“华龙一号”铑自给能中子探测器信号电流成分分析

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作者 吴雄 蔡利 +3 位作者 张香菊 吴亭雨 罗世杰 蒋洁琼 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第5期1030-1037,共8页

“华龙一号”是我国自主研发的第三代大型先进压水反应堆核电厂,其反应堆内数以百计的铑自给能中子探测器被用于堆芯在线监测。铑自给能中子探测器在反应堆内不仅受到中子照射,堆内的高强度γ射线也会产生噪声电流。同时,铑自给能中子... “华龙一号”是我国自主研发的第三代大型先进压水反应堆核电厂,其反应堆内数以百计的铑自给能中子探测器被用于堆芯在线监测。铑自给能中子探测器在反应堆内不仅受到中子照射,堆内的高强度γ射线也会产生噪声电流。同时,铑自给能中子探测器作为一种代表性的延迟响应探测器,其自身还存在一定份额的瞬发电流信号。这些特征使其电流组成成分相当复杂,精确确定有效电流信号并且剔除噪声信号对探测器的性能和测量精度至关重要。本文对铑自给能中子探测器的电流组成成分进行了详细分析,并基于蒙特卡罗方法提出了定量计算各部分电流的模型。计算结果表明,铑自给能中子探测器在“华龙一号”中的瞬发电流占总电流的比值约为8%,其中由光子引起的电流约为3%,该结果和实验值符合良好。该方法主要的优点在于可以模拟堆内不同中子、光子环境而不必依赖于大量的实验。同时该方法具有通用性,可对不同堆型的自给能中子探测器进行电流分析并提供有益的参考和借鉴。 展开更多

关键词 反应堆监测 铑自给能中子探测器 信号电流组成 “华龙一号” 蒙特卡罗方法

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聚变裂变混合发电堆水冷包层中子学设计分析 被引量：5

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作者 蒋洁琼 王明煌 +4 位作者 陈忠 邱岳峰 刘金超 吴宜灿 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2010年第1期70-76,82,共8页

主要针对聚变裂变混合发电堆FDS-EM水冷包层的能量倍增因子M和氚增殖率TBR等中子学参数进行优化计算。FDS—EM包层主要设计目标是在氚自持的基础上获得约1GW的电功率，并且尽可能长时间连续运行不换料。通过初步设计分析给出一个使用核... 主要针对聚变裂变混合发电堆FDS-EM水冷包层的能量倍增因子M和氚增殖率TBR等中子学参数进行优化计算。FDS—EM包层主要设计目标是在氚自持的基础上获得约1GW的电功率，并且尽可能长时间连续运行不换料。通过初步设计分析给出一个使用核废料（压水堆卸出的废料钚、锕系加上贫铀）作为裂变燃料，能够实现氚自持、能量倍增因子约为90等设计目标，且连续运行至少10年不换料的中子学方案。 展开更多

关键词 聚变 包层 混合堆 中子学

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聚变驱动次临界堆输运燃耗计算二维效应分析研究 被引量：1

3

作者 蒋洁琼 刘海波 +4 位作者 李静惊 郑善良 许德政 罗乐 吴宜灿 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2006年第2期178-182,共5页

使用多功能中子学程序系统VisualBUS对聚变驱动次临界堆进行二维输运燃耗计算,分别使用与一维计算模型相同的材料份额、相同的初装质量和相同的初始keff三种情况与一维计算结果进行比较。计算结果的比较和分析表明,在相同材料体积份额... 使用多功能中子学程序系统VisualBUS对聚变驱动次临界堆进行二维输运燃耗计算,分别使用与一维计算模型相同的材料份额、相同的初装质量和相同的初始keff三种情况与一维计算结果进行比较。计算结果的比较和分析表明,在相同材料体积份额和相同初装质量情况下,二维计算的中子学参数与一维计算结果差别较大,而在相同初始keff条件下,两者结果较为接近,可以满足设计方案的中子学目标。 展开更多

关键词 聚变驱动 次临界 燃耗 二维

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超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC 被引量：44

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作者 吴宜灿 宋婧 +23 位作者 胡丽琴 龙鹏程 何桃 程梦云 郑华庆 郝丽娟 俞盛朋 孙光耀 吴斌 杨琪 陈朝斌 党同强 方菱 裴曦 王芳 汪进 蒋洁琼 汪建业 赵柱民 陈义学 郭智荣 咸春宇 李庆 无 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第1期62-71,共10页

