铀燃料元件制造设施UF6泄漏后室内行为初步分析

来源 :核动力工程 | 被引量 : 0次 | 上传用户:youngyyw
下载到本地 , 更方便阅读
声明 : 本文档内容版权归属内容提供方 , 如果您对本文有版权争议 , 可与客服联系进行内容授权或下架
论文部分内容阅读
为分析UF6泄漏事故细节,包括泄漏流量变化和泄漏到室内后的行为,基于UF6容器内的质量和能量平衡以及室内的质量平衡,建立了UF6室内释放源项分析模型;采用此模型对国内铀燃料元件制造设施安全分析报告中分析的典型UF6泄漏事故进行了分析,得到了事故中容器内的物相变化、泄漏流量和泄漏物态变化;同时得到了泄漏后室内的有害物质浓度和沉降量;以及最终排放到环境中的有害物质浓度等数据.这些数据可为应急计划的实施和环境影响评估提供源项数据.
其他文献
介绍了中广核研究院在事故容错燃料(ATF)包壳领域的最新成果,通过等离子喷涂技术制备出错合金表面的FeCrAl保护层;通过扫描电镜(SEM)与X射线衍射(XRD)分析了涂层的显微结构与
依据我国核安全法规要求,在核安全级应用软件开发过程中,应通过进行一系列的验证与确认(V&V)活动来证明其正确性和安全性.通过对法规标准的研究,结合工程应用经验,明晰V&V管
与陆上核电厂不同,海上浮动堆换料操作会受海浪环境的影响,因此对换料操作工艺和设备提出了新要求.本文选取海洋核动力平台的海上换料方案,对燃料组件在摇摆工况进入堆芯过程
压水堆核电厂热态功能试验中的一回路首次钝化对核电厂一回路材料腐蚀控制和减少腐蚀产物等方面具有重要作用.本文结合理论研究与工程实际情况,提出了在热态功能试验过程中钝
针对热管式空间反应堆,基于Open MC程序产生均匀化截面参数,并由确定论快堆分析程序SARAX进行堆芯输运及燃耗计算。以蒙特卡罗程序(MCNP)的输运计算结果以及MVP程序的燃耗计算
采用计算流体力学(CFD)方法对俄罗斯水-水高能反应堆(VVER)先进燃料组件(AFA)的流动传热特性进行模拟,获得了额定工况下燃料组件冷却剂流场、流动压降和温度分布等。结果表明:与内部
核电厂瞬态曲线由数量巨大的数据点构成,无法直接用于疲劳分析计算.因此,合理地对瞬态曲线进行分段线性化处理是进行疲劳分析的前提条件.本文提出一种基于趋势滤波算法的核电
为满足安装与制造的要求,在蒸汽发生器U形管部位防振条与换热管之间存在一定量的间隙,从而导致了防振条约束强度的不确定性,因此对其间隙进行敏感性分析十分必要.通过数值模
到底是资本逻辑劳动还是劳动雇佣资本,经济学家历来有不同的看法⒚该文在对上述两种理论评析基础上,提出一种中性理论,即:资本逻辑与劳动逻辑的统一⒚
双流体熔盐快堆(DFFR)尚处于概念研发阶段,很多主要设计参数还未确定.本文主要依据DFFR概念进行初步的反应堆设计,并初步评估了这些设计参数与反应堆物理特性的关系,以验证该