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非堆核燃料循环设施包括铀转化设施、铀纯化设施、铀浓缩设施、核燃料元件制造设施、乏燃料后处理设施等。非堆核燃料循环设施的安全涉及厂址安全、工艺安全、放射性废物管理、辐射防护、临界安全、事故分析、核材料衡算等等方面的内容。本文集汇编了国内非堆核燃料循环设施相关单位从事这些方面发表的文献,以供非堆核燃料循环设施监管单位、设计单位、营运单位参考。

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老骥
环境保护部核与辐射安全中...
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第1章 厂址安全
1.我国核燃料循环设施应对自然灾害采用标准现状分析及建议
申红
自然灾害威胁核设施的安全,随着我国核燃料循环工程建设的迅速发展,探讨分析我国核燃料循环设施在设计、选址方面采用标准现状及存在的问题,制定相应的标准、规范以保证这些设施能够抵御自然灾害。   详情>>
来源:《核标准计量与质量》 2010年第02期 作者:申红
2.对美国燃料循环设施抵御自然灾害标准的分析与思考
申红
自然灾害威胁核设施的安全,福岛核事故的教训表明,核设施在选址、设计、建造中要进一步考虑自然灾害引发的外部事件对设施安全的影响。文章在对美国能源部关于燃料循环设施抵御自然灾害标准分析理解的基础上,提出制订我国核燃料循环设施抵御自然灾害标准的建议,以保证这些设施的安全。   详情>>
来源:《中国核电》 2013年第03期 作者:申红
3.我国乏燃料后处理厂选址要素探讨
王博;刘福东
随着国家对核电发展的战略由"适度发展"向"积极发展"转变,未来我国的核电规模及由此产生的乏燃料等核废物总量都将非常巨大,迫切需要建设核废物的处置大厂来满足我国核能可持续发展的要求。其中,核电厂乏燃料后处理是实现核燃料闭式循环,解决核电可持续发展的重要环节,也是国际上大多数核电国...   详情>>
来源:《“二十一世纪初辐射防护论坛...》 2012年第期 作者:王博;刘福东
4.核燃料后处理厂滨海与内陆厂址比较研究工作总结
刘福东
<正>核电站乏燃料后处理是实现核燃料闭式循环的一个重要环节,是解决核电可持续发展的关键问题,也是国际上大多数核电国家的选择。由于核电站乏燃料后处理厂放射性物质排放量大,环境敏感度高,因此,后处理设施的选址问题比核电厂的选址更复杂,更敏感,不仅要考虑厂址的环境特征,还要考虑乏燃料、...   详情>>
来源:《辐射防护通讯》 2012年第04期 作者:刘福东
第2章 工艺安全
1.从埃克松厂浅议后处理厂安全特点
阮中原;曹景伟
以埃克松后处理厂为例,从工艺流程特点、安全重要物项、废物管理量、辐射防护要求及职业照射剂量、临界安全控制、设备性能、保护系统设计、事故特点等方面,简单地比较了后处理厂与核电厂、其它核工厂及普通化工厂在安全方面的异同,初步归纳了后处理厂的安全特点。   详情>>
来源:《核安全》 2013年第S1期 作者:阮中原;曹景伟
2.乏燃料后处理厂主工艺中的主要化学安全问题
宋凤丽;赵善桂
水法后处理工艺过程涉及很多化学反应,反应条件和反应产物不同,需要关注的化学安全问题也不同。描述了后处理主工艺不同阶段的化学反应,分析了各阶段应关注的主要化学安全问题,为商用后处理厂的设计和事故分析提供参考。   详情>>
来源:《核安全》 2014年第02期 作者:宋凤丽;赵善桂
3.核燃料元件制造厂UF_6气化工序风险分析
阙骥;何玮
多种危险并存于核燃料元件制造厂,因此有必要对核燃料元件厂进行风险分析。目前有多种风险评估方法适用于核燃料元件制造厂风险评估,本文选取HAZOP和LOPA方法,对核燃料元件制造厂风险评估中的最重要工艺UF6气化工序进行了分析。HAZOP分析得到了可能产生严重后果的工艺偏离。LOPA分析得到了针对...   详情>>
来源:《原子能科学技术》 2015年第02期 作者:阙骥;何玮
4.乏燃料后处理厂废气处理系统化学安全问题分析
宋凤丽;刘志辉
乏燃料后处理过程产生的放射性废气中含有多种属性差异较大的放射性核素,其处理方法各有特点。本文介绍了乏燃料后处理厂放射性废气中~(85)Kr、~3H、~(129)I、~(14)C的国外先进处理方法,重点论述了碘和氪的处理方法,分析了需要关注的化学安全问题,并讨论了相应的预防措施、探测手段和纠正措施...   详情>>
来源:《核科学与工程》 2015年第03期 作者:宋凤丽;刘志辉
5.乏燃料后处理厂高放废液和废有机溶剂处理系统典型安全问...
