均在80%以上,且释放的I主要以CsI形式存在,滞留量大,气载量小。事故进展快慢取决于破口当量尺寸,但氢气的产量与堆芯温度、堆芯残余水量相关,与破口当量尺寸无直接关系,堆舱内发生氢爆可能性不大。本文计算结果可为应急抢修和应急决策提供技术支持。 展开更多
关键词 严重事故 源项 核应急
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AP1000核电厂烟羽应急计划区划分初步研究 被引量:9
8
作者 黄挺 曲静原 +1 位作者 李红 曹建主 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第12期1472-1477,共6页
应急计划区的划分是核电厂应急计划制定中的重要内容之一。第三代核电机组AP1000应急计划区的划分研究,对其应急计划和应急准备工作具有十分重要的意义。首先介绍了应急计划区划分的一般方法以及我国相关法规的要求;然后以某滨海厂址为... 应急计划区的划分是核电厂应急计划制定中的重要内容之一。第三代核电机组AP1000应急计划区的划分研究,对其应急计划和应急准备工作具有十分重要的意义。首先介绍了应急计划区划分的一般方法以及我国相关法规的要求;然后以某滨海厂址为例,根据现阶段AP1000事故源项的研究结果和该厂址的气象观测数据,使用PAVAN和MACCS程序对相应的事故后果进行计算;最后结合相应的准则对计算结果进行分析和评价。初步的研究结果表明,AP1000核电厂取半径3km范围作为烟羽应急计划区的内区、半径7km范围作为烟羽应急计划区的外区是合适的。 展开更多
关键词 AP1000 事故源项 应急计划 应急计划区
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船用堆核事故状态下源项特性及计算方法研究 被引量:17
9
作者 吴斌 贾铭椿 龚军军 《海军工程大学学报》 CAS 2003年第5期87-90,共4页
对船用堆核事故状态下的源项特性进行了描述,并对源项估算的数学模型和计算方法进行了研究和探讨;提出了快速估算法,进行了比对计算;在计算过程中对一些不确定参数用核电站的值代替,并采取适当的缩放,简化了计算过程.计算结果表明这样... 对船用堆核事故状态下的源项特性进行了描述,并对源项估算的数学模型和计算方法进行了研究和探讨;提出了快速估算法,进行了比对计算;在计算过程中对一些不确定参数用核电站的值代替,并采取适当的缩放,简化了计算过程.计算结果表明这样处理是可靠的. 展开更多
关键词 船舶 核事故 事故源项 数学模型 快速估算法 核能
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极端事故下西安脉冲堆放射性后果分析 被引量:7
10
作者 唐秀欢 肖艳 +2 位作者 杨宁 袁建新 杨永青 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2009年第3期129-134,共6页
本文将地震作为初因事件,以严重事故中极少发生的全部燃料元件破损作为西安脉冲堆(XAPR)的包络性事故,使用ORIGEN2软件计算了XAPR燃耗末期气态裂变产物的放射性活度,并以保守的释放模型计算释放源项;采用STOERNEU软件计算分析了该事故... 本文将地震作为初因事件,以严重事故中极少发生的全部燃料元件破损作为西安脉冲堆(XAPR)的包络性事故,使用ORIGEN2软件计算了XAPR燃耗末期气态裂变产物的放射性活度,并以保守的释放模型计算释放源项;采用STOERNEU软件计算分析了该事故下的场外放射性后果。结果表明,在极端的全部燃料元件破损事故下,在事故发生后0~8h时段释放的最大总放射性源项为4.50×1012Bq,场区100m边界处的公众最大个人有效剂量为5.47mSv,公众最大个人甲状腺当量剂量为129.74mSv,远低于国家标准(GB6249)中规定的重大事故剂量参考水平,略低于需要在场外采取隐蔽措施的通用干预水平。本文结果可以作为安全分析报告中后果分析的补充。 展开更多
关键词 核事故 源项 放射性后果 评价
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核武器运输炸药爆炸事故气溶胶扩散数值模拟 被引量:9
