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池式钠冷快堆事故源项计算方法研究及其应用
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《原子能科学技术》2020年 第10期54卷 1849-1857页
作者:王凤 杨勇 黄树明 张强 王事喜 吴明宇 徐治龙 邵静 万海霞中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部北京102413 中国核电工程有限公司北京100840 
针对传统轻水堆事故源项计算方法不适用池式钠冷快堆的问题,分析可能发生的设计基准事故和超设计基准事故的释放路径,研究建立适用于池式钠冷快堆的堆芯损伤类、泄漏类和钠火类事故源项计算方法。结合示范快堆的6种典型事故:1盒燃料组...
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田湾核电站监督试样运输容器组件研制
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《原子能科学技术》2014年 第7期48卷 1264-1268页
作者:冯嘉敏 衣大勇 徐治龙 韩治 姚成志 范月容 孙晓雨中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所北京102413 
为保证田湾核电站监督试样的运输安全,本工作采用设计与验证试验相结合的方法研制监督试样运输容器组件。组件设计包括屏蔽计算、结构设计与力学评定,通过安全验证试验和现场操作试验,对容器的运输安全性能和现场操作性能进行分析。结...
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缓发中子计算燃料元件破损方法研究
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《原子能科学技术》2013年 第B6期47卷 168-171页
作者:徐治龙 刘兴民 刘勇进 常猛 孙微 李春中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所 92330部队 环境保护部核与辐射安全中心 
当燃料元件发生破损时,裂变产物会释放到主冷却剂中,引起主冷却剂放射性水平增加。根据燃料元件破损的监测数据,采用一定的计算方法,计算燃料元件破损数目,可为核电厂处理元件破损事故、确保反应堆和人员安全提供重要依据。本文对缓发...
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反应堆中子源强计算程序开发
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《原子能科学技术》2013年 第B12期47卷 438-442页
作者:徐治龙 刘勇进 万海霞 张京 邵静中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所 92330部队 
确定反应堆内的中子源强对反应堆物理启动、临界实验和无源启动等活动的安全非常重要。本工作结合实际情况,通过分析轻水反应堆停堆后堆内中子源的种类及来源,确定堆内中子源主要由以下4部分组成:自发裂变中子源、(α,n)中子源、初级中...
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核医疗船反应堆屏蔽初步设计及优化
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《强激光与粒子束》2017年 第1期29卷 54-57页
作者:万海霞 徐治龙 邵静 孙征 吴晓春中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部北京102413 
核医疗船的概念是在现有微堆(MNSR)技术的基础上提出的,它基于IAEA的癌症关怀项目,开发配备硼中子俘获治疗技术(BNCT)的远洋核医疗船,该项目开辟核科技应用的新领域。核医疗船的反应堆设计参考了已建成的医院中子照射器-1型(IHNI-1)反应...
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BEPU分析方法在CNP600弹棒事故中的应用
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《强激光与粒子束》2017年 第1期29卷 58-63页
作者:万海霞 徐治龙 邵静 孙征 吴晓春 王洋洋 曹欣荣哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001 
最佳估算加不确定性(BEPU)事故分析方法同传统的保守性事故分析方法相比,可获取现实的分析结果和安全裕量,在保证核电厂安全性的前提下,提高核电厂的经济效益和运行灵活性。针对CNP600的设计特点,利用最佳估算程序RELAP5-3D建立热态满功...
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压水堆主回路源项敏感性分析
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《科技创新导报》2015年 第35期12卷 125-128页
作者:邵静 万海霞 徐治龙 吴晓春 刘黎丽中国原子能科学研究院北京102413 
在核电厂的各种辐射源中,主回路源项在放射性废物形成和放射性物质释放等方面起着主导作用,对工作人员和公众造成的辐射危害也最大。因此,主回路源项计算和分析,对于核电厂设计和运行都具有重要的指导意义。为了保证主回路源项计算结果...
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YJ-1型新燃料组件运输容器的研制
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《科技视界》2015年 第26期 339-339,341页
作者:衣大勇 汪军 郭春秋 孙征 徐治龙中国原子能科学研究院中国北京102413 
0概况YJ-1型运输容器用于49-3堆新燃料组件的运输。YJ-1型运输容器属于IF-2型,II级黄货包,使用温度-40--38℃,运输指数(TI)为1,容器设计寿命15年。1运输容器YJ-1型运输容器为箱式结构,容器外壳和内部材料构成容器主体。容器外壳由箱...
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