国家科技重大专项(2013ZX06002001)
- 作品数：110 被引量：306H指数：8
- 相关作者：张春明兰兵刘永叶张琼乔亚华更多>>
- 相关机构：中华人民共和国环境保护部中国地震局地球物理研究所北京工业大学更多>>
- 发文基金：国家科技重大专项国家自然科学基金创新研究群体科学基金更多>>
- 相关领域：核科学技术环境科学与工程建筑科学电气工程更多>>
- 大型先进压水堆硼稀释事故模拟分析被引量：1
- 2017年
- 基于美国先进三维节块法堆芯计算程序,建立大型先进压水堆堆芯首循环,选取四个最不利的保守事故工况点,包括满功率工况、启动工况、热备用工况、冷停堆工况,分别进行硼稀释事故分析,计算得到初始条件下的硼浓度以及硼稀释事故的临界硼浓度,最终计算总的硼稀释时间、报警发生时间以及从报警到临界的时间,分析大型先进压水堆发生硼稀释事故工况下的安全性。计算结果表明:在发生硼稀释事故工况下,反应堆有足够的时间在丧失全部停堆裕量前终止硼稀释。
- 韩向臻兰兵黄旭阳王喆
- 关键词：事故分析
- 大型压水堆燃料组件错装载临界事故模拟解析被引量：1
- 2017年
- 燃料组件错装载事故是Ⅲ类事故(稀有事故),可能导致堆芯功率分布的变化。装载过程中可能发生的燃料组件错位的情况几乎是无穷的,无法一一计算。事故分析中我们选取四种典型事故工况,针对堆芯设计采用合理的事故假设并开展模拟计算。基于对在线核心监测系统监测意外负荷能力的肯定,大多数错装载事故可以通过在线监测系统的堆芯监测功能检测出来。针对检测不到的组件错装载事故工况,模拟计算得到最大核焓升因子FΔH为1.66,在安全限值要求范围内。
- 攸国顺李铁萍韩向臻王喆
- 压水堆核电厂放射性流出物源项审评计算软件编制被引量：1
- 2020年
- 介绍了压水堆核电厂放射性流出物源项审评计算软件的编制。该软件分别基于AP1000、CAP1400和EPR三种堆型,设计了19道计算例题对软件进行了测试和验证。将测试结果与美国核管理委员会的PWR GALE软件及EPR设计参数进行了对比。测试结果表明:该软件适用于我国压水堆核电厂放射性流出物源项审评计算,并具有较强的拓展性,可为我国多种新堆型的气液态流出物源项审评提供参考。
- 王昆鹏叶远虑吕炜枫孙业帅刘福东张春明柴建设王亮
- 关键词：压水堆核电厂放射性流出物
- 活性炭吸附放射性废水中U(Ⅵ)的特性研究被引量：2
- 2016年
- 该文研究了活性炭对放射性废水中铀的吸附特性,所研究的影响因素包括接触时间、溶液的pH值pHa、铀的初始浓度和实验温度。利用能谱扫描电镜（SEM）、透射电镜（TEM）、X射线能谱（EDS）和红外光谱（FTIR）对活性炭的表面物化性质和表面功能团进行了表征。结果表明,活性炭表面存在羟基官能团并对吸附起重要作用;吸附反应在30min内可以达到平衡;pHa在3~9对吸附影响较大,在3〈pHa〈5时吸附容量和吸附率增大，在5〈pHa〈7时吸附容量和吸附率减小，在7〈pHa〈9时吸附容量和吸附率上升较快；u（Ⅵ）在活性炭上的吸附反应符合Tempkin、Slip和D-R等温模型及准一级动力学方程；吸附反应是自发放热熵增过程。饱和吸附容量为62．50mg·g^-1，吸附率最大为99．23％。
- 于静王建龙蒋翼周
- 关键词：活性炭放射性废水
- 拉格朗日法模拟华东核电厂^(137)Cs大气扩散特征影响因子被引量：1
- 2017年
- 用拉格朗日法模拟了不同因子对核电厂^(137)Cs大气扩散特征的影响。对华东核电厂在建筑物影响、粒子释放率和释放高度不同参数设置情景下^(137)Cs大气扩散时空分布特征进行模拟。结果表明:考虑建筑物时核电厂80 km范围核素浓度是不考虑建筑物情景的1.0倍。释放高度为65 m时,^(137)Cs浓度是80 m处的1.2倍。粒子释放率对放射性核素浓度的影响甚微。在研究区域尺度核素大气扩散特征时,应重点关注建筑物和释放高度的影响。
