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攸国顺: 作品数：24 被引量：29H指数：3; 供职机构：中华人民共和国环境保护部更多>>; 发文基金：国家科技重大专项中国科学院战略性先导科技专项国家重点基础研究发展计划更多>>; 相关领域：核科学技术理学电气工程更多>>

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一种压水堆核电厂失水事故放射性源项评估方法: 本发明涉及核辐射安全领域，具体涉及一种压水堆核电厂失水事故放射性源项评估方法，该方法包括以下步骤：(1)基于反应堆平衡循环寿期末堆芯积存量及放射性核素从堆芯到安全壳大气的释放份额，计算反应堆堆芯释放到安全壳大气的核素初始...; 陈海英陈妍郭瑞萍王韶伟靖剑平韩静茹攸国顺刘福东张春明; 文献传递

基于SCALE的RFA改进型燃料组件堆内贮存临界安全分析: 2016年; RFA改进型燃料组件是西屋公司设计的能应用于大功率先进压水堆的改进型燃料组件。SCALE计算程序是一款在国际上得到广泛认可的综合性建模及模拟程序包,可用于核设计与核安全分析。基于SCALE计算程序,针对大功率先进压水堆的乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,分析乏燃料水池正常贮存及事故工况下的临界安全。计算结果表明一区正常贮存工况keff值为0.901 29,组件跌落事故工况下,有效增值因子为0.907 93。二区正常贮存工况下,计算模型keff值为0.909 98,新燃料组件误插入事故工况keff值为0.924 07。先进压水堆乏燃料贮存水池正常贮存工况及事故工况的有效增值因子均小于0.95,处于次临界状态。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域临界状态安全可控。; 攸国顺李铁萍韩向臻王喆兰兵黄旭阳; 关键词：乏燃料水池事故分析

TRISO燃料钍基熔盐堆核设计分析程序适用性分析被引量：1: 2015年; 固态燃料熔盐堆是一种全新的堆型,因其堆芯设计的独特性,例如具有双重不均匀性、冷却剂的不确定性、几何结构的复杂性等问题,当前采用的堆芯核设计程序均没有经过足够的验证以确保其在固态燃料熔盐堆应用方面的有效性。本文系统研究了固态燃料钍基熔盐堆堆芯的中子学现象,并调研了当前用于固态燃料钍基熔盐堆堆芯核设计分析的程序,总结了这些程序的特点,并给出了相应的结论。; 王昆鹏攸国顺左嘉旭靖剑平乔雪冬刘瑞桓王京

一种测量缓发中子有效份额β_(eff)的方法被引量：3: 2010年; 本工作通过实验与理论计算相结合,给出了测定缓发中子有效份额βeff的新方法。用实验方法确定反应堆临界状态,并测量次临界状态时以βeff为单位的次临界反应性,应用理论程序计算临界时的中子有效增殖因数keff,确定keff的计算偏差,然后理论计算次临界状态下的keff,并用确定keff的计算偏差对次临界状态下计算的keff进行修正,给出次临界状态的反应性。将实验测量结果与理论计算结果相比较,从而给出βeff。这种方法由于是实验确定的反应堆状态,因此,按实验结果计算的keff与理论描述反应堆状态的计算模型关系不大。分析表明,βeff测量结果的精度高于以往测量方法的精度。; 朱庆福史永谦罗皇达张巍刘宏伟攸国顺周琦陈桂美

大型压水堆燃料组件错装载临界事故模拟解析被引量：1: 2017年; 燃料组件错装载事故是Ⅲ类事故(稀有事故),可能导致堆芯功率分布的变化。装载过程中可能发生的燃料组件错位的情况几乎是无穷的,无法一一计算。事故分析中我们选取四种典型事故工况,针对堆芯设计采用合理的事故假设并开展模拟计算。基于对在线核心监测系统监测意外负荷能力的肯定,大多数错装载事故可以通过在线监测系统的堆芯监测功能检测出来。针对检测不到的组件错装载事故工况,模拟计算得到最大核焓升因子FΔH为1.66,在安全限值要求范围内。; 攸国顺李铁萍韩向臻王喆

乏燃料临界实验装置的方案研究: 本文在调研国内外临界实验装置的基础上，依据核燃料的现有条件，参考燃耗信任制技术的燃耗分析方法。对反应堆运行参数进行了敏感性分析。确定其对乏燃料成分的影响。在此基础上计算了乏燃料成分，并初步探讨了乏燃料临界实验装置的堆芯几...; 刘宏伟薛小刚刘振华攸国顺; 关键词：乏燃料; 文献传递

多群核数据不确定性对堆芯物理计算的影响被引量：4: 2016年; 核数据不确定性是造成反应堆物理计算结果不确定性的重要因素之一。基于所需抽样核数据的协方差矩阵开发了随机抽样模块(Stochastic Sampling,SAMP),在此基础上利用SCALE(Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation)软件包实现了混合法和随机抽样法两种不确定性分析方法,以研究多群核数据不确定性对堆芯物理计算的影响。以3×3假想堆芯为对象,对两种方法进行了验证,然后应用于国际原子能机构(International Atomic Energy Agency,IAEA)燃料管理基准题中的Almaraz核电厂首循环堆芯。分析结果表明,两种方法结果符合良好,Almaraz核电厂堆芯keff不确定性约为0.5%,堆芯径向和轴向功率的最大不确定性分别为1.9%和0.45%。; 潘昕怿兰兵张春明靖剑平攸国顺; 关键词：不确定性 SCALE 协方差矩阵

基于SCALE的压水堆乏燃料贮存水池临界安全分析: 2016年; 基于国际先进的核设计与安全分析计算程序SCALE,针对我国自主研发的先进压水堆乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,计算乏燃料水池正常贮存及事故工况下的反应性,评估计算模型的临界安全,分析该程序对我国先进反应堆乏池计算的适用性。计算结果表明该先进压水堆乏燃料贮存水池正常贮存工况及事故工况的有效增值因子均小于0.95,处于次临界状态。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域临界状态安全可控。SCALE计算程序适用于我国自主研发的先进压水堆乏燃料水池临界安全计算。; 韩向臻攸国顺潘昕怿冯进军王昆鹏兰兵; 关键词：乏燃料水池事故分析

基于MC方法的小型压水堆全堆计算分析: 2016年; 使用蒙卡计算程序MCNP,建立小型压水堆四分之一堆芯几何模型,计算小型压水堆首循环初始装料冷态(20℃)、常压(1.01 bar)下的堆芯反应性、径向功率和轴向功率分布,并与输运+扩散方法程序SCIENCE-V2程序包的计算结果进行对比。结果表明:MCNP程序适用于小型堆堆芯核设计计算,并可与SCIENCE-V2程序包互相验证。; 攸国顺李铁萍韩向臻兰兵黄旭阳温爽刘锐; 关键词：蒙特卡罗方法

运行参数对PWR乏燃料反应性的影响: 本文就运行参数对PWR乏燃料反应性的影响进行了理论分析和研究计算，通过研究计算，证明这些参数对反应性的影响是挺大的，因此在考虑燃耗信任制时必须考虑这些参数对乏燃料的影响。; 陈桂美攸国顺薛小刚; 关键词：乏燃料反应性; 文献传递