蒙特卡罗方法对于复杂核系统的模拟具有明显优势,然而在实际工程应用中存在巨大的挑战,如复杂结构与材料分布精准建模难度大、计算收敛速度慢、海量数据难以及时有效分析等。超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC设计为支持以辐射输... 蒙特卡罗方法对于复杂核系统的模拟具有明显优势,然而在实际工程应用中存在巨大的挑战,如复杂结构与材料分布精准建模难度大、计算收敛速度慢、海量数据难以及时有效分析等。超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC设计为支持以辐射输运为核心,包含燃耗、辐射源项/剂量/生物危害、材料活化与嬗变等的综合中子学计算,支持热工水力学、结构力学、化学、生物学等多物理耦合模拟。SuperMC目前已发展了精准建模、高效计算、四维可视化等关键技术,通过2 000余个国际基准模型及实验的验证与确认,在反应堆工程等方面获得广泛应用,本文对其发展概况进行介绍。 展开更多

关键词 蒙特卡罗 多物理 核系统 SuperMC

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大型集成多功能中子学计算与分析系统VisualBUS的研究与发展 被引量：28

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作者 吴宜灿 李静惊 +16 位作者 李莹 曾勤 陈明亮 郑善良 许德政 蒋洁琼 卢磊 丁爱平 胡海敏 龙鹏程 柏云清 罗月童 曹瑞芬 邹俊 何兆忠 黄群英 FDS团队 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2007年第4期365-373,共9页

中子学计算与分析是反应堆物理与辐射防护设计、燃料循环管理优化和核安全分析的基础。在广泛深入调研国内外中子学程序发展现状和趋势的基础上,采用国际上先进的中子学模拟计算技术和现代计算机软件技术,设计和研发了基于网络的大型集... 中子学计算与分析是反应堆物理与辐射防护设计、燃料循环管理优化和核安全分析的基础。在广泛深入调研国内外中子学程序发展现状和趋势的基础上,采用国际上先进的中子学模拟计算技术和现代计算机软件技术,设计和研发了基于网络的大型集成多功能中子学计算与分析软件系统VisualBUS,可用于裂变、聚变和各类混合次临界反应堆系统以及加速器等辐射装置的计算与分析。一系列国际基准校验计算和实际应用表明了该系统的正确性和有效性。本文重点介绍该系统的研发概况、技术特点和测试与应用情况。 展开更多

关键词 中子学 计算 建模 可视化 VisualBUS

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中国铅基研究反应堆概念设计研究 被引量：67

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作者 吴宜灿 柏云清 +16 位作者 宋勇 黄群英 刘超 王明煌 周涛 金鸣 吴庆生 汪建业 蒋洁琼 胡丽琴 李春京 高胜 李亚洲 龙鹏程 赵柱民 郁杰 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第2期201-208,共8页

针对加速器驱动次临界系统预研装置和第四代铅冷快堆的技术发展目标和实验要求,完成了具有临界和加速器驱动次临界双模式运行能力的10 MW中国铅基研究堆CLEAR-Ⅰ概念设计。CLEAR-Ⅰ采用铅铋合金冷却,利用相对成熟的燃料和材料技术,通过... 针对加速器驱动次临界系统预研装置和第四代铅冷快堆的技术发展目标和实验要求,完成了具有临界和加速器驱动次临界双模式运行能力的10 MW中国铅基研究堆CLEAR-Ⅰ概念设计。CLEAR-Ⅰ采用铅铋合金冷却,利用相对成熟的燃料和材料技术,通过全堆芯遥操自动更换燃料组件实现不同的实验目标,反应堆具有良好的现实可行性、安全可靠性、实验灵活性和技术延续性。本文简要介绍了CLEAR-Ⅰ概念设计参考方案,并总结了反应堆的安全特性和技术研发进展。 展开更多

关键词 加速器驱动次临界系统 中国铅基反应堆 铅铋 研究反应堆 概念设计

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次临界能源堆物理设计进展 被引量：13

7

作者 李茂生 师学明 +12 位作者 刘荣 鹿心鑫 朱通华 王新华 余泳 严钧 唐涛 贾建平 程和平 蒋洁琼 栗再新 杨永伟 吴宏春 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第10期21-31,共11页