宋凤丽;吕丹
乏燃料后处理过程会产生大量的放射性废液,需要对其进行净化处理。本文介绍了高放废液处理系统、高放废液贮存系统和废有机溶剂处理系统,分析了需要关注的安全问题,并讨论相应的预防措施、探测手段和纠正措施,为商用后处理厂废液处理系统的设计和事故分析提供了参考和建议。   详情>>
来源:《核科学与工程》 2015年第02期 作者:宋凤丽;吕丹
第3章 放射性废物废物管理
1.核燃料循环设施与放射性废物环境安全管理的实践和思考
程琦福;费洪澄
介绍了我国核燃料循环设施和放射性废物安全管理的现状,以及近年来核燃料循环设施辐射环境安全管理的实践,分析了核燃料循环设施运行和放射性废物安全管理方面存在的问题,提出了进一步加强辐射环境安全管理的几点建议。   详情>>
来源:《环境与可持续发展》 2015年第02期 作者:程琦福;费洪澄
2.铀纯化和铀转化废物再循环再利用工艺途径探讨
申红;阙骥
铀纯化、转化是核燃料循环其中一个环节,其生产过程中会生产生一些副产物和大量的废物,本文通过对我国现有铀纯化、转化设施的工艺技术进行分析,探讨对其废物进行再循环再利用的途径,实现低消耗、低排放。   详情>>
来源:《核科学与工程》 2014年第01期 作者:申红;阙骥
3.关于贫化UF_6安全处置方案的探讨
王彦;顾志杰
贫化UF_6(DUF_6)是铀浓缩生产过程中产生的贫料,目前我国产生的DUF_6均暂存在其产生单位,随着我国铀浓缩能力的扩大,DUF_6的产生量将大量增加,由于贫化UF_6(DUF_6)的化学性质活泼,存在化学毒性和辐射危害,不适宜长期贮存。本文通过分析DUF_6转化方法、稳定贫铀化学形态的性质、DUF_6转化产品的...   详情>>
来源:《“二十一世纪初辐射防护论坛...》 2012年第期 作者:王彦;顾志杰
4.核燃料元件生产线废物控制与再利用实践
李书居;周立勇
本文介绍了核燃料元件生产线废弃物的控制、处理/处置情况,以及废弃物的最小化、减量化和再利用实践,体现了循环经济的发展思想。   详情>>
来源:《小型“循环经济”学术研讨会...》 2008年第期 作者:李书居;周立勇
5.重水堆燃料元件生产过程放射性废物可循环利用现状及技术...
