临界事故属于《中国图书分类法》中的五级类目,该分类相关的期刊文献有32篇,会议文献有9篇,学位文献有3篇等,临界事故的主要作者有刘华、刘新华、李冰,临界事故的主要机构有上海交通大学核科学与工程学院、中国原子能科学研究院、中国辐射防护研究院等。
统计的文献类型来源于 期刊论文、 学位论文、 会议论文
1.[期刊]
摘要: 目的在开展二氧化铀(UO_(2))芯块运输容器设计时,应进行临界安全分析,优化容器设计,并通过得出的临界安全指数(CSI)限定可运输货包的数量,确保在任何可信...
2.[期刊]
摘要: 热管冷却反应堆(简称"热管堆")以其体积小、环境适应能力强、结构紧凑,具有非能动安全等优点,在深海潜航以及空间探测等领域拥有广阔的前景,是核能利用的先进技术之...
3.[期刊]
摘要: 本文阐述了布置核临界事故报警系统的意义和原则,分析了核临界事故可能发生的机理,初步建立了一套核临界事故情景假设分析方法。研究了最小临界事故源项计算方法以及三维...
4.[期刊]
摘要: 氟化铀酰溶液临界事故是核燃料循环设施潜在的一种临界事故,需要做好其相应的事故应急评价,为应急响应提供辅助决策支持。临界裂变次数是核临界事故应急评价的重要内容,...
5.[期刊]
Nuclear Power in the Fuel and Energy Complex of Ukraine
摘要:
6.[期刊]
摘要: 易裂变材料运输过程中重要的安全问题之一是临界安全。在对运输货包进行临界安全分析中必须要同时考虑多货包阵列形式、事故后货包损伤对临界安全影响、最佳水慢化条件等因...
7.[期刊]
摘要: 锂冷空间堆运行时产氦,对其锂回路传热有不利影响.可在其锂回路设计气液分离器除去锂中的氦,设计气液分离器需要选择合适的参考模型.文章通过考虑锂冷空间堆除氦的技术...
8.[期刊]
摘要: 针对锂冷空间堆运行时产气的问题,设计了锂冷空间堆LCSR,对其锂回路产气行为进行研究,通过计算LCSR寿期内的总产气量、不同气体各自的产量,结合所产气体的性质...
9.[期刊]
摘要: 【欧洲铀浓缩公司网站2017年11月16日报道】德国联邦环境、自然保护、建筑和核安全部(BMUB)近日就“停止德国境内铀浓缩与核燃料生产可能的法律先决条件”公...
10.[期刊]
摘要: 为验证CEFR-MOX燃料组件运输容器临界安全分析结果,本文对临界安全计算模型、正常和事故工况下情景假设、临界安全分析等内容使用MCNP程序进行了分析与计算....
11.[期刊]
摘要: 放射性核素大气弥散模式可以模拟正常工况和事故工况下,放射性核素在不同尺度下的大气输送与扩散,为核电站选址、辐射环境监测和核事故应急提供科学依据。归纳了目前广泛...
12.[期刊]
摘要: 【世界核新闻网站2010年10月28El报道】在哈萨克斯坦总统纳扎尔巴耶夫对法国进行国事访问期间,法国阿海珐集团(Areva)首席执行官Anne Lauver...
13.[期刊]
摘要: 针对国内外普遍关注的核事故源项反演与事故后果评价的问题,运用遗传算法-单纯形法结合烟团模型实现了对源强的反算和释放点位置的快速定位。遗传算法-单纯形法与遗传算...
14.[期刊]
摘要: 针对国内外普遍关注的核事故源项反演与事故后果评价的问题,运用遗传算法-单纯形法结合烟团模型实现了对源强的反算和释放点位置的快速定位.遗传算法-单纯形法与遗传算...
15.[期刊]
摘要: 为探索适用于核事故现场实时释放量的快速反演计算方法,将集合卡尔曼滤波方法和高斯多烟团扩散模型结合,建立了核事故源项释放量集合卡尔曼滤波计算流程,研究讨论了集合...