- 郭瑞萍杨春林王博张琼张春明
- 关键词：大气扩散
- 基于生态工程理论的典型南方电厂温排水余热综合利用研究被引量：2
- 2016年
- 基于国内温排水余热利用形式单一、总体利用效率不高的现状,对中国南方某电厂温排水(循环冷却水)余热的综合利用进行了初步研究。结合生态工程理论及生态设计的理念,根据中国南方某典型电厂的厂址环境特征及其所在区域的环境条件、环境规划和工业企业现状及发展规划,初步选定相应的"优选利用途径"为"海水淡化(低温多效蒸馏法)",并以"海产品干燥及其他农副产品干燥和加工"为第二位的"优选利用途径"。在此基础上,完成了该典型南方电厂余热综合利用方案的生态设计及方案评价,并对南、北方电厂温排水余热综合利用方案进行了对比分析。
- 刘永叶刘森林陈晓秋
- 关键词：生态工程温排水余热综合利用生态设计
- 北方典型滨海核电厂温排水最高排放温度限值研究被引量：6
- 2016年
- 基于国内现有的温排水排放控制标准可执行性不强的现状,对我国电厂温排水的热污染控制标准中的关键参数—温排水排放口的最高排放温度限值进行了研究。以我国北方某典型滨海核电厂址邻近海域的代表性海洋生物为研究对象,以各季节不同受试物种高起始致死温度(UILT50)的统计分析结果,作为确定该厂址温排水排放口控制的高温限值的主要依据。并结合法规调研法和水温极值预测法,最终确定该典型滨海核电厂址温排水最高排放温度限值的推荐值如下:冬季为31℃,春、秋季为32℃,夏季为34℃。
- 刘永叶陈鲁乔亚华杨阳曹亮
- 关键词：温排水
- γ射线CT放射性废物桶检测技术综述被引量：4
- 2014年
- γ射线CT是近年来应用日益广泛的一种非破坏性放射性废物桶检测技术。该技术能够实现对被测对象中放射源的识别、定量与定位,为放射性废物的进一步处置和管理提供依据。本文简述了γ射线CT放射性废物桶检测技术的应用背景,对其数学模型、系统设计、主要性能指标及其影响因素等进行了总结和阐述,详细介绍了其放射性活度图像重建算法与校正方法等关键技术的相关研究进展,并对其未来的发展方向进行了展望。
- 刘哲张丽
- 关键词：数学模型系统设计性能指标图像重建算法校正方法
- 放射性废树脂特种水泥固化体的辐照稳定性被引量：2
- 2017年
- 为了研究辐照对放射性废树脂特种水泥固化体的影响,确保树脂水泥固化体在长期处置过程中的稳定性,该文重点比较了树脂固化体经过不同剂量的γ射线辐照前后抗压强度和冻融实验后强度以及核素浸出率的变化规律,并通过扫描电镜比较了辐照前后固化体水化产物微观结构的变化情况。研究结果表明:辐照会使固化体抗压强度降低,损失幅度随剂量的增加而增大,并会加剧冻融实验引起的固化体强度损失程度;辐照后固化体对浸出离子的吸附能力降低;微观结构中,铝胶胶团含量相对减少,辐照可能引起其水化产物中高铝凝胶的分解,从而导致对核素滞留能力的降低和浸出率的升高;在累积辐照剂量小于10~5 Gy时,辐照不会对固化体稳定性产生严重影响。
- 李俊峰邱瑜王建龙
- 关键词：放射性废树脂水泥固化抗压强度浸出率
- 美国放射性废物处置补偿探析被引量：1
- 2017年
- 放射性废物的安全处置是保障核电事业可持续发展的重要环节,对处置场所在地给予一定的财政补偿是取得当地居民和政府的支持的一种方式。本文系统分析了美国放射性废物处置补偿的法规体系及补偿研究实践,并对我国放射性废物处置的补偿提出了相应的建议。
- 乔亚华刘永叶叶远虑张琼
- 关键词：放射性废物
