简介：本文论述了退役源项在核设施退役中的重要性,定义了什么是退役源项.本文主要从退役源项计算的内容和时间两方面对退役源项的计算进行分析,没有涉及具体的计算方法.由于退役方式的不同将导致退役源项的特征有很大的差异,因此本文就退役方式对退役源项的影响做了详细的分析.

简介：一回路冷却剂源项是核电厂核与辐射安全的重要基础数据。本文采用RELWWER程序,并结合核电厂的实测数据,对WWER1000型机组一回路冷却剂裂变产物源项进行了分析及计算考虑一定的设计裕度,得到了一套设计源项和现实源项,可为该机型辐射防护和放射性废物管理的设计提供参考。

简介：本文简要介绍了第一次全国污染源普查放射性污染源普查表的具体内容和普查表填报中出现的问题,分析了主要原因,并提出了放射性污染源普查数据审核方法及要点,以确保普查数据的准确性和科学性。

简介：依据我国现行法规及标准，建立一套适用于放射性废物库退役源项调查的参考方法，并结合案例分析对建立的调查方法进行探讨，该案例应用此方法在未取得库体内放射性废物的情况下使用有限的监测数据作出了放射性废物量的合理估算。

简介：从事故背景、过程、放射病理学、调查结果、结论和经验教训等方面对2000年泰国北揽府医用60^co源辐射事故进行了介绍。该辐射事故的实践表明：医疗设备供应商未获得行政许可接收闲置放射源，并擅自转运、储存于无安全保卫措施的仓库，监督检查和执法工作弱化，是事故发生的主要原因。科学、有效的辐射应急计划，训练有素、装备精良的应急响应队伍，创新的措施和方法，为在复杂地点快速回收放射源并对受照人员开展合适、充分、有保障的医疗救助提供了保障。本文可为辐射事故应急提供借鉴和参考。

简介：中国散裂中子源的核心装置是质子加速器,在加速及打靶过程中,产生的中子和γ射线会在加速器大厅内形成较高的辐射剂量,假如人员误入正在产生脉冲辐射的高辐射区,将会造成严重的人身伤害事故。辐射安全联锁门禁系统的设计目的就是要避免人员误入或误留在高辐射区。本文基于PLC和高安全门禁控制器,实现了一个稳定性高、安全性好,简单可靠可扩展的联锁门禁系统,阐述了该联锁门禁系统的系统组成、工作流程和系统的建造情况。

简介：当发生堆芯熔化事故时,压力容器外部冷却是保持压力容器完整性及实现熔融物堆内滞留（In-VesselRetention,简称IVR）的一项重要策略。在高温熔融物的热载荷和内部压力的共同作用下,压力容器外壁面和保温层之间的冷却流道可能发生变形,造成冷却能力的降低,进而威胁到压力容器的完整性。因此,有必要分析IVR条件下压力容器冷却流道变形的影响因素。结果表明,热膨胀是造成冷却流道变形的主要因素。在IVR策略成功的前提下,内压和热流密度对流道变形的影响有限。

简介：压力容器外部冷却系统是发生堆芯熔化严重事故之后为防止事故进一步恶化熔穿压力容器下封头而设置的重要安全系统。文章采用CFD软件针对第三代压水堆核电技术的压力容器下封头外部冷却系统的结构特点和运行模式进行建模,研究严重事故工况下不同入口流量和流道间隙对压力容器外部冷却系统的流动和传热特性的影响。研究表明入口流量越大,流体的平均温度越低,但流场的分布趋势是一致的;在流道的中下部区域,流体温度变化不明显,在流道的中上部区域,温度变化明显,径向温度梯度很大;流道间隙越大,流体的平均温度越低;流道间隙越窄,局部换热会强化,但流道的阻力会增加,流道结构设计的优化有利于提高压力容器下封头的安全裕度。

简介：本文采用一体化严重事故分析程序,以AP1000核电厂为研究对象,在以1#SG隔间主管道发生的小破口冷却剂丧失事故情况下,针对不同的破口尺寸及破口位置对氢气源项的影响进行分析。结果表明,氢气的生成量虽然与破口的尺寸有关,但并不呈现明显的变化规律,并且氢气释放的时间段较为集中,其主要来源于燃料包壳外的锆-水反应;而在破口尺寸相同的情况下,当破口位于主管道冷段时,氢气生成速率的峰值最大;同时最大总的氢气累积生成量出现在位于主管道热段的破口处。

简介：2005年3月7日，国家环境保护总局发出《关于在部分省(市)开展电磁环境污染源申报登记试点工作的通知》，通知指出，随着中国经济快速发展，各种利用电磁能和产生电磁场的设备、设施日益增多，由此造成的电磁环境污染日趋严重．社会各界和公众对此反映强烈。为保护环境。保障公众健康．