贾佰文;王军
包头核燃料元件厂在生产过程中,产生一定数量的放射性固体废物.如碱渣、酸不溶渣及过滤器滤芯等其他的放射性固体废物,通过煅烧减容及改变运行方式,可减少废物的产生量,降低废物的贮存压力,减少运行成本;对于生产中产生的放射性废水,经过酸化、沉淀及吸附等废水处理工艺,回收其中的金属铀;并对...   详情>>
来源:《小型“循环经济”学术研讨会...》 2008年第期 作者:贾佰文;王军
6.核电站乏燃料后处理废物最小化
陈勇;刘郢
调研了国外核燃料后处理减少放射性废物数量和放射性废物处理技术的进展,同时,按照放射性废物最小化的要求,对我国核燃料后处理厂在设计和建造阶段,从技术和管理角度出发,提出了废物最小化相关的建议,为核燃料后处理厂和相关领域的工程设计、建造提供参考。   详情>>
来源:《河南化工》 2013年第Z2期 作者:陈勇;刘郢
7.后处理核设施退役中α废物最小化探讨
张国林;于红箭
本文介绍了对某乏燃料后处理核设施中长期接触 Pu 物料的工艺系统设备取样分析结果,研究了长期接触 Pu 物料的工艺系统设备受α核素污染的程度,并估算了其废物等级。并根据退役破坏拆除的特点,针对这些受α核素污染的工艺设备,结合当前核核设施退役中采用的电化学去污(电解去污)技术、四价铈去...   详情>>
来源:《放射性废物处理处置学术交流...》 2007年第期 作者:张国林;于红箭
第4章 辐射防护
1.我国铀矿冶设施辐射影响的降低与辐射防护最优化
李旭彤;潘自强
回顾了我国核工业在过去 30多年的发展过程中环境、健康影响的变化 ,分析了其中的重点环节——铀矿冶设施生产和防护技术的改进对降低辐射危害的作用 ,并以铀矿冶设施中铀矿井废水和铀尾矿库治理的防护水平和代价为例 ,讨论了铀矿冶设施防护的代价效能和防护水平   详情>>
来源:《铀矿冶》 2000年第03期 作者:李旭彤;潘自强
2.世界核燃料循环职业照射基本情况分析
乔亚华;付陟玮
准确把握职业照射的水平及其变化趋势,是评价辐射防护管理水平和开展辐射防护最优化的重要参考。本文总结了世界核燃料循环体系工作人员职业照射(数据截至到2004年)的基本情况,所涉及的活动主要包括铀矿开采和冶炼、铀转化和浓缩、核燃料元件生产、核电运行、核燃料后处理及放射性废物管理等方...   详情>>
来源:《科技导报》 2013年第19期 作者:乔亚华;付陟玮
3.宜宾核燃料元件厂职业性照射个人剂量统计与评价
苏培源
<正> 1 概述职业照射个人剂量包括外照射个人剂量和内照射个人剂量。外照射个人剂量是利用热释光剂量计进行监测、估算的,内照射个人剂量是通过对作业人员尿中铀含量的监测、估算的,外照射个人剂量和内照射个人剂量叠加就得到职业照射个人剂量。职业性照射个人剂量监测、估算和评价是核燃料元...   详情>>
来源:《全国职业照射个人剂量监测与...》 2004年第期 作者:苏培源
4.核燃料元件制造厂流出物放射性监测现状和建议
蒋婧;汪世军
流出物排放控制是控制公众照射的直接手段,流出物监测是流出物排放控制的重要环节。核燃料元件制造厂是核燃料循环前段设施的重要组成部分,本文介绍了我国核燃料元件制造厂气、液态流出物放射性监测的现状,结合监测标准规定,分析流出物放射性监测中存在的问题,并按照标准规定和当前监测技术的...   详情>>
来源:《核科学与工程》 2015年第03期 作者:蒋婧;汪世军
5.核燃料元件厂职业内照射个人剂量估算
范育茂;高起发
