分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-05-24
摘要： [目的] 为解决现有移动式反应堆的研发水平不能满足GB11806-2019《放射性材料安全运输规程》的相关要求，无法在国内的监管体系下取得运输许可的问题，[方法] 本研究根据美国联邦法规10CFR71§12条款的相关要求对移动式反应堆在运输中可能遇到的事故种类进行梳理，并以事故后果最为严重的与油罐车发生撞击作为设计基准事故，对假定功率为20MWt的移动式反应堆在设计基准事故下的事故风险进行计算。[结果] 计算得出移动式反应堆在每年运输一次的条件下设计基准事故的发生概率为9.7×10-6/年，反应堆冷却1年后在设计基准事故下对工作人员的辐照剂量为810mSv；冷却5年后在设计基准事故下对工作人员的辐照剂量为590mSv。[结论] 设计基准事故下移动式反应堆的事故后果远超过SSG-26《Advisory Material for the IAEA Regulations For the Safe Transport of Radioactive Material》和GB18871《电离辐射防护与辐射源安全标准》对工作人员受到的辐照剂量限值，并且设计基准事故的发生概率没有满足我国超设计基准事故10-7/年的筛选要求。因此有必要在移动式反应堆运输过程中采取包括武装押运和路线规划在内的管理措施以降低设计基准事故的概率并采取相应的防护措施缓解设计基准事故后果以满足核安全部门的监管要求。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-05-08
摘要： 高放废液贮存厂房是乏燃料后处理厂中必不可少的重要设施，其稳定运行关系到整个厂区的生产安全。文章依据设计标准并结合工程实践，阐述了高放废液贮存厂房的工艺系统设计，包括高放废液贮存及输送系统、循环冷却水系统、高放废液搅拌系统、工艺尾气处理及贮槽稀释空气系统等等。以实际工程项目为例，介绍了高放废液贮存厂房的整体布置形式、工艺设备及管道的布置特点，可为后续高放废液贮存厂房的设计及其他核化工项目的设计工作提供借鉴和参考。
分类： 核科学技术 >> 辐射防护技术 分类： 核科学技术 >> 核安全 分类： 核科学技术 >> 核聚变工程技术 提交时间： 2024-04-02
摘要： 聚变堆贮存及释放的气态氚的量远高于现行的裂变堆，氚是聚变堆潜在放射性的重要来源。因此，为未来实现聚变堆的安全性及环境友好性，需要研究聚变堆气态氚排放对环境的影响。基于使用高斯模型预测气态氚释放后的大气弥散规律以及氚气（HT）的干沉积、土壤氧化以及氚化水（HTO）的再蒸发效应，计算了聚变堆1g的HT在短期释放情况下对周围环境的公众所造成辐射剂量。计算结果显示：在10m高度处释放的HT对排放点W方位500-3000m处的成人造成的吸入内照射剂量在0.38~0.10mSv之间，不同距离HTO的再蒸发效应所造成的剂量都是气态氚剂量的主要来源，沉降至土壤中的HT被氧化成HTO的比例及气象条件是决定气态氚剂量的关键参数。研究表明聚变堆HT释放所造成公众剂量要高于现行的裂变堆，在后续开展聚变堆的相关研究过程中，需要进一步关注其释放的气态氚对环境的辐射效应。
点击量
点击量
下载量
评论
待评议
