一种压水堆核电厂失水事故放射性源项评估方法

    公开(公告)号:CN108537424A

    公开(公告)日:2018-09-14

    申请号:CN201810255674.4

    申请日:2018-03-27

    Abstract: 本发明涉及核辐射安全领域,具体涉及一种压水堆核电厂失水事故放射性源项评估方法,该方法包括以下步骤:(1)基于反应堆平衡循环寿期末堆芯积存量及放射性核素从堆芯到安全壳大气的释放份额,计算反应堆堆芯释放到安全壳大气的核素初始放射性活度;(2)将核素按照衰变类型分为三类,根据安全壳大气中放射性核素的初始值以及核素在安全壳迁移、释放过程中的产生项与消减项,分类计算安全壳大气中不同时间各核素的放射性活度;(3)根据安全壳泄漏率和步骤(2)得到的安全壳大气中放射性核素活度,积分计算释放到环境中的放射性核素活度。本发明提供的计算方法考虑完整的核素衰变链,科学合理,通用性强。

    一种压水堆核电厂失水事故放射性源项评估方法

    公开(公告)号:CN108537424B

    公开(公告)日:2021-08-20

    申请号:CN201810255674.4

    申请日:2018-03-27

    Abstract: 本发明涉及核辐射安全领域,具体涉及一种压水堆核电厂失水事故放射性源项评估方法,该方法包括以下步骤:(1)基于反应堆平衡循环寿期末堆芯积存量及放射性核素从堆芯到安全壳大气的释放份额,计算反应堆堆芯释放到安全壳大气的核素初始放射性活度;(2)将核素按照衰变类型分为三类,根据安全壳大气中放射性核素的初始值以及核素在安全壳迁移、释放过程中的产生项与消减项,分类计算安全壳大气中不同时间各核素的放射性活度;(3)根据安全壳泄漏率和步骤(2)得到的安全壳大气中放射性核素活度,积分计算释放到环境中的放射性核素活度。本发明提供的计算方法考虑完整的核素衰变链,科学合理,通用性强。

    核反应堆堆芯
    3.
    发明授权

    公开(公告)号:CN106710643B

    公开(公告)日:2018-08-14

    申请号:CN201510779811.0

    申请日:2015-11-13

    CPC classification number: Y02E30/39

    Abstract: 本发明提供了一种核反应堆堆芯。堆芯包括:堆芯容器,其包围形成堆芯反应腔室;冷腔室,位于堆芯容器下部,由堆芯容器的底部和内壁包围形成,用于容纳堆芯工质;热腔室,位于冷腔室上方,其横截面积小于冷腔室,用于提供发生核裂变反应的活性区;堆芯反射层,位于冷腔室上方,其包围形成热腔室的侧壁;主泵,用于将堆芯工质压入热腔室中,使得热腔室中的液面高于冷腔室中的液面。根据本发明的技术方案能够大大提高核反应堆的安全性,使反应堆运行和事故响应时更为可靠,简化停堆所需的流程和设备。

    核反应堆堆芯
    4.
    发明公开

    公开(公告)号:CN106710643A

    公开(公告)日:2017-05-24

    申请号:CN201510779811.0

    申请日:2015-11-13

    CPC classification number: Y02E30/39 G21C5/12 G21C7/30

    Abstract: 本发明提供了一种核反应堆堆芯。堆芯包括:堆芯容器,其包围形成堆芯反应腔室;冷腔室,位于堆芯容器下部,由堆芯容器的底部和内壁包围形成,用于容纳堆芯工质;热腔室,位于冷腔室上方,其横截面积小于冷腔室,用于提供发生核裂变反应的活性区;堆芯反射层,位于冷腔室上方,其包围形成热腔室的侧壁;主泵,用于将堆芯工质压入热腔室中,使得热腔室中的液面高于冷腔室中的液面。根据本发明的技术方案能够大大提高核反应堆的安全性,使反应堆运行和事故响应时更为可靠,简化停堆所需的流程和设备。

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