针对元件厂的实际情况,假定了两种放射性核素的摄入模式:一种是持续且以恒定的速率摄入;另一种是不同速率下的随机摄入,这种情况下所有的摄入均可以监测周期的中点单次摄入来代替。对应于连续摄入模式下的两种假定类型,建立了两种摄入量和剂量估算方法:"监测周期中点单次摄入法"和"均匀摄入法...   详情>>
来源:《辐射防护》 2011年第01期 作者:范育茂;高起发
6.我国核燃料元件厂和气体扩散厂职工全因和肿瘤死亡分析
阮玉华;汤忠鎏
我国核燃料元件厂和气体扩散厂职工全因和肿瘤死亡分析阮玉华汤忠鎏李伟林*(上海医科大学,上海200032)辐射健康现有危险估算值主要来源于日本原爆幸存者和放射治疗病人研究,这两组人群暴露于高剂量照射,低水平辐射危险估算按一定的模型,由高剂量受照人群研...   详情>>
来源:《中国辐射卫生》 1997年第03期 作者:阮玉华;汤忠鎏
7.核燃料元件厂和气体扩散厂工人死因回顾性调查
李伟林;汤忠鎏
本研究对核燃料元件厂和气体扩散厂职工1971~1985、1986年期间受照剂量及死因进行了回顾性调查,结果是放射组职工人均年剂量低于1mSv,至1985年底的累积剂量10mSv左右。观察放射组3652人,对照组5393人,两组分别累积53813和81650人年。全死因死...   详情>>
来源:《中华放射医学与防护杂志》 1995年第04期 作者:李伟林;汤忠鎏
8.重水堆燃料元件制造过程辐射防护评价
贾佰文;王军
重水堆燃料元件制造化工转化以天然八氧化三铀粉末作为原料,在核燃料元件的制造过程中, 因生产工艺条件、吸收类别及物料状态的不同,操作人员所受剂量水平也存住较大的区别。工艺条件、物料状态、生产环境、吸收类别以及操作者的工作性质和安全文化素养,在很大程度上决定操作者的所受的剂量。...   详情>>
来源:《中国核学会2007年学术年会论...》 2007年第期 作者:贾佰文;王军
第5章 临界安全
1.日本JCO公司核临界事故的分析与评价
刘华;刘新华
本文介绍了日本 JCO公司核临界事故的背景、事故过程、所采取的应急措施等事故情况以及事故的辐射后果。文中还给出了对这起事故直接原因和根本原因的分析以及一些主要结论和看法。这起事故的直接原因是未采用几何临界安全设备及工人的违规操作 ,而根本原因在于缺乏有效的技术管理。因此 ,必须...   详情>>
来源:《辐射防护》 2001年第06期 作者:刘华;刘新华
2.国外核燃料后处理厂临界事故统计和分析
吕丹;高明媛
对国外核燃料后处理厂的临界事故进行了统计和分析。通过调研,明确了临界事故的实际发生频率、起因和危害,并分析了临界事故的预防、监测和缓解措施的投入及使用情况,以便为核燃料后处理厂相关的工程设计、设施运行、安全分析以及安全审评工作提供参考和依据。   详情>>
来源:《核安全》 2014年第01期 作者:吕丹;高明媛
3.乏燃料后处理溶解过程核临界安全初步分析
刘颖瑜;骆志文
通过建立合理的空间分布模型,对后处理厂乏燃料溶解不同阶段的核临界安全问题进行分析,同时对重要的核临界安全参数给予影响评价。结果显示,在仅考虑易裂变核素形态转变的理想情况下,溶解初期为最危险状态;温度升高和硝酸浓度增大对系统的影响为负效应,影响均小于4%;可溶中子毒物的加入与燃耗...   详情>>
来源:《原子能科学技术》 2013年第08期 作者:刘颖瑜;骆志文
4.后处理溶解器的临界安全研究
易璇
本文建立了一套分析溶解器临界安全的方法,针对溶解器中固液共存的复杂情况建立了燃料与溶液的最佳空间分布模型,找出溶解器的固液混合系统运行过程中可能达到的反应性最大的工况,并在此情况下研究了燃料初始富集度和反射层对溶解器的影响,得出了处理新燃料或将乏燃料假设为新燃料时,为保证临...   详情>>
