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摘要
第1章 引言
1.1 铅铋反应堆发展现状
1.1.1 核废料处理与ADS研究现状
1.1.2 铅铋反应堆发展现状
1.1.3 中国铅基研究堆设计概述
1.2 反应堆放射性源项研究现状
1.3 论文研究目标和意义
1.3.1 本文研究目标
1.3.2 工作意义
1.4 论文主要内容和结构
第2章 铅铋堆放射性源项计算原理和方法
2.1 材料活化计算原理
2.2 放射性核素迁移原理
2.2.1 堆芯中放射性核素迁移
2.2.2 冷却剂中放射性核素迁移
2.2.3 覆盖气体中放射性核素迁移
2.2.4 堆顶包容小室中放射性核素迁移
2.3 剂量计算方法
2.3.1 吸收剂量
2.3.2 当量剂量
2.3.3 有效剂量
2.4 程序和数据库
2.5 小结
第3章 铅铋堆材料活化特性分析
3.1 计算模型
3.2 活化特性分析
3.2.1 活度
3.2.2 余热
3.2.3 接触剂量率
3.2.4 潜在生物危害
3.3 铅铋堆与其他堆型材料活化特性比较
3.4 小结
第4章 正常运行放射性源项计算与剂量评估
4.1 正常运行时放射性源项计算
4.1.1 堆芯放射性源项
4.1.2 一回路冷却剂中放射性源项
4.1.3 覆盖气体中放射性源项
4.1.4 堆顶包容小室中放射性源项
4.1.5 二回路冷却剂中放射性源项
4.2 正常运行时向环境排放源项
4.2.1 堆顶设备正常泄漏释放的放射性源项
4.2.2 氩气系统排气释放的放射性源项
4.2.3 堆坑空气排放释放的放射性源项
4.3 正常运行的剂量评估
4.4 小结
第5章 事故工况下放射性源项计算与剂量评估
5.1 铅铋堆事故选取
5.1.1 反应堆安全特点
5.1.2 事故的选取
5.2 “双层容器破口”事故
5.2.1 事故描述
5.2.2 源项分析
5.2.3 剂量评估
5.3 “反应堆一回路覆盖气体系统泄漏”事故
5.3.1 事故描述
5.3.2 源项分析
5.3.3 剂量评估
5.4 “热交换器二次侧出口管道破口或断裂”事故
5.4.1 事故描述
5.4.2 源项分析
5.4.3 剂量评估
5.5 小结
第6章 总结与展望
6.1 论文内容总结
6.2 特色与创新
6.3 展望
参考文献
在读期间发表的学术论文目录
在读期间参与项目与获奖情况
致谢