聚变-裂变混合能源堆包括聚变中子源和次临界能源堆,主要目标是生产电能。回顾了国内外混合堆的发展历史,给出混合能源堆设计的边界条件和约束条件,说明次临界能源堆以铀锆合金为燃料、水为冷却剂的设计思想。利用输运燃耗耦合程序MCORG... 聚变-裂变混合能源堆包括聚变中子源和次临界能源堆,主要目标是生产电能。回顾了国内外混合堆的发展历史,给出混合能源堆设计的边界条件和约束条件,说明次临界能源堆以铀锆合金为燃料、水为冷却剂的设计思想。利用输运燃耗耦合程序MCORGS计算了混合能源的燃耗,给出了中子有效增殖因数、能量放大倍数和氚增殖比等物理量随时间的变化。通过分析能谱和重要核素随燃耗时间的变化,说明混合能源堆与核燃料增殖、核废料嬗变混合堆的不同特点。论述了混合堆的热工设计并进行了安全分析。对于燃耗数值模拟程序,通过多家对算,保证其计算结果的可信性。针对次临界能源堆的特点,利用贫铀球壳建立了贫铀聚乙烯装置和贫铀LiH装置,并且专门设计加工了天然铀装置,开展铀裂变率、造钚率、产氚率等中子学积分实验,验证了数值模拟的可靠性。 展开更多

关键词 聚变-裂变混合堆 热工水力 燃料循环 中子学积分实验

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铅基反应堆研究现状与发展前景 被引量：42

8

作者 吴宜灿 王明煌 +11 位作者 黄群英 赵柱民 胡丽琴 宋勇 蒋洁琼 李春京 龙鹏程 柏云清 刘超 周涛 金鸣 无 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第2期213-221,共9页

以铅或铅合金(统称铅基材料)为冷却剂的反应堆具有良好的中子学、热工水力学和安全特性,已成为第四代先进核能系统、加速器驱动次临界核能系统(ADS)以及聚变堆的主要候选堆型之一。本文简要介绍了先进核能系统发展趋势和铅基反应堆在核... 以铅或铅合金(统称铅基材料)为冷却剂的反应堆具有良好的中子学、热工水力学和安全特性,已成为第四代先进核能系统、加速器驱动次临界核能系统(ADS)以及聚变堆的主要候选堆型之一。本文简要介绍了先进核能系统发展趋势和铅基反应堆在核能发展中的地位,重点对铅基反应堆的发展历史与现状、铅基反应堆的基本特性以及铅基反应堆未来的发展前景进行了总结。 展开更多

关键词 铅基反应堆 铅冷快中子反应堆 铅锂包层 铅铋合金

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强流氘氚聚变中子源HINEG设计研究 被引量：18

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作者 吴宜灿 刘超 +25 位作者 宋钢 王永峰 李桃生 汪建业 蒋洁琼 赵柱民 宋勇 胡丽琴 黄群英 李亚洲 王文 王志刚 王刚 季翔 王亮 王为田 于前锋 黄国强 程雄卫 王飞鹏 张思纬 李雅男 韩运成 宋婧 龙鹏程 FDS团队 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第1期77-83,共7页

强流氘氚聚变中子源HINEG(High Intensity D-T Fusion Neutron Generator)研发分两期:HINEG-Ⅰ为直流脉冲双模式,已成功产生中子强度1.1×10^(12)n/s的氘氚聚变中子,并实现连续稳定运行;HINEG-Ⅱ中子强度设计指标为10^(14)~10^(15)... 强流氘氚聚变中子源HINEG(High Intensity D-T Fusion Neutron Generator)研发分两期:HINEG-Ⅰ为直流脉冲双模式,已成功产生中子强度1.1×10^(12)n/s的氘氚聚变中子,并实现连续稳定运行;HINEG-Ⅱ中子强度设计指标为10^(14)~10^(15)n/s量级,重点突破强流离子源和高载热氚靶技术。HNEG中子源可开展中子学方法程序与核数据、辐射屏蔽与防护、材料活化与辐照损伤机理和部件中子学性能等核能与核安全研究,同时也可在核医学与放射治疗、中子照相等领域拓展核技术应用研究。本文简要介绍HINEG总体设计方案与关键技术研究进展。 展开更多

关键词 氘氚聚变 中子源 高载热氚靶 强束流加速器

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多用途核数据库HENDL2.0/MG/MC的重核临界基准校验 被引量：11

