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MCNP程序在微型钠冷快堆屏蔽计算中的应用

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核动力工程 2008年第4期29卷 127-130,144页

作者：贺克羽韩伟实哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001

应用MCNP程序为微型钠冷快堆(MFR)概念设计建立了精确的屏蔽计算模型,并对其主要屏蔽物理量进行详细的计算分析。结果表明:在到达屏蔽层的外边界前,MFR内γ光子和中子注量率都已经迅速下降到较低的水平,主容器外的屏蔽层材料以碳钢为主... 详细信息

应用MCNP程序为微型钠冷快堆(MFR)概念设计建立了精确的屏蔽计算模型,并对其主要屏蔽物理量进行详细的计算分析。结果表明:在到达屏蔽层的外边界前,MFR内γ光子和中子注量率都已经迅速下降到较低的水平,主容器外的屏蔽层材料以碳钢为主,可以设计出满足安全准则的屏蔽结构;一回路钠的活化十分有限,屏蔽比较简单,铍反射层中氦的产量和控制棒吸收段的10B消耗比例都很小,这些材料可以使用多个寿期。

关键词：微型快中子反应堆屏蔽计算 MCNP程序

基于蒙特卡罗方法的微型钠冷快堆堆芯物理设计计算

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核动力工程 2007年第4期28卷 9-12页

作者：贺克羽韩伟实哈尔滨工程大学核科学与技术学院 150001

应用MCNP-4C程序为微型钠冷快堆(MFR)概念设计建立了精确的物理计算模型,并对其临界物理特性、中子注量率分布、功率分布和反应性控制进行详细计算。结果表明:MFR的基本物理特性满足堆芯物理设计要求和设计目标,堆芯功率密度和中子注量... 详细信息

应用MCNP-4C程序为微型钠冷快堆(MFR)概念设计建立了精确的物理计算模型,并对其临界物理特性、中子注量率分布、功率分布和反应性控制进行详细计算。结果表明:MFR的基本物理特性满足堆芯物理设计要求和设计目标,堆芯功率密度和中子注量率分布均匀合理;控制系统能实现安全有效的反应性平衡,满足反应堆长期运行的需要。

关键词：微型快中子反应堆(MFR) 堆芯物理计算 MCNP程序

基于MCNP的微型钠冷快堆堆芯物理设计计算

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基于MCNP的微型钠冷快堆堆芯物理设计计算

作者：贺克羽哈尔滨工程大学

学位级别：硕士

小型核反应堆具有体积小、重量轻、可长时间提供可观的功率、安全可靠等特点，在诸如海水淡化、区域供热、船用动力和太空动力等众多领域具有特殊用途，已经成为许多发达国家研究的热点。本课题针对当前国内外对发展小型核动力反应堆的... 详细信息

小型核反应堆具有体积小、重量轻、可长时间提供可观的功率、安全可靠等特点，在诸如海水淡化、区域供热、船用动力和太空动力等众多领域具有特殊用途，已经成为许多发达国家研究的热点。本课题针对当前国内外对发展小型核动力反应堆的迫切需要，完成了对微型铍反射层快中子堆(MFR)概念设计的物理特性研究。本文根据MFR概念设计的特点，应用蒙特卡罗程序MCNP-4C为燃料元件、冷却剂、堆芯构件、反射层以及外围屏蔽层建立了精确的物理计算模型，并对其临界特性、中子能谱、中子通量密度分布、功率分布、反应性控制、辐射场分布以及辐射产物生产率等特性参数进行详细计算。结果表明：MFR概念设计中对主要堆芯参数的选择是合理的，其基本物理特性满足堆芯物理设计要求和设计目标;反应堆具有良好的自稳性和固有安全性，控制系统能进行安全有效的反应性平衡，满足反应堆长期运行的需要。主容器外的屏蔽材料以碳钢为主，可以设计出满足安全准则的屏蔽结构，一回路钠的活化和部分结构材料的辐照损伤都十分有限，屏蔽比较简单。不同数据库的选择对结果影响不大，计算结果较为可靠。但在后续设计中，还需要结合其它主要系统进行更为详细的耦合计算和实验验证工作。本论文的研究不仅可以为微型铍反射层快中子堆的设计制造和安全分析提供重要的参考依据，对小型核反应堆的应用和发展有重大意义，而且对于原子能、辐射防护、剂量学和辐射生物学等其它核领域的粒子输运计算也有很高的参考价值。

