您的位置: 专家智库 > >

刘原中

作品数:22 被引量:96H指数:5
供职机构:清华大学更多>>
发文基金:“九五”国家科技攻关计划国家高技术研究发展计划更多>>
相关领域:核科学技术环境科学与工程电气工程天文地球更多>>

文献类型

  • 20篇期刊文章
  • 1篇会议论文
  • 1篇标准

领域

  • 18篇核科学技术
  • 3篇环境科学与工...
  • 2篇电气工程
  • 1篇经济管理
  • 1篇天文地球
  • 1篇机械工程

主题

  • 6篇环境影响
  • 5篇气冷堆
  • 5篇热堆
  • 5篇供热堆
  • 5篇核供热
  • 5篇核供热堆
  • 4篇低温核供热堆
  • 4篇高温气冷堆
  • 3篇应急
  • 3篇应急计划
  • 3篇实验堆
  • 3篇计算方法
  • 3篇核安全
  • 3篇核电
  • 3篇放射性
  • 3篇高温气冷实验...
  • 2篇电站
  • 2篇研究堆
  • 2篇质子
  • 2篇质子加速器

机构

  • 22篇清华大学
  • 2篇中国科学院
  • 2篇北京市辐射环...

作者

  • 22篇刘原中
  • 6篇曲静原
  • 4篇奚树人
  • 4篇吴中旺
  • 4篇曹建主
  • 3篇余琦
  • 2篇方栋
  • 2篇唐鄂生
  • 1篇杨玲
  • 1篇李建平
  • 1篇李红
  • 1篇顾洪坤

传媒

  • 6篇辐射防护
  • 6篇核动力工程
  • 4篇清华大学学报...
  • 2篇原子能科学技...
  • 2篇核科学与工程

年份

  • 1篇2008
  • 1篇2006
  • 2篇2004
  • 1篇2003
  • 2篇2001
  • 5篇2000
  • 1篇1998
  • 1篇1997
  • 4篇1995
  • 3篇1994
  • 1篇1990
22 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
研究堆应急行动水平的定量化被引量:3
2000年
应急行动水平(EAL)是用作应急状态分级的技术准则或参数。参照国外制定应急行动水平的方法 ,笔者在参与制定和审评国内几个研究堆应急计划的过程中认为 ,应尽量将导致反应堆应急状态的初始条件量化为一些相应的仪表读数或报警设定值 ,从而为工作人员迅速识别和确认应急状态等级并采取相应的应急响应行动提供清晰的技术基础。并根据这一原则 ,实现于清华大学核能技术设计研究院核设施应急计划的修改和制定中 。
吴中旺曲静原刘原中奚树人
关键词:研究堆应急计划
模块式高温气冷堆正常运行工况下气载放射性物质向环境释放量的计算方法被引量:1
1994年
模块式高温气冷堆正常运行工况下向环境释放的气载放射性物质主要有6种来源。本文介绍了计算这6种来源的气载放射性物质向环境的释放量的方法。
刘原中
关键词:高温气冷型堆放射性物质环境影响
研究反应堆应急计划制定中的若干问题被引量:3
2000年
结合我国研究反应堆应急计划的实践经验 ,参照美国核管会 ( NRC)建议的有关方法 ,对研究反应堆应急计划制定中涉及的应急状态等级的划分依据、应急行动水平的定量化、应急计划区的确定、严重事故的考虑以及多堆应急计划的管理等若干问题进行讨论 。
曲静原吴中旺刘原中奚树人
关键词:研究反应堆应急计划
分段烟羽模型和烟团模型在核事故应急中的应用比较被引量:20
2001年
为了研究分段烟羽模型和烟团模型在核事故应急中的适用性 ,对不同流场条件下分段高斯烟羽模型和烟团模型的模拟结果进行了比较。在均匀稳定流场中 ,两种模型的模拟结果相近 ;而在非均匀稳定的流场中 ,分段烟羽模型的模拟结果呈现明显的不连续性。而且对于瞬时释放 ,烟团模型比分段烟羽模型更接近实际情况。通过对模型性能的对比 ,并考虑应急决策支持的要求和我国核电站的厂址条件 。
余琦刘原中
关键词:大气弥散核事故应急决策支持系统核电站厂址
核电厂应急计划与准备准则.第11部分:应急响应时的场外放射评价准则
GB/T 17680的本部分规定了核电厂发生或可能发生的放射性物质向环境释放的事故时所采用的辐射剂量评价(以下简称剂量评价)准则。本部分适用于核电厂事故所致的场外辐射剂量的评价,包括预期评价和后续评价。
刘原中
关键词:核安全应急设备事故预防
文献传递
从5MW THR的环境影响看低温核供热堆的厂址选择
1990年
通过分析5MW THR 正常运行和事故工况下放射性释放对环境的影响,说明低温核供热厂址可建造在城市附近,离城市边界的距离为2km,禁区半径为250m。
刘原中方栋
关键词:核供热厂址
低温核供热堆热网回路的辐射安全评价被引量:1
1994年
本文主要介绍低温核供热堆为防止放射性物质进入热网回路的安全措施,在正常和事故工况下热网回路水中的放射性水平及其对用户所受最大可能剂量的估计。结果表明,即使在发生概率极低的最严重事故条件下,热网回路水最大可能达到的放射性核素浓度也比天然水的本底浓度低1个量级,足以保证广大用户的安全。
刘原中
关键词:供热堆核安全辐射防护
中国高温气冷堆核电示范工程环境辐射影响初步分析被引量:4
2006年
对我国高温气冷堆核电示范工程(HTR-PM)进行了环境辐射影响分析和评价。内容包括堆芯放射性总量的计算、正常运行工况下放射性核素的年释放量、事故源项的分析计算以及正常运行和事故情况下辐射剂量的估计。分析结果表明:正常运行工况下,HTR-PM放射性释放对公众成员可能产生的辐射剂量远低于我国目前的法规要求;设计基准事故情况下对公众成员可能产生的辐射剂量明显低于需要在场外采取隐蔽措施的通用干预水平。
曲静原曹建主李红刘原中方栋
关键词:模块式高温气冷堆示范电站
MHTGR一回路氦气中放射性核素浓度的计算方法被引量:1
1994年
模块式高温气冷堆MHTGR(简称模块堆)一回路冷却剂氦气中放射性核素浓度的计算是辐射防护设计和环境影响评价的基础。本文根据模块堆一回路氦气中放射性核素的来源和去除机制导出了氦气中放射性核素浓度的计算方法,并得出解析解的计算公式。
刘原中
关键词:氦气放射性同位素
池式高通量研究堆气载放射性流出物的释放量计算
1995年
本文给出了池式高通量研究堆正常运行工况下气载放射性流出物向环境释放的三种主要途径及相应的计算方法,它们是:(1)堆芯水池上方气空间中放射性核素的通风排放,(2)重水系统的泄漏排放,(3)实验孔道中被活化的空气及微尘的排放.对一座热功率为20MW的池式高通量研究堆,经计算得到每年向环境的释放量很小,主要核素为41Ar,年释放量约8×1012Bq;其次是氚,年释放量约2×1011Bq.
刘原中
关键词:研究堆
共3页<123>
聚类工具0