10

作者 许德政 蒋洁琼 +5 位作者 邹俊 何兆忠 陈明亮 郑善良 曾勤 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2009年第1期71-75,共5页

为适应聚变-裂变混合堆设计及其相关研究的需求制作混合多用途核数据库HENDL(HybridEvaluated Nuclear Data Library)的升级版本HENDL2.0。评价核数据来源主要选用美国公布的ENDF/B-Ⅶ.0库和国际原子能机构(IAEA/NDS)发布的聚变库FENDL-... 为适应聚变-裂变混合堆设计及其相关研究的需求制作混合多用途核数据库HENDL(HybridEvaluated Nuclear Data Library)的升级版本HENDL2.0。评价核数据来源主要选用美国公布的ENDF/B-Ⅶ.0库和国际原子能机构(IAEA/NDS)发布的聚变库FENDL-2.1。利用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP以及FDS团队自主研发的大型集成多功能中子学计算与分析系统VisualBUS程序进行模拟计算,对已有的一些数据较为完备的基准实验例题进行基准测试和比较分析以检验混合库HENDL2.0的有效性和可信性。 展开更多

关键词 聚变-裂变 多用途 HENDL2.0 基准测试

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聚变堆安全特性评价研究 被引量：10

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作者 吴宜灿 郁杰 +22 位作者 胡丽琴 陈志斌 王石生 杨琪 党同强 朱志强 梁参军 聂保杰 王大桂 李亚洲 王海霞 金鸣 倪木一 贾江涛 汪进 王芳 刘超 蒋洁琼 宋婧 龙鹏程 赵柱民 汪建业 FDS团队 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第6期802-810,共9页

确保核安全是未来聚变堆设计、建造和运行过程中必须坚持的最高原则,是聚变堆获得建造和运行许可的前提条件,也是聚变能得以吸引公众的主要理由之一。聚变堆具有高能中子、大量放射性氚、复杂结构、极端服役环境等特点,具有独特的潜在... 确保核安全是未来聚变堆设计、建造和运行过程中必须坚持的最高原则,是聚变堆获得建造和运行许可的前提条件,也是聚变能得以吸引公众的主要理由之一。聚变堆具有高能中子、大量放射性氚、复杂结构、极端服役环境等特点,具有独特的潜在安全问题,因而必须开展针对性研究。本文将从聚变中子与放射性源项、热流体与能量传输、氚安全与环境影响、可靠性与风险管理、安全理念与公众接受度五个方面分别总结其安全特性,系统梳理其关键技术挑战,为建立聚变安全评价体系提供技术支持,进而服务于未来聚变堆的设计与建造。 展开更多

关键词 聚变核安全 安全特性 安全体系

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315中子/42光子耦合细群核数据库HENDL3.0/FG研发 被引量：7

12

作者 曾勤 邹俊 +7 位作者 许德政 邱岳峰 蒋洁琼 王明煌 陈忠 陈艳 吴宜灿 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2011年第4期360-364,384,共6页

为了提高次临界堆(含热裂变包层)核分析的精度,设计开发了315群中子-42群光子耦合的细群核数据库HENDL3.0/FG(Fine-Group)。评价核数据来源主要选用美国核数据中心公布的ENDF/B-VII.0库。利用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP以及FDS团队自主... 为了提高次临界堆(含热裂变包层)核分析的精度,设计开发了315群中子-42群光子耦合的细群核数据库HENDL3.0/FG(Fine-Group)。评价核数据来源主要选用美国核数据中心公布的ENDF/B-VII.0库。利用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP以及FDS团队自主研发的大型集成中子学计算分析系统VisualBUS程序进行模拟计算,对已有的一些数据较为完备的基准实验例题进行测试和比较分析以检验细群核数据库HENDL3.0/FG的有效性和可信性。 展开更多

关键词 聚变-裂变混合堆 细群 共振自屏

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基于GDT的聚变裂变混合堆堆芯参数初步设计研究 被引量：3

13

作者 陈德鸿 杜红飞 +5 位作者 蒋洁琼 汪晖 王福琼 陈一平 吴宜灿 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第1期63-67,共5页

