导读:本文包含了放射性源项论文开题报告文献综述、选题提纲参考文献及外文文献翻译，主要关键词:放射性,气溶胶,核电厂,破口,反应堆,合金,平台。
放射性源项论文文献综述
徐艳凤,张鹏飞[1]（2019）在《压水堆核电厂放射性源项的估算方法研究》一文中研究指出给出了通过安全壳大气取样分析结果估算核事故情况下压水堆核电厂向环境释放的放射性源项的方法,对相关因素进行了讨论,并与核事故辐射后果评价软件RASCAL4.2的评价结果进行了比对,验证了方法的有效性。发现了软件RASCAL4.2的不足,并提出了相应的改进建议。(本文来源于《核动力工程》期刊2019年01期）
彭超[2]（2016）在《球床型氟盐冷却高温堆正常运行工况下放射性源项的初步分析》一文中研究指出放射性源项是指放射性物质由给定源向环境的实际释放或潜在释放信息,主要包括释放核素的种类、形态、数量以及随时间变化的其他释放特征。反应堆放射性源项分析是反应堆安全分析的重要组成部分,是反应堆设计、安全运行、退役、放射性废物管理、环境影响分析和应急计划制定等工作的重要基础。氟盐冷却高温堆是一种新的堆型,正处于研究设计的初步阶段,在堆芯设计、材料成分以及运行环境等方面都跟其它堆型存在一定的不同。这决定了氟盐冷却高温堆的源项有其自身的特点,例如,FLiBe熔盐冷却剂在中子的活化下产生氚,氚在高温环境中对金属材料具有很强的渗透性,是氟盐冷却高温堆设计时必须考虑的问题。本文初步建立了一套球床型氟盐冷却高温堆正常运行工况下源项的分析方法,并采用中国科学院上海应用物理研究所10 MWth固态燃料钍基熔盐堆(TMSR-SF1)的概念设计作为基准设计,计算了正常运行工况下TMSR-SF1的源项。本文采用输运-燃耗耦合的方法,完成了堆芯裂变产物产额分析以及堆内构件材料的活化分析;采用压力容器破损模型分析了TRISO燃料颗粒的辐照性能,探讨了燃耗深度、运行温度以及SiC层的材料属性对TRISO颗粒性能的影响;采用扩散模型分析了重要核素在燃料中的释放特征;建立了重要放射性核素在TMSR-SF1中的迁移方程,计算了重要放射性核素在一回路冷却剂、覆盖气以及包容体中的分布情况;并根据温度梯度质量传输理论分析了60Co的沉积效应。本文计算了TMSR-SF1在以10 MW满功率运行200天后,包容体内各部分的放射性核素的情况。计算表明在低燃耗、低运行温度环境下,燃料颗粒不会发生破损。燃料中的裂变产物主要通过制造缺陷、重金属污染和核素迁移等方式进入到一回路冷却剂中。冷却剂中的放射性核素除来自燃料外,还来自于冷却剂自身活化以及结构材料腐蚀产物的活化。大部分的放射性核素被滞留于氟盐冷却剂中,部分核素,主要是惰性气体、碘、氚和少量惰性金属,将会进入冷却剂覆盖气。一回路冷却剂的覆盖气构成了氟盐冷却高温堆主要的可向环境释放的源项。氚的释放、14C的生成、60Co在一回路中的沉积和一回路冷却剂辐照后的高放射性是氟盐冷却高温堆源项分析中需要重点关注的问题。(本文来源于《中国科学院研究生院(上海应用物理研究所)》期刊2016-04-29）
周静,邱海峰,汪细河[3]（2015）在《压水堆核电厂事故后厂房内气载放射性源项计算》一文中研究指出事故工况下辐射防护设计是核电厂辐射防护设计的重要方面,事故后辐射源项作为事故后辐射分区以及人员剂量率评价的重要输入,其计算模型的确定是事故后辐射防护设计中最重要的部分。本文根据设计基准事故放射性后果的严重性,选取大破口失水事故(LOCA)开展事故后辐射防护设计,自主建立事故后气载放射性物质的扩散模型,并验证了源项计算模型的正确性。(本文来源于《核科学与工程》期刊2015年04期）
