找不到引用ASTM D7727-11(2016) 的标准
研究的热点主要集中于3个方面:1)正常工况下燃料的安全性和可靠性;2)事故工况下裂变产物释放、燃料熔化、氧化产氢等可能性的评价;3)高温下力学性能。 由于ATF包壳材料的材料特性(如中子吸收截面、热导率等)与传统的锆合金包壳材料的不同,因此会对反应堆物理、热工水力等造成影响。...
为此在九十年代初,曾对P-T方法处置核废物作出过否定结论的以A.G.Croff 为首的同一组人对P-T方法处置核废物作了重新评价,得出一些新的结论:乏燃料元件中的锕系核素通过分离回收,只要分离后的α放射性丢失在废液中的量达到EPA规定中C类废物的释放标准,则残留放射性废物再衰变1000年就可以达到EPA 规定的高放废物埋藏和低放废物处置标准。因而有可能解决长寿命核废物的远期风险问题。...
四、我国高温气冷堆的市场前景(一)高效发电60 万千瓦级高温气冷堆核电机组不会发生堆芯熔毁,满足国际现在及未来最严格的核安全标准,满足事故条件下对厂址周边最严格的放射性剂量限制标准,在技术上不需要厂外应急。因此,为满足日趋严格的环境保护要求,可以在一部分面临退役的火电厂址上建设高温气冷堆核电机组,充分利用原有火电汽轮机和冷却塔等基础设施和设备。...
来看中央台驻日本特约记者黄学清的报道: 记者:针对在东京电力福岛第一核电站2号反应堆的原子炉安全容器内的气体中,检测出了微量核裂变产物放射性元素的问题,日本经济产业省核安全保安院昨天宣布,检测出的是氙133和氙135,东京电力昨天再次检测的结果也检测到了同样浓度的气体。保安院称因为和裂变反映产生了氙的可能性很高,并表示1号机和3号机也有可能发生同样的核裂变。 ...
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