基于Gas Dynamic Trap(GDT)装置的实验进展,提出了用于驱动聚变裂变混合堆包层的聚变堆芯参数设计。基于零维堆芯物理模型,计算分析给出了一套聚变功率为50MW的初步堆芯参数方案。利用GDT装置的实验结果对该物理模型进行计算对比校验,... 基于Gas Dynamic Trap(GDT)装置的实验进展,提出了用于驱动聚变裂变混合堆包层的聚变堆芯参数设计。基于零维堆芯物理模型,计算分析给出了一套聚变功率为50MW的初步堆芯参数方案。利用GDT装置的实验结果对该物理模型进行计算对比校验,显示该物理模型和设计参数的可靠性。 展开更多

关键词 Gas Dynamic Trap(GDT) 混合堆 堆芯设计 磁镜

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基于离散纵标输运计算方法的三维燃耗程序发展研究 被引量：3

14

作者 李静惊 陈明亮 +5 位作者 郑善良 蒋洁琼 许德政 何兆忠 吴宜灿 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2007年第4期379-384,共6页

为了精确描述和分析具有强烈各向异性中子注量率空间分布的反应堆燃耗过程,本文实现了三维SN输运计算与燃耗计算的耦合,发展了相应的三维输运燃耗耦合计算程序。该程序系统采用接口程序自动耦合三维SN输运计算程序和同位素燃耗计算程序... 为了精确描述和分析具有强烈各向异性中子注量率空间分布的反应堆燃耗过程,本文实现了三维SN输运计算与燃耗计算的耦合,发展了相应的三维输运燃耗耦合计算程序。该程序系统采用接口程序自动耦合三维SN输运计算程序和同位素燃耗计算程序的方法实现对三维中子学计算模型的精细燃耗计算,获得燃料同位素成分、燃耗反应性、中子注量率空间分布等参数随燃耗时间的变化量。采用IAEA基准校核例题对程序系统进行了校核,计算结果初步证明了所开发的三维燃耗程序系统的正确性。 展开更多

关键词 燃耗 三维 输运 离散纵标法

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激光与心肌组织相互作用规律的漫射近似研究 被引量：2

15

作者 罗乐 蒋洁琼 +2 位作者 张霆 黄英 宗仁鹤 《量子电子学报》 CAS CSCD 北大核心 2004年第5期650-652,共3页

根据光子传输的漫射近似理论对激光与心肌组织的相互作用规律进行了研究,结果表明:加强心肌组织对光子的吸收作用、减少散射作用可以有效地减少激光对心肌组织造成的热损伤范围。因此,长波长的远红外激光是激光心肌血管重建术的理想选择。

关键词 激光技术 漫射近似 吸收与散射 心肌组织

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聚变裂变混合发电堆水冷包层热工水力学设计分析 被引量：2

16

作者 金鸣 蒋洁琼 +4 位作者 刘松林 王明煌 柏云清 吴宜灿 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2010年第1期77-82,共6页

一种以能量倍增为目标的聚变裂变混合发电堆（FDS-EM）概念已被提出，FDS-EM初步设计为可以产生约1．0GW的电功率，并能实现氚自持。本文对FDS-EM水冷包层进行了热工水力学设计与分析。设计采用了压水堆的成熟技术，并给出了典型的热工... 一种以能量倍增为目标的聚变裂变混合发电堆（FDS-EM）概念已被提出，FDS-EM初步设计为可以产生约1．0GW的电功率，并能实现氚自持。本文对FDS-EM水冷包层进行了热工水力学设计与分析。设计采用了压水堆的成熟技术，并给出了典型的热工设计参数，通过对典型参数下包层的数值模拟分析，得出了温度场和应力场分布，初步证明了设计的工程可行性。 展开更多

关键词 聚变 包层 混合堆 热工水力学

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基于常规托卡马克的多功能聚变工程实验堆堆芯初步设计与分析 被引量：2

17

作者 汪晖 陈德鸿 +4 位作者 段文学 蒋洁琼 侯雅巍 吴宜灿 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2013年第3期280-286,共7页

多功能聚变工程实验堆(FDS-MFX)是FDS团队提出的一个用于验证聚变和混合示范堆相关技术的概念,其可作为中国聚变工程实验堆(CFETR)的候选方案。其聚变堆芯首选常规托卡马克,其他选择还有球形托卡马克,磁镜等。本文依据FDS团队自主研发... 多功能聚变工程实验堆(FDS-MFX)是FDS团队提出的一个用于验证聚变和混合示范堆相关技术的概念,其可作为中国聚变工程实验堆(CFETR)的候选方案。其聚变堆芯首选常规托卡马克,其他选择还有球形托卡马克,磁镜等。本文依据FDS团队自主研发的聚变反应堆设计参数优化与经济性分析软件SYSCODE对基于常规托卡马克的FDS-MFX堆芯进行了设计与分析,给出一个基于ITER物理设计基础的堆芯初步设计方案,并用托卡马克模拟程序(TSC)进行了等离子体平衡计算和放电模拟,结果表明设计方案初步可行。 展开更多