来源:《第十二届反应堆数值计算与粒...》 2008年第期 作者:易璇
5.福岛核事故后对乏燃料贮存临界安全分析的几点思考
李春;种毅敏
福岛核事故后乏燃料水池的安全日益得到了更加广泛的关注。本文介绍了典型的乏燃料水池的几种基本功能。对乏燃料水池设计中影响乏燃料水池临界安全分析的几个重要问题进行了思考,认为提高针对乏燃料水池临界安全有关问题的关注是十分必要和值得的。   详情>>
来源:《中国核科学技术进展报告(第...》 2013年第期 作者:李春;种毅敏
6.铀富集厂容器取料过程中的核临界安全计算
荆永宇;周济人
介绍了在中国核工业集团公司兰州铀浓缩厂的核燃料生产中 ,针对某容器取料过程中存在的核临界安全问题 ,采用蒙特卡罗方法 KENO 程序进行的计算。通过计算表明 ,某容器在取料过程中 ,在保护杯起作用的情况下 ,是可以保证临界安全的 ,从而解决了该厂核燃料生产中 ,某容器取料过程的核临界安全...   详情>>
来源:《辐射防护通讯》 2002年第03期 作者:荆永宇;周济人
7.UF_6转化UO_2化工生产流程临界安全分析
周琦;权艳慧
<正>UF6转化UO2化工生产流程包括水解过程、沉淀过程以及干燥过程,该生产流程采用单批次投放的方式,每批次UF6含铀1 000 g,富集度为45%,即每批次含235U为450 g。由于该化工生产流程采用较高富集度的铀料,缺乏相应富集度下的各环节次临界限值,生产流程中装载铀料的容器并不都是几何安全的,生产...   详情>>
来源:《中国原子能科学研究院年报》 2013年第00期 作者:周琦;权艳慧
8.采用燃耗信任制的乏燃料水池密集贮存研究及临界安全分析
夏兆东;周小平
<正>以田湾核电站2×5排列的贮存格架构成的乏燃料水池为例,研究采用燃耗信任制技术的乏燃料水池密集贮存和临界安全问题。分析对象是2×5排列的贮存格架构成的水池,其结构示于图1。乏燃料水池共包含670个贮存槽位,其中充满纯水,不考虑水中硼的吸收,水密度取   详情>>
来源:《中国原子能科学研究院年报》 2012年第00期 作者:夏兆东;周小平
9.燃料循环后段临界安全技术前期研究
刘世学 ;刘振...
燃料循环后段临界安全技术涉及燃耗计算技术研究、核临界安全计算技术研究、燃耗测量技术研究、临界实验装置设计技术研究、热室解剖和封装技术研究、化学分析测试技术研究和关键核素核数据处理技术研究。为了应用燃耗信任制技术,必须准确知道乏燃料的各种...   详情>>
来源:《中国原子能科学研究院年报》 2004年第00期 作者:刘世学 ;刘振...
第6章 事故分析
1.后处理设施事故分类方法和验收准则探讨
吕丹;李锐柔
为推动我国后处理设施事故分类方法和验收准则进一步发展完善,对比研究了美国历史工程经验和美国当前监管要求。研究结果表明,美国当前监管要求在历史工程经验采用的确定论方法基础上引入了风险评价。通过对设施的潜在危害进行梳理和风险分析,识别出需要关注的危害项;通过对事故的可能性和后果...   详情>>
来源:《核技术》 2014年第08期 作者:吕丹;李锐柔
2.典型核燃料循环设施始发事件频率研究
张焕朝;秦乐刚
<正>概率安全分析在核燃料循环设施中应用较少,随着公众对核安全关注程度的提高和安全文化的不断发展,系统开展核燃料循环设施概率安全分析是发展趋势。在反应堆概率安全分析中,始发事件定义为发生在反应堆的一种扰动,它可能潜在的导致反应   详情>>