曹凤波,连国玺,程文娟,何占飞,孙娟[4]（2015）在《伴生铀系煤矿气态放射性源项计算方法的探讨》一文中研究指出介绍伴生铀系煤矿的主要气态放射性污染源,借鉴铀矿采冶所造成的气态放射性源项的计算方法,结合煤矿开采工艺特点,探讨伴生铀系煤矿气态放射性源项的计算方法,为今后辐射环境预测和评价提供依据。(本文来源于《铀矿冶》期刊2015年01期）
李建龙,董正鹏,张文发,王永辉,陈文涛[5]（2014）在《压水堆核电站检修过程中气载放射性源项及防护》一文中研究指出介绍了压水堆核电站检修过程中的气载放射性源项:放射性气溶胶、放射性碘和放射性惰性气体,对3种源项的特点及其辐射防护分别进行了说明。(本文来源于《辐射防护通讯》期刊2014年05期）
陈海英,乔亚华,王韶伟,陈妍,兰兵[6]（2014）在《压水堆燃料组件内放射性源项计算与分析》一文中研究指出反应堆堆芯中核燃料发生裂变时,产生了大量的放射性物质,给核电厂环境保护带来了挑战。燃料组件内的放射性源项是反应堆冷却剂放射性源项屏蔽设计、事故源项分析和放射性后果评估的基础。本文针对压水堆开展燃料组件内放射性源项的计算研究,采用ORIGEN-S程序,建立合适的计算方法,研究不同燃耗下燃料组件内源项计算结果的差异,并对比分析了不同版本的ENDF/B截面库对计算结果产生的影响,为压水堆燃料组件内放射性源项的计算提供参考。(本文来源于《核技术》期刊2014年04期）
李璐,陈义学,刘兆欢,袁龙军,马续波[7]（2013）在《核电厂放射性源项程序DORAST可视化平台开发》一文中研究指出核电厂放射性源项计算程序DORAST能模拟核电厂一、二回路主要设备中气态及液态排放物的放射性活度,以及核电厂主要系统和设备中γ射线的能谱。DORAST程序可计算不同模式下的系统及设备达十余个,通过输入文件输入既耗时又难以保证文件的正确性,计算内容详实使得输出文件有信息量大、阅读困难的缺点。本文利用C#语言开发了友好的可视化界面,将输入参数、生成输入文件、调用可执行程序、对数据后处理生成相应的表格及图表等功能集于一身,极大地方便了用户的使用过程。可视化平台通过界面上的控件和后台程序中参数之间的数据交换来解决并优化问题,结合其输出文件,将其数据表格化,给出相应的图形显示,并能将计算得到的放射性活度直观地显示在核电厂模型图中,显着提升了DORAST程序的工程实用性。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2013年S2期）
李璐,陈义学,刘兆欢,袁龙军,马续波[8]（2013）在《核电厂放射性源项程序DORAST可视化平台开发》一文中研究指出核电厂放射性源项计算程序DORAST能够模拟核电厂一、二回路主要设备中气态及液态排放物的放射性活度,模拟核电厂主要系统和设备中的γ射线的能谱。DORAST程序可计算的不同模式下的系统及设备达十余个,通过输入文件输入既耗时又难以保证文件的正确性,计算内容详实使得输出文件有信息量大、阅读困难的缺点,利用C#语言开发友好的可视化界面,将输入参数、生成输入文件、调用可执行程序、对数据后处理生成相应的表格及图表等功能集于一身,极大地方便了用户的使用过程。可视化平台通过界面上的控件和后台程序中参数之间的数据交换来解决优化问题,结合其输出文件,将其数据表格化,给出相应的图形显示,并能将计算得到的放射性活度直观地显示在核电厂模型图中,显着提升了DORAST程序的工程实用性。(本文来源于《第六届反应堆物理与核材料学术研讨会第叁届核能软件自主化研讨会会议摘要集》期刊2013-08-12）