关键词 聚变 混合堆 堆芯设计 等离子体物理 平衡模拟

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加速器驱动核废料嬗变次临界堆中子学初步设计分析 被引量：2

18

作者 陈忠 蒋洁琼 +4 位作者 王明煌 曾勤 柏云清 吴宜灿 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2013年第2期180-185,共6页

针对铅合金冷却加速器驱动核废料嬗变次临界堆ADS-NWT,以次锕系核素(MA)嬗变性能为评价指标,开展了ADS-NWT中子学初步设计分析。设计采用液态铅铋作为冷却剂,选择超铀弥散金属燃料,使用大型集成中子学计算分析系统VisualBUS和混合评价... 针对铅合金冷却加速器驱动核废料嬗变次临界堆ADS-NWT,以次锕系核素(MA)嬗变性能为评价指标,开展了ADS-NWT中子学初步设计分析。设计采用液态铅铋作为冷却剂,选择超铀弥散金属燃料,使用大型集成中子学计算分析系统VisualBUS和混合评价核数据库HENDL进行计算分析。结果表明:当MA/Pu体积比为7∶3时全堆对MA的嬗变率可达约650kg/a,同时满足能量自持并具备约1 000MW能量输出,较深的次临界度和负反应性系数表明ADS-NWT具有良好的固有安全性。 展开更多

关键词 加速器驱动次临界堆 嬗变 中子学

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ITER屏蔽包层活化分析 被引量：1

19

作者 杨琪 李斌 +3 位作者 郑剑 何桃 蒋洁琼 吴宜灿 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第2期205-211,共7页

作为国际热核聚变实验堆(ITER)的重要部件之一,屏蔽包层承受高强度聚变中子辐照,需要定期更换和维修。当活化的屏蔽包层从ITER托卡马克装置移到热室时,可能会给工作人员造成严重的辐射照射,是ITER大厅和热室屏蔽设计的重要辐射源。文中... 作为国际热核聚变实验堆(ITER)的重要部件之一,屏蔽包层承受高强度聚变中子辐照,需要定期更换和维修。当活化的屏蔽包层从ITER托卡马克装置移到热室时,可能会给工作人员造成严重的辐射照射,是ITER大厅和热室屏蔽设计的重要辐射源。文中基于ITER最新中子学分析基准模型和"二步法"停堆剂量计算方法,使用超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC针对15号屏蔽包层建立精细的中子学模型,并计算分析包层的活化情况及最严重情况下的周围辐射剂量率,并初步应用于ITER赤道窗口室的屏蔽分析。计算结果显示,单个包层周围最大剂量率为350 Sv/hr,当传送小车停留在赤道窗口室内时,窗口室屏蔽门外剂量率高于10 mSv/hr,不足以满足设计要求。 展开更多

关键词 屏蔽包层 活化计算 辐射源

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国内外聚变核安全监管与许可初步分析研究 被引量：1

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作者 王海霞 陈志斌 +6 位作者 李亚洲 沈欣媛 蒋洁琼 胡丽琴 郁杰 吴宜灿 无 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第4期497-503,共7页

中国政府高度重视聚变发展,安全是聚变能发展的生命线,而核安全监管和相关许可制度是确保聚变能安全发展的必要手段。聚变堆具有其独特的安全特性,无法完全照搬目前基于裂变堆建立起来的法律法规等监管制度。本文初步梳理了国际(含ITER... 中国政府高度重视聚变发展,安全是聚变能发展的生命线,而核安全监管和相关许可制度是确保聚变能安全发展的必要手段。聚变堆具有其独特的安全特性,无法完全照搬目前基于裂变堆建立起来的法律法规等监管制度。本文初步梳理了国际(含ITER、国际原子能机构、国际能源署、欧盟、美国、韩国等)关于聚变核安全监管和许可的研究进展和相关经验,总结了我国目前在聚变核安全监管与许可方面的现状与存在的问题,为我国聚变核安全监管提出了发展建议。 展开更多

关键词 聚变核安全 监管 许可

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