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杨永伟

作品数：4 被引量：5H指数：1
供职机构：中国科学院等离子体物理研究所更多>>
发文基金：国家自然科学基金国家高技术研究发展计划更多>>
相关领域：核科学技术环境科学与工程更多>>

合作作者

文献类型

  • 3篇期刊文章
  • 1篇会议论文

领域

  • 3篇核科学技术
  • 1篇环境科学与工...

主题

  • 2篇嬗变
  • 2篇嬗变研究
  • 2篇聚变
  • 2篇聚变-裂变混...
  • 2篇废物
  • 2篇高放废物
  • 1篇事件树
  • 1篇放射性
  • 1篇概率风险评价
  • 1篇PU
  • 1篇超铀元素

机构

  • 4篇中国科学院等...

作者

  • 4篇邱励俭
  • 4篇杨永伟
  • 1篇吴宜灿
  • 1篇郭增基

传媒

  • 2篇核动力工程
  • 1篇高技术通讯
  • 1篇第九届全国核...

年份

  • 1篇1995
  • 2篇1994
  • 1篇1993
共 4 条 记 录，以下是 1-4
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排序方式：
高放废物中^(238)Pu、^(240)Pu、^(242)Pu在聚变-裂变混合堆内的嬗变研究被引量：1
1994年
从中子学角度研究了高放废物中２３８Ｐｕ、２４０Ｐｕ、２４２Ｐｕ在聚变一裂变混合堆内擅变的可行性。选取２３３Ｕ做中子增殖剂，对四个不同燃料组分的快谱包层进行了设计，利用输运一燃耗程序ＢＩＤＥＡＹ对所选方案进行了计算分析，结果表明：用２３３Ｕ做中子增殖剂，在聚变一裂变混合堆快谱包层内擅变２３８Ｐｕ、２４０Ｐｕ、２４２Ｐｕ是安全可行的。
杨永伟邱励俭
关键词：废物聚变放射性
PWR(U)乏燃料中超铀元素在混合堆快裂变包层内嬗变研究被引量：3
1995年
从中子学角度对ＰＷＲ（Ｕ）乏燃料中的超铀元素（２３８Ｐｕ、２３９Ｐｕ、２４０Ｐｕ、２４１Ｐｕ、２４２Ｐｕ、２４１Ｐｕ、２４３Ａｍ、２３７Ｎｐ、２４４Ｃｍ）在聚变－裂变混合堆快裂变包层内嬗变的可行性进行了研究．利用一维中子输运和燃耗计算程序ＢＩＤＥＣＡＹ对不同燃料组分的四个快裂变包层进行分析计算．结果表明，在聚变－裂变混合堆快裂变包层内安全、高效地嬗变ＰＷＲ（Ｕ）乏燃料中的超铀元素是可能的。
杨永伟邱励俭
关键词：超铀元素嬗变
混合堆系统的事件树分析被引量：1
1993年
本文介绍概率风险评价(PRA)在聚变-裂变混合堆中的应用,用事件树对混合堆系统进行了分析,根据合肥聚变-裂变实验混合堆概念设计的特点,对几个典型的初因事件导致的事件序列进行了概率分析计算。结论表明,该设计是安全合理的。本文工作对于深入认识混合堆系统的安全特性有一定的意义,为混合堆安全设计提出了有益的建议。
杨永伟邱励俭
关键词：概率风险评价事件树
聚变-裂变混合堆的阶段应用——高放废物的转化
如何处置核反应堆及其它核设施所产生的长寿命放射性废物(高放废物,主要包括裂变产物和锕系元素)在国际上仍然是悬而未决而又急待解决的问题。“转化” (transmutation)作为一种可能处置方法与传统观点倾向的地质学深埋...
邱励俭吴宜灿杨永伟栾贵时郭增基
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