毛兰方,党同强,曾勤,吴宜灿,FDS团队[9]（2013）在《中国铅基研究反应堆CLEAR-I——回路放射性源项初步计算与分析》一文中研究指出中国铅基研究反应堆CLEAR-I(China LEAd-based Research Reactor)是具有临界/次临界双模式运行的铅铋冷却池式反应堆。其一回路放射性源项研究可以为核设施安全分析、环境影响评价、废物管理及核设施退役等方面提供参考依据,本文针对CLEAR-I开展了一回路放射性源项的计算分析工作。CLEAR-I的额定热功率为10MW,使用液态铅铋合金(LBE)作为主冷却剂,其上方覆盖有氩气作为保护气体。一回路的放射性源项主要来源于铅铋合金及其覆盖气体氩气的活化产物,破损燃料元件释放的裂变产物,以及堆内结构材料的腐蚀产物等。CLEAR-I一回路中的放射性源项计算是在大型集成多功能中子学计算与分析系统VisualBUS下进行的。堆内的中子输运计算和活化计算分别是由MCNP和FISPACT2007程序完成的。在假定的燃料元件包壳破损率的基础上,本文重点对裂变气体、易挥发裂变产物和腐蚀产物等在堆内的迁移进行了计算分析。经过初步分析,反应堆运行约5年后LBE中~(210)Po的总量达到最大值1.95×10~(16)Bq,但绝大部分~(210)Po仍滞留在铅铋冷却剂中,只有很少的量(约10~(-10)份额)挥发进入覆盖气体中。对于其他易挥发核素(I、Cs、Te等),铅铋同样具有很好的滞留能力,均不足10~(-8)份额的量进入覆盖气体中。短寿命裂变气体在迁移至覆盖气体过程中放射性活度会降低3~5个数量级。本文计算的结果可以为CLEAR-I辐射防护设计以及反应堆在正常/事故工况下的环境影响分析提供基础数据支持。(本文来源于《第六届反应堆物理与核材料学术研讨会第叁届核能软件自主化研讨会会议摘要集》期刊2013-08-12）
党同强[10]（2013）在《铅铋反应堆放射性源项计算与剂量评估研究》一文中研究指出放射性源项计算研究放射性核素种类、数量、形态,以及在不同系统之间的迁移过程,它可以为反应堆的屏蔽设计、废物评估和环境影响分析提供参考。铅铋反应堆是快中子反应堆,与压水堆在冷却剂、保护气体等结构和材料上有明显区别。铅铋堆放射性源项也有自身的特点,特别是铅铋活化产生的易挥发放射性核素210Po,是铅铋反应堆设计时必须考虑的放射性问题。因此,本文基于中科院核能安全技术研究所·FDS团队设计的一个10MW铅铋反应堆方案,研究了放射性源项在铅铋反应堆各系统的分布,以及反应堆正常运行时的辐射场分布和事故时对公众的剂量。本文使用了"MCNP-FISPACT"耦合活化计算方法开展了铅铋反应堆材料的活化计算,得到了铅铋反应堆各系统材料的放射性特性,包括活度、余热、接触剂量率和潜在生物危害。然后,根据铅铋反应堆中放射性核素的迁移特性和反应堆的结构特点,建立了铅铋反应堆中放射性核素在不同系统之间的迁移方程。并分析铅铋反应堆正常运行情况下,放射性源项在堆芯、一回路冷却剂、覆盖气体、二回路冷却剂、堆顶包容小室中的分布情况和每年向环境排放的放射性源项,并评估了铅铋反应堆正常运行时周围的剂量场分布。在分析铅铋堆放射性源项分布特点的基础上,选取了叁种有放射性释放的铅铋堆事故,分别评估了叁种事故后铅铋堆向环境排放的放射性源项,以及在非居住区边界上对公众造成的有效剂量。通过本文分析,铅铋反应堆正常运行期间,堆顶包容小室中剂量率为0.126Sv/h,主要来自于堆芯产生的中子,此时堆顶包容小室属于极高辐射区,禁止人员进入。堆顶包容小室中气载放射性核素的有效剂量率为2.81mSv/h,主要来源于裂变气体Kr、Xe,而210Po的有效剂量率仅为4.49×10-17Sv/h。反应堆正常运行期间,每年向环境中排放的放射性核素总活度为2.58×1014Bq。当铅铋反应堆发生放射性核素释放事故时,包括双层容器破口事故、一回路覆盖气体系统泄漏事故和热交换器二次侧出口管道破口事故,对非居住区边界500m处公众个人(成人)0-2h期间的有效剂量都低于《GB6249-2011核动力厂环境辐射防护规定》的限值(5mSv),说明了此铅铋反应堆并不会对环境造成超过国标限值的严重后果。(本文来源于《中国科学技术大学》期刊2013-05-01）
