检索结果-南通市图书馆

含MOX燃料堆芯衰变热及裂变产物积存量的特性研究

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核动力工程 2014年第2期35卷 8-12页

作者：谭怡魏述平邓理邻刘晓黎中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

我国尚无MOX燃料的工程经验,需开展大量的论证工作。以国内M310型堆芯为对象,对使用30%MOX燃料的堆芯燃料管理方案进行分析,比较含MOX燃料堆芯和全UO2堆芯的衰变热、乏燃料水池热负荷和堆芯裂变产物积存量的特性差异。结果表明,堆芯衰... 详细信息

我国尚无MOX燃料的工程经验,需开展大量的论证工作。以国内M310型堆芯为对象,对使用30%MOX燃料的堆芯燃料管理方案进行分析,比较含MOX燃料堆芯和全UO2堆芯的衰变热、乏燃料水池热负荷和堆芯裂变产物积存量的特性差异。结果表明,堆芯衰变热、乏燃料水池热负荷变化较小,都不会超过原来的15%,堆芯裂变产物积存量中少量核素偏差较大,135Xe、136Cs等超过40%,其余核素变化较小。研究表明,含MOX燃料堆芯的辐射特性存在一定差异,但变化非常有限,不会对电厂的运行和安全产生影响。

关键词： MOX 衰变热裂变产物积存量乏燃料水池热负荷

辐照监督管中子注量率精细化模型计算方法研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 84-86页

作者：邓理邻吕焕文谭怡肖锋魏述平中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610041

针对采用传统简化模型计算反应堆辐照监督管快中子注量率出现的计算结果与实测值误差较大问题,对计算模型进行改进,建立堆芯燃料组件内部结构的精细化计算模型,并将传统简化模型、改进的精细化模型的计算结果与实测值进行比较。结果表明... 详细信息

针对采用传统简化模型计算反应堆辐照监督管快中子注量率出现的计算结果与实测值误差较大问题,对计算模型进行改进,建立堆芯燃料组件内部结构的精细化计算模型,并将传统简化模型、改进的精细化模型的计算结果与实测值进行比较。结果表明,辐照监督管改进的精细化计算模型的计算结果相对于实测值的误差大幅降低。

关键词：辐照监督管快中子注量率精细化模型

调硼稀释对AP1000型压水堆一回路裂变产物源项影响研究

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核科学与工程 2016年第6期36卷 751-756页

作者：朱建平吕焕文肖锋魏述平谭怡邓理邻中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

为了研究调硼稀释对压水反应堆一回路裂变产物源项的影响,利用一回路源项程序计算了平衡循环正常调硼,前段不调硼,整个过程不调硼三种条件下一回路裂变产物源项。结果表明,调硼稀释对平衡循环前期一回路源项影响不大,而对平衡循环后期... 详细信息

为了研究调硼稀释对压水反应堆一回路裂变产物源项的影响,利用一回路源项程序计算了平衡循环正常调硼,前段不调硼,整个过程不调硼三种条件下一回路裂变产物源项。结果表明,调硼稀释对平衡循环前期一回路源项影响不大,而对平衡循环后期一回路源项有较大影响,且不同类型核素受调硼稀释的作用大小也不同。最后为了判断调硼稀释对一回路各核素去除的相对作用,利用了图像法和比值法,结果表明两种方法均能较好表征调硼稀释对各核素的相对作用大小。

关键词：压水反应堆调硼稀释图像法比值法

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压水堆氚产生量计算研究

压水堆氚产生量计算研究

中国核学会2017年学术年会

作者：景福庭吕焕文唐松乾谭怡肖锋邓理邻应栋川中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室

本文详细分析并计算了轻水堆核电站的氚产生量,包含燃料棒、冷却剂和二次中子源棒中的氚。参考核电工程设计的假设分析了冷却剂中可排放的氚总产生量。研究表明,(1)B(n,2α)H反应是冷却剂中最重要的产氚反应;(2)二次中子源棒的氚可能是... 详细信息

本文详细分析并计算了轻水堆核电站的氚产生量,包含燃料棒、冷却剂和二次中子源棒中的氚。参考核电工程设计的假设分析了冷却剂中可排放的氚总产生量。研究表明,(1)B(n,2α)H反应是冷却剂中最重要的产氚反应;(2)二次中子源棒的氚可能是冷却剂中氚的一个重要来源。

关键词：氚源项二次中子源 MCNP

来源： cnki会议评论

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二次中子源的氦生成速率研究

现代应用物理 2022年第3期13卷 70-73页

作者：杨俊云夏明明朱建平邓理邻徐涛王霜肖锋唐松乾陈鑫苗建新中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

二次中子源在受射线辐照的过程中会产生氦气,工程中需根据包壳的承压能力和氦生成速率计算二次中子源的设计寿命。本文针对二次中子源堆内辐照的氦生成相关过程进行分析,在“华龙一号”全堆芯模型基础上开展研究,以堆芯燃料管理方案相... 详细信息

二次中子源在受射线辐照的过程中会产生氦气,工程中需根据包壳的承压能力和氦生成速率计算二次中子源的设计寿命。本文针对二次中子源堆内辐照的氦生成相关过程进行分析,在“华龙一号”全堆芯模型基础上开展研究,以堆芯燃料管理方案相关参数为输入,开展燃耗和粒子输运计算,得到平衡循环中不同燃耗深度下二次中子源的氦生成速率及不同核反应道的贡献比。计算结果表明,二次中子源内生成氦的主要核反应的平均微观反应截面和氦生成速率受燃耗深度的影响并不显著,在二次中子源产生氦的主要核反应中,9Be(n,2n)4He的贡献最大,约占71.7%,其他反应道的贡献分别为9Be(n,α)6He约占12.0%,9Be(γ,n)4He约占4.3%,6Li(n,t)4He约占12.0%。