关键词：微型快中子反应堆堆芯物理计算粒子输运 MCNP程序

同方学位论文库评论

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自然循环向强迫循环过渡时的反应性变化

核动力工程 2008年第3期29卷 18-22,55页

作者：姚青生王章立韩伟实贺克羽哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001

在Matlab平台中对反应堆及主冷却剂系统建立数学模型,研究自然循环向强迫循环过渡过程中反应性的变化规律。计算结果表明:过渡过程中流量按双曲正切规律变化,时间系数k和流量增加倍数W∞/W0决定了流量的稳定时间和梯度;在反应堆设计中... 详细信息

在Matlab平台中对反应堆及主冷却剂系统建立数学模型,研究自然循环向强迫循环过渡过程中反应性的变化规律。计算结果表明:过渡过程中流量按双曲正切规律变化,时间系数k和流量增加倍数W∞/W0决定了流量的稳定时间和梯度;在反应堆设计中选择合适的k值,可有效改善反应堆周期;尽量降低过渡过程的流量变化速度,可以减小反应性峰值,有助于提高反应堆的安全性。

关键词：自然循环强迫循环过渡过程反应性变化 Matlab

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空间核反应堆电源的应用与需求

电源技术 2020年第1期44卷 142-144页

作者：贺克羽陈章隆闫锋哲中国核电工程有限公司北京核工程研究设计院

随着航天技术的不断发展,传统的空间电源已经难以满足未来航天器的应用需求。空间核反应堆作为一种高效持久的空间电源,具有质量轻、体积小、功率大、抗辐射能力强、使用寿命长等优点,是未来不可替代的空间电源。对空间核反应堆电源和... 详细信息

随着航天技术的不断发展,传统的空间电源已经难以满足未来航天器的应用需求。空间核反应堆作为一种高效持久的空间电源,具有质量轻、体积小、功率大、抗辐射能力强、使用寿命长等优点,是未来不可替代的空间电源。对空间核反应堆电源和其他传统的空间电源进行了比较,并根据空间核反应堆的主要特点对其应用需求进行分析,最后得出结论:空间核反应堆并不适用于小功率近地飞行的航天器,主要适用于为大功率航天器、深空探测器和星表空间基地等设施提供电力。

关键词：空间核反应堆航天器空间基地

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钠冷快堆安全壳设计研究与探讨

科技视界 2022年第18期 27-32页

作者：贺克羽陈章隆赵强中国核电工程有限公司北京100840

安全壳是核电厂专设安全设施的重要组成部分,其主要功能是保证从核动力厂向环境的任何放射性释放是可合理达到的尽量低的水平,在运行状态下不高于监管排放限值,以及在事故工况下满足可接受的限值。文章对国内外钠冷快堆安全壳的设计进... 详细信息

安全壳是核电厂专设安全设施的重要组成部分,其主要功能是保证从核动力厂向环境的任何放射性释放是可合理达到的尽量低的水平,在运行状态下不高于监管排放限值,以及在事故工况下满足可接受的限值。文章对国内外钠冷快堆安全壳的设计进行了调研分析,并结合在建快堆项目安全壳的实际设计情况,对钠冷快堆安全壳设计的关键问题进行了研究和探讨。池式钠冷快堆的放射性物质集中在主容器以及与之相连的一回路核辅助系统,一回路钠泄漏不会出现“闪蒸”现象,设计基准事故工况下不会对反应堆大厅造成明显的压力和温度影响。反应堆厂房内由保护容器、堆顶防护罩、放射性氩气包容和放射性钠气溶胶包容等组成的包容系统可以保证放射性物质包容功能的实现。目前在建快堆项目考虑到钠冷快堆的固有安全特性,在安全壳边界物项的具体设计上与传统压水堆的安全壳相比有一定差异,同时设计中对安全壳边界物项的局部泄漏率要求进行了梳理分析和比例分配,但安全壳的整体设计尚缺乏实际运行数据的支持,其最终设计效果还有待整体密封性试验的结果来进行验证。