放射性源项论文开题报告
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
放射性源项是指放射性物质由给定源向环境的实际释放或潜在释放信息,主要包括释放核素的种类、形态、数量以及随时间变化的其他释放特征。反应堆放射性源项分析是反应堆安全分析的重要组成部分,是反应堆设计、安全运行、退役、放射性废物管理、环境影响分析和应急计划制定等工作的重要基础。氟盐冷却高温堆是一种新的堆型,正处于研究设计的初步阶段,在堆芯设计、材料成分以及运行环境等方面都跟其它堆型存在一定的不同。这决定了氟盐冷却高温堆的源项有其自身的特点,例如,FLiBe熔盐冷却剂在中子的活化下产生氚,氚在高温环境中对金属材料具有很强的渗透性,是氟盐冷却高温堆设计时必须考虑的问题。本文初步建立了一套球床型氟盐冷却高温堆正常运行工况下源项的分析方法,并采用中国科学院上海应用物理研究所10 MWth固态燃料钍基熔盐堆(TMSR-SF1)的概念设计作为基准设计,计算了正常运行工况下TMSR-SF1的源项。本文采用输运-燃耗耦合的方法,完成了堆芯裂变产物产额分析以及堆内构件材料的活化分析;采用压力容器破损模型分析了TRISO燃料颗粒的辐照性能,探讨了燃耗深度、运行温度以及SiC层的材料属性对TRISO颗粒性能的影响;采用扩散模型分析了重要核素在燃料中的释放特征;建立了重要放射性核素在TMSR-SF1中的迁移方程,计算了重要放射性核素在一回路冷却剂、覆盖气以及包容体中的分布情况;并根据温度梯度质量传输理论分析了60Co的沉积效应。本文计算了TMSR-SF1在以10 MW满功率运行200天后,包容体内各部分的放射性核素的情况。计算表明在低燃耗、低运行温度环境下,燃料颗粒不会发生破损。燃料中的裂变产物主要通过制造缺陷、重金属污染和核素迁移等方式进入到一回路冷却剂中。冷却剂中的放射性核素除来自燃料外,还来自于冷却剂自身活化以及结构材料腐蚀产物的活化。大部分的放射性核素被滞留于氟盐冷却剂中,部分核素,主要是惰性气体、碘、氚和少量惰性金属,将会进入冷却剂覆盖气。一回路冷却剂的覆盖气构成了氟盐冷却高温堆主要的可向环境释放的源项。氚的释放、14C的生成、60Co在一回路中的沉积和一回路冷却剂辐照后的高放射性是氟盐冷却高温堆源项分析中需要重点关注的问题。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
放射性源项论文参考文献
[1].徐艳凤,张鹏飞.压水堆核电厂放射性源项的估算方法研究[J].核动力工程.2019
[2].彭超.球床型氟盐冷却高温堆正常运行工况下放射性源项的初步分析[D].中国科学院研究生院(上海应用物理研究所).2016
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[6].陈海英,乔亚华,王韶伟,陈妍,兰兵.压水堆燃料组件内放射性源项计算与分析[J].核技术.2014
[7].李璐,陈义学,刘兆欢,袁龙军,马续波.核电厂放射性源项程序DORAST可视化平台开发[J].原子能科学技术.2013
[8].李璐,陈义学,刘兆欢,袁龙军,马续波.核电厂放射性源项程序DORAST可视化平台开发[C].第六届反应堆物理与核材料学术研讨会第叁届核能软件自主化研讨会会议摘要集.2013
[9].毛兰方,党同强,曾勤,吴宜灿,FDS团队.中国铅基研究反应堆CLEAR-I——回路放射性源项初步计算与分析[C].第六届反应堆物理与核材料学术研讨会第叁届核能软件自主化研讨会会议摘要集.2013
[10].党同强.铅铋反应堆放射性源项计算与剂量评估研究[D].中国科学技术大学.2013
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