11
作者 唐秀欢 杨宁 +3 位作者 包利红 李华 龙霖 万俊生 《安全与环境学报》 CAS CSCD 北大核心 2014年第1期142-148,共7页
为响应复杂环境中核武器运输炸药爆炸事故,建立了事故源项计算模型,根据两种典型运输事故场景特点,采用高斯多烟团模型数值模拟了气溶胶扩散过程,以文献试验数据为算例验证模型的有效性,讨论了影响计算的时间步长因素,并输入变风向的气... 为响应复杂环境中核武器运输炸药爆炸事故,建立了事故源项计算模型,根据两种典型运输事故场景特点,采用高斯多烟团模型数值模拟了气溶胶扩散过程,以文献试验数据为算例验证模型的有效性,讨论了影响计算的时间步长因素,并输入变风向的气象条件计算了有关辐射特征量。结果表明,1 kg武器级钚在53.52 kg TNT炸药爆炸下产生933 g 239Pu气溶胶,形成柱状云时高度可达249 m,气溶胶质量从顶部向下逐渐减小。时间步长为10 s以内时时间积分活度浓度计算结果曲线平滑,在中性气象条件下(风速6 m/s,东北风变东风),钚气溶胶预期剂量为10 mSv的下风向区域达2.8 km,污染区随风向改变而改变。模拟计算具有动态时效性和适应性,可用于核武器运输中炸药爆炸事故应急的后果评价。 展开更多
关键词 核安全 炸药爆炸 源项 高斯多烟团 数值模拟
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日本福岛核电站泄漏事故污染物扩散的数值模拟与事故释放源项评估 被引量:12
12
作者 李航 张宏升 +4 位作者 蔡旭晖 宋宇 康凌 李冰 陈晓秋 《安全与环境学报》 CAS CSCD 北大核心 2013年第5期265-270,共6页
采用WRF-CALPUFF数值模式和NCEP Reanalysis资料,对日本福岛核电站2011年3月12日核素泄漏事故进行了数值模拟研究及源项评估。模拟结果可以较好地反映核物质扩散情况,尤其是关键时间节点的模拟结果与实际一致。在西风盛行的春季,日本福... 采用WRF-CALPUFF数值模式和NCEP Reanalysis资料,对日本福岛核电站2011年3月12日核素泄漏事故进行了数值模拟研究及源项评估。模拟结果可以较好地反映核物质扩散情况,尤其是关键时间节点的模拟结果与实际一致。在西风盛行的春季,日本福岛核电站核泄漏事件不会对我国造成主要影响。同时,选择2010年7月21—27日开展虚拟模拟试验。结果表明,东风盛行条件下的日本福岛核电站核泄露事故会将对我国,尤其是东部沿海和东北地区有影响,需要提前准备应急预案。源项评估结果表明,2011年3月12—31日,131I和137Cs气载释放量分别为9.9×1016Bq和1.1×1016Bq。 展开更多
关键词 大气科学 日本福岛 核扩散 CALPUFF 源项反演
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核事故应急后果评价系统研究综述 被引量:6
13
作者 谢朝阳 罗景润 郭历伦 《中国安全科学学报》 CAS CSCD 北大核心 2010年第4期160-164,共5页
通过简要分析核武器事故的特点,回顾国内外民用核设施事故后果评价系统功能及特征,总结美国武器事故后果评价系统的研究进展,对比分析民用核设施同核武器事故后果评价系统的异同,探讨核武器事故后果评价系统的发展趋势。分析表明,核武... 通过简要分析核武器事故的特点,回顾国内外民用核设施事故后果评价系统功能及特征,总结美国武器事故后果评价系统的研究进展,对比分析民用核设施同核武器事故后果评价系统的异同,探讨核武器事故后果评价系统的发展趋势。分析表明,核武器事故与民用核设施事故在功能和结构上具有相似之处,开发适合多种事故源项、环境条件的后果评价系统是未来核事故后果评价系统的发展方向。 展开更多
关键词 核事故 后果评价 应急 源项模型 研究进展
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典型事故下船用堆燃料元件包壳破损份额及源项计算研究 被引量:4
14
作者 张帆 商学利 +1 位作者 郑忠良 于雷 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2011年第4期331-335,共5页
