周一东

作品数：11被引量：9H指数：2
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发文期刊：《原子能科学技术》《中国原子能科学研究院年报》《中国辐射卫生》《科技创新导报》更多>>
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HWRR屏蔽层活化源项研究
《原子能科学技术》2021年第7期1316-1322,共7页李睿之 孙世乔 周一东 张立军 张生栋 
反应堆屏蔽层通常由钢筋混凝土浇筑而成,体积及重量巨大,是反应堆退役源项的重要来源之一。通过建立反应堆3D计算模型,利用MCNP和ORIGEN活化计算程序计算了重水研究堆(HWRR)屏蔽层不同位置的中子注量率和活化源项。为验证计算模型和计...
关键词：重水研究堆 屏蔽层 源项 
阿尔及利亚B1B2项目放射性气体辐射监测系统调试与问题浅析
《科技创新导报》2021年第10期69-71,共3页戴龙文 徐鹏程 周一东 李华 丁丽 
放射性气体辐射监测系统是B1B2项目的重要改造系统之一,该系统主要用于连续监测反应堆在正常运行期间35个取样点区域内气体的放射性活度。本次升级改造,实现了设备的升级换代和全面的数字化,通过冷态和带核热态调试,验证了设计的可行性...
关键词：放射性气体 辐射 监测 调试 分析 
B1B2项目烟囱排出流监测系统电伴热设计与调试
《科技创新导报》2021年第11期63-65,共3页戴龙文 徐鹏程 周一东 丁丽 
比林堆排出流监测系统负责监测整个反应堆厂房排出流的放射性水平,是B1B2项目的重要内容之一。为了解决气体在通过管路时发生冷凝现象,设计了电伴热系统。通过电伴热系统调试,系统运行良好,数据准确,达到了设计的要求,解决了系统冷凝的...
关键词：排出流 冷凝 电伴热 设计 调试 
辐照后石墨潜能计算方法研究
《中国原子能科学研究院年报》2019年第1期115-115,共1页夏中良 周一东 郭一帆 
石墨是核反应堆广泛使用的一种重要材料,石墨经过中子辐照后将产生并积累一定的魏格纳能,即潜能,对反应堆的运行、退役和废物处理处置的安全都有重要的影响。从辐照损伤原理出发,建立了石墨潜能与辐照损伤程度DPA之间的关系,因此,DPA的...
关键词：辐照损伤 核反应堆 废物处理 中子辐照 DPA 魏格纳 退役 通用程序 
核反应堆中石墨潜能计算方法研究
《中国辐射卫生》2019年第5期528-533,共6页夏中良 聂鹏 周一东 彭顺米 
目的计算中国原子能科学研究院重水研究堆(101堆)石墨反射层内潜能,为101堆退役工作的开展提供技术支持。方法利用MCNP的PTRAC卡记录反应堆模型内中子与初级碰撞原子(PKA)碰撞后的中子位置、方向余弦和能量信息,计算得到PKA的能量分布...
关键词：反应堆 石墨 辐照损伤 潜能 
机械打磨化学联合法对101堆大厅地面去污效果研究
《科技创新导报》2018年第14期91-94,共4页孔彦荣 刘刈 陈艳 任韧 周一东 
101堆大厅经过多年的运行地面沉积一层油垢和少量放射性,为了减少工作人员受照剂量,必须进行清洁去污。本文在国内外调研的基础上,选择机械打磨-化学联合去污法进行去污效果研究,主要研究去污剂种类、体积、浸泡时间、打磨时间等主要因...
关键词：101堆 地面 机械打磨 去污 
超声波+四价铈去污技术研究被引量：4
《辐射防护》2017年第1期39-44,共6页刘刈 陈艳 孔彦荣 李睿之 聂鹏 周一东 
针对核设施退役过程中产生的不锈钢废物,开展了超声波+四价铈去污技术研究。利用失重法,设计正交实验,研究了硝酸浓度、硝酸铈铵浓度、温度和超声时间对不锈钢的平均腐蚀速率及去污因子的影响。条件实验结果表明:温度、硝酸铈铵浓度为...
关键词：空化效应 四价铈 正交实验 平均腐蚀速率 去污因子 电化学氧化 
放射性含铬废水处理工艺设计及应用
《给水排水》2014年第S1期278-280,共3页陈艳 骆永志 逄锦鑫 杜卫军 周一东 王文娜 王颖 
铬酸钾(K2CrO4)作为缓蚀剂应用于某反应堆,由于六价铬化合物为剧毒物质,其含铬废水的排放有着严格的限制,介绍了根据氧化还原沉淀法的基本原理,设计了一套含铬放射性废水的处理工艺,并开展了废水处理工作。运行结果表明:经氧化还原沉淀...
关键词：放射性 含铬废水 反应堆 还原沉淀 絮凝 
HWRR堆本体退役风险评价
《原子能科学技术》2013年第9期1604-1608,共5页张焕朝 柯国土 周一东 
建立了一种针对反应堆退役的风险评价方法,主要包括源项分析、危害分析、频率分析、事故后果分析和风险分析5个环节,依据该方法设计开发了反应堆退役风险评价系统(RDRAS)。采用RDRAS对重水研究堆(HWRR)堆本体退役包含的11项退役活动中...
关键词：风险评价 反应堆 退役 危害 
101重水研究堆安全关闭过渡期放射性源项调查被引量：6
《原子能科学技术》2012年第6期716-720,共5页丁丽 李睿之 周一东 王玉林 
国家环保部核安全监管项目资助(200808)
针对我国第1座研究性反应堆(101重水研究堆)安全关闭过渡期的放射性源项调查,采用对可达部位取样分析与理论计算相结合的方法,给出了堆本体主要部件的中子活化源项。采用现场测量和对管道、设备内壁取样的方法获取了回路系统污染源项。...
关键词：101重水研究堆 安全关闭过渡期 源项调查 
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