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核电站堆外核测量系统的原理及工程实践 总被引:1,自引:0,他引:1
介绍了堆外核测量系统的原理和组成,比较了AP1000与二代加改进型压水堆核电站堆外核测量系统的异同,分析了各自的优缺点,并提出了堆外核测量系统的一个发展方向。 相似文献
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简要介绍了DOE-STD-1027规定的非堆核设施危险分类方法,分析了其应用于核燃料循环设施时存在的问题:用于计算存量阈值的释放因子取值不具有保守性,以及剂量转换因子取自较早版本的ICRP出版物,而ICRP在后续的出版物中更新了这些因子。针对以上问题,提出了用DOE-HDBK-3010-94或NUREG/CR 6410提供的释放因子以及最新的ICRP出版物提供的剂量转换因子,修正DOE-STD-1027中危险分类放射性物质存量阈值的计算方法。采用此方法计算了采用天然铀和回收铀原料的危险2类重水堆核燃料元件制造设施与UF6处理设施的存量阈值。 相似文献
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高温气冷堆(HTR)采用球形包覆颗粒燃料元件,采用不停堆换料运行方式。因此,其运行方式、燃料元件的形式、换料方式等与压水堆核电站差别较大。HTR的特点决定了其核材料的监管方式既不同于传统压水堆,也不同于散料核设施,不易采用传统压水堆的件料管理模式和散料核设施的散料管理模式进行核材料衡算管理。为此,本文针对HTR核材料管理,提出一种适于HTR核材料衡算及其不明损失量(MUF)评价的方法。该方法根据HTR的燃料元件、运行方式和换料方式的特点,综合考虑件料和散料衡算两种模式,通过对HTR核材料衡算平衡区合理划分、关键测量点设置和实物盘存方式选取等的研究,最终选取件料+散料的衡算模式进行核材料衡算管理和评估,为HTR核材料监管提供技术基础。目前,该方法已应用于我国HTR的核材料管理,取得了预期的效果。 相似文献
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北京正负电子对撞机重大改造工程(BEPCⅡ)于2009年5月顺利完成,北京市辐射安全技术中心对其进行了竣工验收辐射监测。结果表明,在BEPCⅡ正常运行时,职业人员和公众所接受的最大年有效剂量分别为2.03 mSv和11.7μSv,低于规定约束值;对撞实验区内外的电磁环境敏感点测得的功率密度值均低于国家标准规定限值0.4 W/m2;土壤样品中的天然放射性核素含量均在相关标准规定的范围内;BEPCⅡ直线加速器二次循环冷却水总α和总β活度浓度分别为0.03 Bq/L和小于0.014 Bq/L,低于标准限值;地下水的总α和总β活度浓度均小于0.1 Bq/L,为Ⅰ类地下水。 相似文献