为准确划分应急等级,本文采用最佳估算模型,以源项计算耦合热工水力分析、堆芯物理分析程序对船用堆典型事故——大破口失水事故进行仿真,首先根据relap5/mod3.2程序计算出事故后临界管元件包壳峰值温度,同时找到包壳破损对应的临界功... 为准确划分应急等级,本文采用最佳估算模型,以源项计算耦合热工水力分析、堆芯物理分析程序对船用堆典型事故——大破口失水事故进行仿真,首先根据relap5/mod3.2程序计算出事故后临界管元件包壳峰值温度,同时找到包壳破损对应的临界功率因子;然后运用堆芯物理粗网格节块程序结合高阶多项式重构方法对所有组件进行精细功率重构,得到组件内的相对功率分布;根据堆内功率因子的分布,计算出破损元件份额,最后进行放射性后果分析,得到较为合理的源项结果,为应急决策提供依据。 展开更多
关键词 源项 包壳破损 核应急 大破口失水事故
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RASCAL及其在核事故后果评价中的应用 被引量:6
15
作者 王韶伟 侯杰 +3 位作者 陈海英 曹亚丽 乔清党 李冰 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第12期1411-1415,共5页
介绍了美国核管会用于核与辐射事故后果分析的辐射评价系统(RASCAL)的主要功能和特性,重点分析了RASCAL的源项计算剂量模块、场外监测数据计算剂量模块、气象数据处理模块,以及源项计算模式、大气输运扩散模式和剂量计算模式。最后,将RA... 介绍了美国核管会用于核与辐射事故后果分析的辐射评价系统(RASCAL)的主要功能和特性,重点分析了RASCAL的源项计算剂量模块、场外监测数据计算剂量模块、气象数据处理模块,以及源项计算模式、大气输运扩散模式和剂量计算模式。最后,将RASCAL应用于我国某核电厂事故应急演习中,评价分析事故情景下的放射性影响,并将其结果通过Google Earth进行三维展示。 展开更多
关键词 RASCAL 核事故后果分析 源项
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核事故条件下钚气溶胶源项研究综述 被引量:8
16
作者 刘文杰 胡八一 李庆忠 《安全与环境学报》 CAS CSCD 北大核心 2011年第5期259-263,共5页
对核事故条件下钚气溶胶源项的理论和实验研究进行了总结和评述,主要包括钚材料的氧化反应机制、气溶胶的颗粒尺寸分布以及核事故发生后钚气溶胶从事故源处释放的比率和可吸入率。进一步对比了炸药化学爆炸、静态燃烧及动态燃烧3类核事... 对核事故条件下钚气溶胶源项的理论和实验研究进行了总结和评述,主要包括钚材料的氧化反应机制、气溶胶的颗粒尺寸分布以及核事故发生后钚气溶胶从事故源处释放的比率和可吸入率。进一步对比了炸药化学爆炸、静态燃烧及动态燃烧3类核事故场景中钚气溶胶的源项数据并得出结论。静态燃烧和液滴未爆炸的动态燃烧场景中钚气溶胶的生成机制类似,前者相对较低的气溶胶释放率源于反应过程中的热量损耗及固态材料对空气流动的阻碍;动态场景中液滴爆炸并泄露出大量钚蒸汽将产生更高的气溶胶率及可吸人率;炸药爆炸条件下钚材料的氧化反应是最剧烈的,将产生最高的源项数据。 展开更多
关键词 安全工程 气溶胶 核事故 源项
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小型动力堆大破口事故下安全壳内气载放射性物质浓度计算 被引量:3
17
作者 张帆 朱波 +1 位作者 邾明亮 丁冉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期269-273,共5页
事故是压水堆固有属性之一,在众多导致核事故的初因事件中,大破口事故现象复杂,后果特别严重。基于此,本文以小型动力堆为研究对象,针对最重要的设计基准事故——大破口事故,计算了50、150、320满功率燃耗天冷端安注、双端安注条件下安... 事故是压水堆固有属性之一,在众多导致核事故的初因事件中,大破口事故现象复杂,后果特别严重。基于此,本文以小型动力堆为研究对象,针对最重要的设计基准事故——大破口事故,计算了50、150、320满功率燃耗天冷端安注、双端安注条件下安全壳内放射性源项,并将部分计算结果与安全分析报告计算结果进行了对比。结果表明:假设合理、结果正确,对于保障反应堆运行安全、及时采取合理应急措施,意义重大。 展开更多