关键词：钠冷快堆安全壳放射性物质包容设计要求

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AP1000非安全级系统的监管要求(RTNSS)探析

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核科学与工程 2016年第5期36卷 693-700页

作者：李永华赵德鹏白晋华贺克羽赵树峰中国核电工程有限公司北京100840

根据核行业经验和福岛核事故经验反馈,美国核管会在2014年将用于审查美国核电厂安全分析报告的《标准审查大纲》新增了19.3章"非能动先进轻水堆非安全级系统的监管要求"。其中"增强的设计标准"从纵深防御的角度全面提高了非能动先进轻... 详细信息

根据核行业经验和福岛核事故经验反馈,美国核管会在2014年将用于审查美国核电厂安全分析报告的《标准审查大纲》新增了19.3章"非能动先进轻水堆非安全级系统的监管要求"。其中"增强的设计标准"从纵深防御的角度全面提高了非能动先进轻水堆事故72h后和地震后所使用的重要非安全级系统的可靠性和可用性要求。非能动先进轻水堆AP1000设计与标准审查大纲的一致性评估是核安全监管当局的审查重点,也是核电厂设计的重要工作之一。首先介绍了非安全级系统监管要求的演变历程和实施步骤,其次评估了AP1000设计与《标准审查大纲》19.3章要求的一致性,并进一步从可用性、抗震能力、飓风、内部灾害以及水淹防护等多个因素重点分析AP1000设计能否满足"增强的设计标准"要求。最后针对AP1000无法满足《标准审查大纲》19.3章的情况给出具体解决方案的建议。

关键词： RTNSS 标准审查大纲 AP1000 福岛核事故经验反馈

实现“从设计上实际消除核电厂大量放射性物质释放”的某些制约因素

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实现“从设计上实际消除核电厂大量放射性物质释放”的某些制约因...

“从设计上实际消除核电厂大量放射性物质释放”研讨会

作者：李永华刘纯一贺克羽赵强中国核电工程有限公司

实现"从设计上实际消除核电厂大量放射性物质释放"是确保核安全的关键环节,但也存在许多制约因素。本文仅从设计中有关概率安全目标、不干预要求、简化设计、经济性和人因制约等方面提出实现这一要求的局限性及建议。

关键词：核安全核电站设计实际消除大量放射性物质释放概率安全制约因素

来源： cnki会议评论

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cnki会议

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移动式反应堆运输风险目标研究

包装工程 2024年第15期45卷 313-318页

作者：闫锋哲贺克羽刘佳玲张复彤刘筱雯罗心越中国核电工程有限公司北京100840

目的针对新兴的移动式反应堆,提出基于风险分析的运输安全目标。方法对美国联邦法规10CFR71中§71.41符合性验证条款和§71.12特定豁免条款进行调研,提出通过风险评估的方法来满足相关部门对移动式反应堆运输的安全要求,并结合国内外与... 详细信息

目的针对新兴的移动式反应堆,提出基于风险分析的运输安全目标。方法对美国联邦法规10CFR71中§71.41符合性验证条款和§71.12特定豁免条款进行调研,提出通过风险评估的方法来满足相关部门对移动式反应堆运输的安全要求,并结合国内外与放射性材料运输和核动力厂辐射防护相关的法规标准,针对不同频率的事故类型提出相应的风险目标。结果根据美国能源部发布的潜在癌症致病率与辐照剂量转换因子对本文提出的风险目标进行了验算,结果表明本文提出的风险目标满足美国核管会在《核材料和乏燃料应用的风险通知决策指南》提出的风险要求。结论本文提出的移动式反应堆运输安全风险目标,有利于在运输中保护公众的健康和财产安全,对推动移动式反应堆的发展有着积极的意义。

关键词：移动式反应堆放射性物品运输核安全风险目标