16.[期刊]
摘要: 为研究加速器驱动次临界反应堆系统(ADS)次临界堆芯与靶的耦合特性,以验证设计方法和计算程序,本文构建了ADS特有的快中子谱、较高能量放大系数及负温度系数的铅...
17.[期刊]
摘要: The rapidly and continually back-calculating source term is important for nucle...
18.[期刊]
Effects of CT based Voxel Phantoms on Dose Distribution Calculated with Monte Carlo Method
摘要: A few CT-based voxel phantoms were produced to investigate the sensitivity of M...
19.[期刊]
摘要: 如果核设施发生了核临界事故,不仅要迅速做出回应,更重要的是要准备好应急响应。新的ISO标准—ISO11320:2011《核临界安全—应急准备和响应》,为措施的...
20.[期刊]
摘要: 在新燃料组件运输过程中,临界安全是重点。使用MCNP程序对中国先进研究堆新燃料组件的运输进行临界安全计算分析,通过选取最不利临界安全的次临界限值、组件模型参数...
1.[会议]
摘要: 以国外核燃料工厂22例核临界事故为研究样本,统计了临界事故的时间、地点,梳理归纳了临界事故的起因和危害,并分析了临界事故的预防和缓解措施的投入及使用情况,以便...
2.[会议]
摘要: 本文采用最佳估算方法进行临界安全分析,模拟系统真实的物理状况,分析复杂系统中多参数耦合的影响.针对核临界安全分析中的乏燃料贮存格架和燃料运输容器建立临界计算模...
3.[会议]
摘要: 核临界安全是核工业发展过程中最重要的安全问题之一,其中对临界事故的评价和分析是临界事故后屏蔽设计、应急计划等的基础,因此具有重要的研究意义和工程价值.CAAC...
4.[会议]
摘要: 以美国西屋公司典型的3环路压水堆为参考对象,采用轻水堆严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.4,建立了一个典型的3环路压水堆严重事故计算模型...
5.[会议]
摘要: 核临界事故是核燃料循环设施必须考虑的典型核事故之一.迄今为止,美国、英国、日本等国家的核燃料循环设施都发生过核临界事故,甚至导致人员死亡,核临界事故的安全问题...
6.[会议]
摘要: 临界报警器是一种特殊工业加工储存场所必备的监测仪器,其对临界事故报警响应,国家有着严格的要求.其中包括报警响应时间和可靠性.选用合适的可编程控制器与临界报警器...
7.[会议]
摘要: 为了方便近区物理测试使用蒙特卡罗计算方法研究辐射屏蔽问题,以满足精密物理测试的需要,特设计一个使用MCNP/4B软件的可视化的操作平台.它具有人机互动、可操作...
8.[会议]
摘要: 本文对728零功率实验临界的一个准圆形均匀实验布置和改变此布置的元件栅距的几个方案,分别采用MCNP程序自带的数据库(ENDF/B6)和核数据中心提供的CEN...
9.[会议]
摘要: 本文针对504工程740L核燃料制备容器为对象,利用MCNP4B程序计算了该容器在发生临界事故时,15s内周边环境剂量场分布情况.
1.[学位]
摘要: 对日本东京大学Oka等人开发的超临界水堆事故分析程序(SPFR)进行了改进及验证,同时研究不同的传热关联式对向上流燃料通道,向下流燃料通道,再生区燃料通道中热...
2.[学位]
摘要: 外源驱动次临界系统(如ADS)是一种新型核能系统。在线重构次临界度是ADS反应堆物理的主要研究内容之一。由于ADS具有连续的强外中子源及反应堆处于次临界状态,...
3.[学位]
摘要: 铅基反应堆(以下简称铅基堆)是第四代核能系统与加速器驱动次临界系统的重要候选堆型。与其他快中子反应堆一样,由于铅基堆在正常运行时堆芯布置不是使Keff为最大的...