来源:《中国原子能科学研究院年报》 2011年第00期 作者:张焕朝;秦乐刚
3.核燃料循环临界事故中气溶胶行为研究
孙雪霆;季松涛
使用CONTAIN程序计算了核燃料循环临界事故发生时气溶胶的迁移、沉积等行为。结果表明:控制体连通与否以及水蒸气的存在与否会对气空间的气溶胶浓度、粒度分布及沉积等情况产生不同程度的影响。干燥情况下的控制体连通对气溶胶扩散影响并不明显,而水蒸气能够显著促进气溶胶的沉积和扩散。   详情>>
来源:《原子能科学技术》 2012年第S1期 作者:孙雪霆;季松涛
4.压水堆燃料元件制造设施安全相关事件的统计和分析
高起发;邱江
描述了我国压水堆燃料制造设施1987~2005年安全相关事件的统计和分析。结果表明,事件主要包括与安全相关的系统和重要设备故障、导致密封屏障失效或损坏事件、可能导致临界的事件和其他事件,它们占事件总数的68.9%。对事件原因和事件后果作了统计分析。最后,为减少事件的发生提出了一些建议。   详情>>
来源:《核安全》 2009年第01期 作者:高起发;邱江
5.核燃料后处理厂溶剂再生系统始发事件分析
吕丹;李锐柔
<正>始发事件的分析用以识别设施或系统的潜在危害,是事故分析的基础。目前,美国核管会和美国能源部均要求核燃料循环设施的安全分析需对整个设施的潜在危害进行识别,以筛选出需要关注的危害进行进一步事故分析。以后处理厂共去污分离循环的溶剂再生系统为研究示范对象,采用失效模式和影响分析...   详情>>
来源:《第十三届全国核化学与放射化...》 2014年第期 作者:吕丹;李锐柔
6.UF_6泄漏事故分析
范育茂;覃锐
作为铀燃料富集过程的中间物质,UF_6被广泛地应用于铀转化厂、铀富集厂和核燃料元件厂。由于其化学性质活泼,且兼有放射性辐射和化学危害,故需要对uF_6泄漏事故予以高度重视。本文介绍了uF_6水解反应过程,分析了uF_6意外泄漏情况下可能的释放类型、途径和扩散特征。结果表明,事故情况下uF_6的...   详情>>
来源:《核安全》 2012年第02期 作者:范育茂;覃锐
7.乏燃料后处理厂事故安全分析方法的探讨
李锐柔;徐云起
参考了NRC、DOE、IAEA等相关文件,结合我国乏燃料后处理厂安全分析的经验和实际技术水平,建议我国乏燃料后处理厂在事故安全分析中可采用确定论和概率安全分析相结合的风险评价方法,并提出了相应的工作流程。   详情>>
来源:《核安全》 2012年第03期 作者:李锐柔;徐云起
8.乏燃料后处理厂“红油”爆炸安全分析
许明霞
介绍了乏燃料后处理厂不稳定化合物"红油"(采用的萃取剂磷酸三丁脂TBP和稀释剂及其它们的降解产物与来自硝酸或相关重金属铀或钚的硝酸盐之间的反应)的形成及其引发的爆炸机理,简要概述了在世界范围内后处理厂发生的重要的相关爆炸事件或事故,对具有代表性的高放废液蒸发器发生这类事故进行了...   详情>>
来源:《核安全》 2011年第01期 作者:许明霞
9.后处理厂与核电厂概率安全评价方法学的比较
吴中旺;奚树人
为了确保中国动力堆乏燃料后处理中间试验工厂(中试厂 )安全可靠地设计和运行 ,在用确定论方法对其事故进行分析的同时 ,有必要应用概率安全评价 (PSA)方法对中试厂进行安全评价。该文借鉴核电厂 PSA实践经验 ,研究了国际上后处理厂 PSA的应用情况 ,从设计安全基本原则、PSA方法学、可靠性数据...   详情>>
来源:《清华大学学报(自然科学版)》 2000年第12期 作者:吴中旺;奚树人
10.美国能源部《非反应堆核设施安全分析编制指南》分析及对...
