反应堆屏蔽物理学属于《中国图书分类法》中的五级类目,该分类相关的期刊文献有92篇,会议文献有25篇,学位文献有21篇等,反应堆屏蔽物理学的主要作者有陈义学、郑征、丁谦学,反应堆屏蔽物理学的主要机构有北京应用物理与计算数学研究所、中国原子能科学研究院、华北电力大学等。
统计的文献类型来源于 期刊论文、 学位论文、 会议论文
1.[期刊]
摘要: 为开展反应堆屏蔽计算研究,使用NECP-Atlas和NECP-Shield程序,基于我国最新的评价核数据库CENDL-3.2开发了宽群屏蔽数据库NECL-CP...
2.[期刊]
反应堆压力容器保温层辐射屏蔽组件传热计算分析及屏蔽材料试验研究
摘要: 目的确保华龙一号HPR1000反应堆压力容器保温层辐射屏蔽组件在运行工况下的可靠性、安全性以及能够有效执行其功能。方法采用基于传热理论结合经验公式的理论计算方...
3.[期刊]
摘要: 中子屏蔽精细化设计是三代堆型核电厂区别于二代堆的主要辐射防护设计特征之一,其设计优劣直接影响了辐射场内设备寿命及功率运行期间可能进入的工作人员的辐射安全。为了...
4.[期刊]
摘要: 为了保障加速器驱动次临界系统(ADS)散裂靶与反应堆耦合特性及影响验证实验的顺利进行,以原子能院现有的临界实验装置为基础,对堆厅部分墙体进行屏蔽改造。建造由聚...
5.[期刊]
摘要: 针对阴影屏蔽体的材料选取与仪器仓布局问题,本文以核动力航天器为对象,研究了屏蔽材料与结构材料的辐射特性,计算得到了屏蔽体阴影区域内的辐射场分布.本文利用蒙特卡...
6.[期刊]
摘要: 空间核反应堆辐射屏蔽可减弱中子与γ光子通量对仪器设备的辐照,温度是影响辐射屏蔽性能的重要因素.利用Fluent软件对TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源辐射屏蔽在真...
7.[期刊]
摘要: 本文针对核动力舰船对空间环境的特殊要求,在常用的辐射屏蔽材料基础上设计一种高效、无毒性且兼备优良物理性能的新型二次屏蔽材料.屏蔽结构采用分层设计,内层选用W-...
8.[期刊]
摘要: 为减少小型钠冷快堆(SSFR)堆侧的屏蔽厚度,本文选择氢化锆作为SSFR堆侧的屏蔽材料.使用一维离散纵标法(ANISN程序)计算了氢化锆在SSFR堆芯区能谱下...
9.[期刊]
摘要: 本文针对核动力舰船对空间环境的特殊要求,在常用的辐射屏蔽材料基础上设计一种高效、无毒性且兼备优良物理性能的新型二次屏蔽材料.屏蔽结构采用分层设计,内层选用W-...
10.[期刊]
摘要: 空间离散格式选取和空间网格划分对于离散纵标法求解粒子输运问题的计算精度至关重要.短特征线离散格式根据粒子出射、入射贡献关系分割计算网格,可有效消除因空间离散失...
11.[期刊]
摘要: 离散纵标(SN)方法在求解过程中将空间变量和角度变量进行离散,空间变量和角度变量的离散误差控制对保证计算精度至关重要。本文基于射线追踪研究了多次碰撞源方法,通...
12.[期刊]
摘要: 精确可靠的屏蔽设计是保证核装置安全性的重要组成部分,离散纵标法是应用最广泛的确定论屏蔽计算方法。对于角通量密度各向异性较强的屏蔽问题,求积组精度不足会导致离散...
13.[期刊]
摘要: 压水堆核电厂启动过程中,次级中子源为堆外源量程探测器提供本底计数率,避免测量盲区,确保反应堆安全启动。但次级中子源的引入会为核电厂带来较大的经济和环境负担,同...
14.[期刊]
摘要: 为了研究轻质、高效、无毒性且兼备优良物理性能的新型二次屏蔽材料,综述了纳米屏蔽材料的发展现状,对其力学性能及屏蔽性能进行了对比分析。结果表明,纳米功能粒子改性...
