何玮
- 作品数：20 被引量：35H指数：4
- 供职机构：中华人民共和国环境保护部更多>>
- 发文基金：国家科技重大专项环境保护公益性行业科研专项大型先进压水堆核电站重大专项更多>>
- 相关领域：核科学技术环境科学与工程更多>>
- 乏燃料干式贮存技术比较分析被引量：13
- 2016年
- 乏燃料贮存方式主要有湿式贮存和干式贮存两种。本文主要调研了国内外乏燃料干式贮存的概况,研究了具有贮存功能的混凝土筒仓式和具有贮存运输功能的金属容器式乏燃料干式贮存设施的技术特点,并对二者的功能、关键技术等方面进行了比较分析,指出了干式贮存技术存在的主要安全问题。最后,结合我国目前乏燃料的离堆贮存需求对我国未来乏燃料干式贮存工作提出了建议。
- 洪哲赵善桂杨晓伟何玮潘玉婷
- 关键词：乏燃料混凝土筒仓金属容器
- 我国核燃料浓缩和制造厂含铀含氟废水处理工艺评价
- 本文简要介绍了我国核燃料离心浓缩厂和核燃料(组件)制造厂在最近工程项目中将采用的含铀含氟废水处理工艺及其特点,指出应进一步考虑在生石灰和废水中氟离子反应生成氟化钙过程中加热使反应更彻底以尽量减少二次固体废物氟化钙渣量的改...
- 邹岷方岚何玮李小龙徐春艳
- 文献传递
- 适用豁免和清洁解控水平的监测——IAEA第67号技术报告简介
- 2014年
- 介绍了IAEA技术报告《适用豁免和清洁解控水平的监测》废物豁免和解控监测的技术,以帮助核设施运营单位在国家审管部门的监管下开展有计划的解控检测活动。
- 蒋婧刘志辉祝兆文何玮李小龙
- 关键词：放射性废物
- 基于风险指引的混合废物处置策略探讨
- 在核燃料循环设施中产生的部分放射性废物中含有化学危险物.鉴于放射性毒性与化学毒性存在一定差异,且当前有关放射性废物管理和处置的技术和相关法规要求尚未关注到此类混合废物,如何处置此类废物已成为核燃料循环设施废物管理面临的一...
- 魏方欣何玮马驰李小龙徐春艳刘新华
- 关键词：放射性废物安全评价
- 乏燃料干式贮存设施辐射屏蔽计算
- 2017年
- 以干式贮存设施内部装载32组不同初始富集度、不同燃耗的乏燃料组件为研究对象,用MCNP程序,计算了不同冷却时间、不同位置处的中子剂量、γ剂量和总剂量,结果表明,随着冷却时间的延长,γ剂量率、中子剂量率和总的剂量率均在逐步减小。总的辐射剂量最大值出现在贮存设施表面活性段的中部,最大辐射剂量率约为2.47mSv/h,相当于核电厂辐射分区的高辐射区,应限制进入。为满足保护工作人员和公众所受剂量尽量低的要求,建议采取相关的措施例如增加屏蔽层厚度或者划定控制区域等,限制人员的进入。
- 洪哲赵善桂于婷何玮刘新华
- 关键词：乏燃料
- 台山核电厂气态流出物取样代表性评述
- 2016年
- 本文介绍了台山核电厂烟囱气态流出物取样监测系统的设计,并结合ISO 2889-2010标准要求,对该系统取样代表性进行了评述,为核电厂烟囱气态流出物取样监测系统的设计和审评提供参考。
- 何玮李小龙杨晓伟祝兆文蒋婧
- 核燃料元件制造厂流出物放射性监测现状和建议被引量：2
- 2015年
- 流出物排放控制是控制公众照射的直接手段,流出物监测是流出物排放控制的重要环节。核燃料元件制造厂是核燃料循环前段设施的重要组成部分,本文介绍了我国核燃料元件制造厂气、液态流出物放射性监测的现状,结合监测标准规定,分析流出物放射性监测中存在的问题,并按照标准规定和当前监测技术的发展,探讨改进措施。
- 蒋婧汪世军何玮祝兆文方岚李小龙
- 关键词：流出物放射性监测
- 缓冲回填材料辐射与热失效时间效应的机理初探
- 高放废物地质处置是一项以放射性核素的包容、阻滞为核心内容,以多重屏障(地质介质属于天然屏障,废物体、包装容器和缓冲回填材料等属于工程屏障)为主要手段,以千年到万年以上公众健康和环境保护为安全目标的系统工程,具有复杂性、长...
- 魏方欣何玮刘志辉徐春艳李小龙
- 文献传递
- 铀燃料元件制造设施UF6泄漏后室内行为初步分析
- 2019年
- 为分析UF6泄漏事故细节,包括泄漏流量变化和泄漏到室内后的行为,基于UF6容器内的质量和能量平衡以及室内的质量平衡,建立了UF6室内释放源项分析模型;采用此模型对国内铀燃料元件制造设施安全分析报告中分析的典型UF6泄漏事故进行了分析,得到了事故中容器内的物相变化、泄漏流量和泄漏物态变化;同时得到了泄漏后室内的有害物质浓度和沉降量;以及最终排放到环境中的有害物质浓度等数据。这些数据可为应急计划的实施和环境影响评估提供源项数据。
- 阙骥何玮张敏曹芳芳
- 关键词：UF6
- 基于DOE-STD-1027的核燃料循环设施危险分类方法的改进与应用
- 2016年
- 简要介绍了DOE-STD-1027规定的非堆核设施危险分类方法,分析了其应用于核燃料循环设施时存在的问题:用于计算存量阈值的释放因子取值不具有保守性,以及剂量转换因子取自较早版本的ICRP出版物,而ICRP在后续的出版物中更新了这些因子。针对以上问题,提出了用DOE-HDBK-3010-94或NUREG/CR 6410提供的释放因子以及最新的ICRP出版物提供的剂量转换因子,修正DOE-STD-1027中危险分类放射性物质存量阈值的计算方法。采用此方法计算了采用天然铀和回收铀原料的危险2类重水堆核燃料元件制造设施与UF_6处理设施的存量阈值。
- 阙骥廖运璇李小龙何玮宋凤丽吕丹赵善桂申红杨晓伟
- 关键词：核燃料循环阈值