关键词：二次中子源氦气生成速率 “华龙一号”

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核电厂退役源项分析

中国核电 2020年第2期13卷 240-243页

作者：刘嘉嘉陈皞邓理邻中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041

为指导核电厂退役过程中的环境影响评价和人员辐射防护,需要对退役过程中的放射性源项进行分析。通过对退役三个阶段的放射性源项产生机理进行研究,分析得出堆芯周围金属结构的活化源项,以及沉积在主辅回路的活化腐蚀产物,是退役源项的... 详细信息

为指导核电厂退役过程中的环境影响评价和人员辐射防护,需要对退役过程中的放射性源项进行分析。通过对退役三个阶段的放射性源项产生机理进行研究,分析得出堆芯周围金属结构的活化源项,以及沉积在主辅回路的活化腐蚀产物,是退役源项的主要贡献,典型放射性核素包括60 Co、63 Ni、110m Ag等。给出了基于中子辐照史的活化源项计算方法,可用于退役源项的定量估算。

关键词：核电厂退役源项

不同计算模式对核电厂年均大气弥散因子的影响

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不同计算模式对核电厂年均大气弥散因子的影响

贫化铀在快堆辐射场中屏蔽性能及辐照释热影响分析

中国核学会2021年学术年会

作者：张丽莉景福庭邓理邻陆婷吕焕文李兰中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室

本文以高斯烟羽模型为基础,采用地面源模式、高架源模式和混合释放模式分别计算某核电厂释放的放射性核素I和Kr的大气弥散因子。计算结果表明:混合释放模式计算的结果与高架源模式计算的结果更为接近,这是由份额参数■及(1-Et)较大导致... 详细信息

本文以高斯烟羽模型为基础,采用地面源模式、高架源模式和混合释放模式分别计算某核电厂释放的放射性核素I和Kr的大气弥散因子。计算结果表明:混合释放模式计算的结果与高架源模式计算的结果更为接近,这是由份额参数■及(1-Et)较大导致的。针对烟囱高度高于邻近建筑物但低于邻近建筑物高度的2.0～2.5倍这种情形,采用混合释放模式求解下风向不同距离的大气弥散因子时,其结果介于高架源模式和地面源模式之间;若采用地面源模式其计算结果较混合释放模式结果偏大,尤其是在几公里范围内。

关键词：大气弥散因子高架源模式地面源模式混合释放模式

来源： cnki会议评论

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现代应用物理 2022年第3期13卷 88-94页

作者：邓理邻翟梓安张丽莉王霜李文瀚夏明明刘汀黄博琛温兴坚魏述平中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

研究了贫化铀在快堆中子/γ(n/γ)混合场中的综合屏蔽性能及其辐照释热率,作为对比,同时给出了贫化铀在热堆辐射场中的分析结果。采用粒子输运与燃耗耦合程序,研究了中子和γ射线在贫化铀中的衰减规律和贫化铀的活化行为,并与铅的屏蔽... 详细信息

研究了贫化铀在快堆中子/γ(n/γ)混合场中的综合屏蔽性能及其辐照释热率,作为对比,同时给出了贫化铀在热堆辐射场中的分析结果。采用粒子输运与燃耗耦合程序,研究了中子和γ射线在贫化铀中的衰减规律和贫化铀的活化行为,并与铅的屏蔽计算结果进行比较;分析了贫化铀的辐照释热特性及对屏蔽层温度的影响。结果表明,针对典型快堆n/γ混合场,在本文分析的屏蔽效果指标下,厚度小于16 cm的贫化铀屏蔽层的屏蔽效果都要优于铅。通过对贫化铀辐照释热问题的理论分析得出,贫化铀屏蔽层的辐照释热率高于铅,但对典型核动力反应堆整体屏蔽层温度的影响很小。

关键词：贫化铀屏蔽材料快堆屏蔽性能辐射防护辐照释热

三维离散纵标方法在反应堆精细屏蔽计算中的应用研究

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核科学与工程 2017年第5期37卷 756-760页

作者：应栋川谭怡肖锋吕焕文刘嘉嘉景福庭邓理邻唐松乾张宏越刘斌中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

随着计算能力的发展,三维离散纵标方法(SN)已逐渐为反应堆辐射屏蔽计算的主流方法之一。本文就三维SN方法应用于反应堆的精细化屏蔽建模与分析的关键问题进行了研究,主要包括精细化几何建模、堆芯固定源模型的创建和数据库截面参数敏感... 详细信息

随着计算能力的发展,三维离散纵标方法(SN)已逐渐为反应堆辐射屏蔽计算的主流方法之一。本文就三维SN方法应用于反应堆的精细化屏蔽建模与分析的关键问题进行了研究,主要包括精细化几何建模、堆芯固定源模型的创建和数据库截面参数敏感性分析等内容。在此基础上,本文以典型的压水反应堆为对象,构建了精细的三维SN计算分析模型,以压力容器快中子注量率为算例,完整实现了反应堆的精细化三维SN建模与分析,并将三维SN结果和蒙特卡罗方法的计算结果进行了比较分析。对比结果表明,精细化三维SN方法具有较高的计算精度,验证了三维SN方法在反应堆精细屏蔽计算问题中的有效性和正确性。

关键词：三维离散纵标方法屏蔽计算