申红;赵善桂
为规范和指导非反应堆核设施安全分析报告的编制,美国能源部发布了《非反应堆核设施安全分析编制指南》,分析该指南的主要技术内容,并给出借鉴该指南修订我国相关法规、导则及开展概率安全评估(Probability Safety Assessment,简称PSA)的建议。   详情>>
来源:《核安全》 2014年第01期 作者:申红;赵善桂
第7章 核材料衡算
1.压水堆元件厂核材料衡算与评价的难点分析
张敏;阙骥
依据《低浓铀转换及元件制造厂核材料衡算》导则要求,以我国某压水堆元件厂的核材料衡算与评价数据为基础,对核材料衡算与评价过程中设备管道滞留量测量和不明核材料量评价涉及的随机误差方差、长期系统误差方差和短期系统误差方差对总误差方差的贡献程度等难点进行深入分析研究,并提出可行的...   详情>>
来源:《核技术》 2013年第10期 作者:张敏;阙骥
2.件料核材料衡算MUF评估软件设计
王冬;杨道军
以核材料衡算技术为基础,编制了件料核材料衡算MUF评估软件。该软件由数据输入模块、数据处理模块、数据查询模块、数据打印模块、系统设置模块等组成,能进行MUF值评估,根据MUF值和MUF测量方差进行t检验和置信区间估计,并能进行结果查询、打印、生成报表,同时多用户管理功能增强了信息的安全性...   详情>>
来源:《核技术》 2009年第07期 作者:王冬;杨道军
3.散料核设施核材料衡算与MUF评价
王宏军
针对散料核设施,提供了一个核材料衡算和MUF评价的方法。核材料衡算是以一个核材料平衡区为衡算单位,以一个闭合的核材料平衡期为限,按核材料平衡方程式(MUF方程式)来计算。衡算的结果(即计算的MUF值),采用概率-统计技术来进行MUF评价,其结果可作为推断核材料是否发生了...   详情>>
来源:《核科学与工程》 1996年第01期 作者:王宏军
4.关于核材料衡算中秤重误差方差的求取
杨海峰;刘天舒
由于秤重在核材料衡算中的大量应用,如何求取秤重的随机误差方差与秤量的系统误差方差是解决核材料闭合衡算的一个重要方面。本文循序渐进讲述如何求取这两类误差的方法及步骤,以期对核材料衡算工作有一定的借鉴。   详情>>
来源:《核安全》 2009年第02期 作者:杨海峰;刘天舒
5.铀离心浓缩设施核材料衡算评价技术
高雪梅
<正>核材料衡算评估是国内核材料管制的主要技术措施,是探知核材料被盗、丢失和非法转用的重要依据。国家为了实施核材料管制,要求核设施建立核材料衡算帐目系统,对所持有的核材料进行衡算。设施对帐面存量和实物存量的差值即不平衡差(MUF)进行评估。MUF评估是设施进行帐   详情>>
来源:《中国原子能科学研究院年报》 2011年第00期 作者:高雪梅
6.核燃料元件制造厂核材料衡算与控制视察程序
陈连仲;程微微
本标准规定了核燃料元件制造厂核材料衡算与控制的各视察项目的检查目的、内容、要求和核查方法,以提供国家级核材料管制视察员按此规程对核燃料元件制造厂的核材料衡算与控制实施现场视察,核实核材料许可证持有者是否已将对核材料的持有和使用限制在许可...   详情>>
来源:《中国原子能科学研究院年报》 1997年第00期 作者:陈连仲;程微微
7.后处理设施放射性调试铀的衡算
杨英
<正>对于一个给定的核材料衡算周期,后处理设施的MUF值是衡量后处理设施在核材料控制方面的行为尺度,核材料衡算控制,主要是对"不平衡差(MUF)"的误差极限允许限额进行控制。在进行某一个平衡区衡算周期的MUF评价前需要开展一系列的工作,其中包括系统的期初、期末的阶段性盘存;通过建立适宜的测...   详情>>
来源:《第十三届全国核化学与放射化...》 2014年第期 作者:杨英
8.铀离心浓缩厂核材料衡算帐目管理软件的开发
高雪梅;程炳皓
本系统的主要特点有:1)按照国际原子能机构和设施自身对核材料衡算与控制的要求,自动产生有关的设施级衡算帐目和机构所要求的PIL、MBR、ICR报告;2)该软件具有数据库编辑、文本编辑、代码查看和设置功能;3)支持多种打印设备和报表预览功...   详情>>