关键词 大破口事故 核应急 放射性源项
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基于BP神经网络的核事故源项反演方法研究 被引量:8
18
作者 凌永生 侯闻宇 +3 位作者 贾文宝 单卿 黑大千 何燕泉 《中国安全科学学报》 CAS CSCD 北大核心 2014年第8期21-25,共5页
为减轻核事故对公众的危害,提高事故后果评价和决策的可靠性,利用Matlab建立基于BP神经网络的单核素碘-131源项反演的神经网络模型。采用国际辐射评价系统(InterRAS)产生的5 300组数据对模型进行训练。用200组测试数据对模型进行验证。... 为减轻核事故对公众的危害,提高事故后果评价和决策的可靠性,利用Matlab建立基于BP神经网络的单核素碘-131源项反演的神经网络模型。采用国际辐射评价系统(InterRAS)产生的5 300组数据对模型进行训练。用200组测试数据对模型进行验证。训练好的网络计算输出时间较短,输出源项与实际源项符合较好,平均相对误差低于2.3%。结果表明:神经网络隐含层数及隐含层节点数对模型训练效果有较大影响,当使用双隐含层且2个隐含层的节点数分别为30和20时,网络模型训练能快速收敛,训练相对误差低于4%。 展开更多
关键词 核事故 源项反演 BP神经网络 非线性 事故后果评价
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轻水堆核电厂事故工况下安全壳内气溶胶去除因子计算方法比较研究 被引量:2
19
作者 赵云飞 童节娟 +3 位作者 张立国 张勤 刘涛 曲静原 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第6期1095-1100,共6页
本文主要介绍目前核事故应急中源项估计广泛应用的分别针对喷淋和自然去除过程中气溶胶去除因子的3种计算方法,并比较各方法24h内的去除因子DF。通过比较研究发现,喷淋过程各种方法计算结果有较大差异,而自然过程中除RASCAL使用的方法外... 本文主要介绍目前核事故应急中源项估计广泛应用的分别针对喷淋和自然去除过程中气溶胶去除因子的3种计算方法,并比较各方法24h内的去除因子DF。通过比较研究发现,喷淋过程各种方法计算结果有较大差异,而自然过程中除RASCAL使用的方法外,其他两种计算结果总体趋势大致相同。借此研究,推荐了核事故应急中源项估计可采用的气溶胶去除计算方法,对相关研究工作具有较好的参考意义。 展开更多
关键词 核事故应急 源项 气溶胶去除机制 喷淋过程 自然去除过程
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根据核电厂工况进行应急防护决策 被引量:9
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作者 施仲齐 李俊峰 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2001年第4期386-393,共8页
介绍了美国核管会 (NRC)和国际原子能机构 (IAEA)有关在严重事故期间根据核电厂工况进行防护决策的方法 ,特别是制定核电厂应急行动水平、根据核电厂工况进行堆芯损坏评价、估计源项和确定防护行动的方法。为提高我国核电厂应急响应的... 介绍了美国核管会 (NRC)和国际原子能机构 (IAEA)有关在严重事故期间根据核电厂工况进行防护决策的方法 ,特别是制定核电厂应急行动水平、根据核电厂工况进行堆芯损坏评价、估计源项和确定防护行动的方法。为提高我国核电厂应急响应的有效性 ,提高在事故期间进行防护决策的科学性 ,建议我国应尽快掌握和研究制定核电厂应急行动水平。 展开更多
关键词 应急防护决策 核电厂 防护行动 应急行动水平 剂量预测 堆芯损坏 评价 核事故 安全
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