来源:《中国原子能科学研究院年报》 1998年第00期 作者:高雪梅;程炳皓
9.铀生产工艺设备中滞留量测量的自吸收校正方法
何丽霞;甘霖
实现铀生产工艺设备中滞留量的准确测量是核材料衡算与控制过程的一个关键点。由于γ射线的自吸收效果显著,工艺设备几何结构特殊,无法采用常规校准方法进行数据处理。本文开展该情况下的自吸收校正方法研究,在物料厚度、介质成分、几何参数不确定的条件下,初步建立了自吸收二维校正模型。模拟...   详情>>
来源:《原子能科学技术》 2014年第05期 作者:何丽霞;甘霖
10.核燃料元件生产线区段闭合衡算试验研究报告
张强;古德军
为了实现核燃料元件生产线闭合衡算达标目标,科学合理地评价一定平衡周期内的核材料无名损失(MUF),找出生产线整个测量系统中存在的薄弱环节、物料的主要流失点、MUF产生的真正原因和提高测量系统的精度,通过对芯块制造车间子平衡区的核材料进行跟踪管理以及对主要的物料形态二氧化铀粉末、二...   详情>>
来源:《中国核科技报告》 1999年第S4期 作者:张强;古德军
第8章 环境影响评价
1.关于核燃料循环建设项目竣工环境保护验收监测的思考
张露;汪萍
针对核燃料循环建设项目竣工环境保护验收监测活动中存在的问题作探讨,明确了验收监测活动的起点,建议加强验收监测方案编制的培训。指出应重视流出物的持续监测和环保设施运行效率的验证,验收监测方案应参考环评文件中的环境监测计划,结合设施运行后的现状合理编制,并重视与污染源项有关的其...   详情>>
来源:《环境监测管理与技术》 2015年第05期 作者:张露;汪萍
2.核燃料制造设施对环境的影响
申红
随着我国核电厂的大量建设,核电厂对环境的影响,很多国家都进行了研究,而且已编制了核电厂的环境数据和分析,公众通过这些数据对核电厂的安全性可以有所了解,然而对核燃料循环设施的环境数据却很少有据可查。目前,我国核燃料循环设施正处于快速发展时期,为了使公众能够更好地理解核燃料循设施...   详情>>
来源:《2012中国环境科学学会学术年...》 2012年第期 作者:申红
3.铀浓缩厂环境影响评价中有关排放源项的讨论
康晶;王彦
近些年,新建的铀浓缩厂在进行环境影响评价工作时,在厂址、气候、源项、环境影响评价模式、参数选择以及事故等方面都出现了很多的新问题,也进行了较多的讨论。本文针对近期评价中遇到的几个问题进行了讨论,并以实际案例作为举证,提出了铀浓缩厂离心级联大厅全面排风应作为放射性排放源项,且归...   详情>>
来源:《辐射防护分会2012年学术年会...》 2012年第期 作者:康晶;王彦
4.核燃料后处理厂选址阶段的环境影响评价与分析
马敬;麻锦琳
随着我国核电的高速发展,产生的乏燃料数量日益增多,建设工业规模的核燃料后处理厂是保证我国核能可持续发展的关键途径与步骤。由于我国尚未建立针对工业规模核燃料后处理设施的相关环保设施方案与环境影响评价标准体系,本文首次依据核燃料后处理厂可行性研究阶段的工程方案对运行状态和事故...   详情>>
来源:《核科学与工程》 2015年第02期 作者:马敬;麻锦琳
5.综合安全评价方法在贫化UF_6转化设施环境风险评价中的应...
王彦;康晶
美国核管会(NRC)要求其核燃料循环设施在申请许可时,必须使用综合安全评价(ISA)方法对设施的潜在风险进行评价,进而提高设施的安全性。目前,我国尚未开展核燃料循环设施的风险评价,通过借鉴ISA评价方法,结合我国的相关监管要求,针对贫化六氟化铀(DUF6)转化设施开展风险评价,分析其风险可接受性...   详情>>
来源:《辐射防护》 2015年第S1期 作者:王彦;康晶
价格:¥56.50

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