15.[期刊]
基于ISPRA-Fe实验的SuperMC3.2屏蔽深穿透验证
摘要: 为验证中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC(超级蒙卡)在计算裂变堆屏蔽深穿透问题时的准确性和可靠性,采用OECD/NEA和RSICC联合发布的国际屏蔽...
16.[期刊]
摘要: 离散纵标法是求解中子输运方程的主要数值方法之一,空间变量离散及误差控制对保证输运计算精度至关重要.传统有限差分离散方法对于特定模型会产生非物理振荡问题,粗网精...
17.[期刊]
摘要: 开发了基于离散纵标(SN)方法的蒙特卡罗(MC)全局减方差方法,针对乏燃料干式贮存容器,分别建立了中子源及光子源MC直接计算模型、SN计算模型及全局减方差方法...
18.[期刊]
摘要: 屏蔽计算是反应堆设计的重要环节之一,其计算结果直接影响核系统的寿命以及周边环境的辐射安全.JSNT是由中物院高性能数值模拟软件中心自主研发的三维离散纵标(SN...
19.[期刊]
摘要: 采用蒙特卡罗(MC)方法直接计算深穿透屏蔽问题并在合理的时间内得到可信的结果是非常困难的.基于离散纵标(SN)的减方差方法采用源偏倚和权窗技巧能够有效降低MC...
20.[期刊]
摘要: 活化腐蚀产物是压水堆一回路重要的放射性源项,对于反应堆的屏蔽设计、人员防护和事故安全有重要影响。pH值作为压水堆冷却剂的关键参数,在材料腐蚀和腐蚀产物溶解、沉...
1.[会议]
摘要: MCNP程序是核辐射屏蔽计算中常用的一种工具,它基于蒙特卡罗方法,能够准确地描述三维几何模型并模拟粒子在模型中的输运过程,进而得到想要的探测结果。在一些几何形...
2.[会议]
摘要: 为了满足核电站新型硼浓度探测装置的中子探测效率和辐射防护要求,采用核电站序建立物理模型,模拟中子源在辐射场中的输运。对计算模型进行评估改进得到最优化屏蔽方案,...
3.[会议]
摘要: 本研究首先分析了脑瘤治疗BNCT方法的基本原理、研究概况,然后分析了脉冲堆用于BNCT脑瘤治疗的优越性,进行1MW脉冲堆堆芯及热柱屏蔽计算程序选择及模型的分析...
4.[会议]
摘要: 本文使用ORIGEN2程序对济南微堆退役的放射性源项进行了计算分析,给出了堆芯、安全棒和顶铍的放射性源强。使用蒙卡程序MCNP对乏燃料运输进行屏蔽计算,通过分...
5.[会议]
摘要: 中子照相装置的屏蔽对降低反应堆大厅本底及提高中子照相质量具有重要意义。本研究使用蒙特卡罗模拟方法,对热中子照相装置各组成部分的屏蔽进行模拟计算。结果表明:在照...
6.[会议]
摘要: 在离散纵标方法中,空间变量的处理是求解输运方程的重要部分,对于屏蔽计算问题更加敏感.ARES屏蔽计算程序二维输运模块(DONTRAN2D)对空间变量采用了多种...
7.[会议]
摘要: 源偏倚抽样是提升蒙卡模拟计算效率的一种重要途径.伴随通量具有重要性函数的意义,可以作为源偏倚抽样的依据.利用MCNP程序的mesh格式可以解决任意复杂几何结构...
8.[会议]
摘要: 国际热核聚变反应堆(ITER)磁场线圈的馈线系统工作于4.5K以下的低温超导状态,在馈线与300K.真空外杜瓦之间还有80K冷屏,以降低由室温环境至馈线低温超...
9.[会议]
摘要: 屏蔽计算是反应堆设计的重要环节之一,其计算结果直接影响核系统的寿命以及周边环境的辐射安全.JSNT是由中物院高性能数值模拟软件中心自主研发的三维离散纵标(SN...
10.[会议]
摘要: 蒙特卡罗方法计算屏蔽问题时,对于体积很小并且距离源较远的计数区域,进入的粒子数目将很少,导致计数效率很低.这种情况下,可以通过指向概率法计算点通量来代替计数区...
11.[会议]
摘要: 柔性屏蔽材料因其有弹性、易弯折和屏蔽性能优异等特点得到了广泛的应用。本文通过实验和小批量生产发现,SEBS的填充性、柔韧性和力学性能都优于TPV,且加工过程中...
12.[会议]
摘要: 本计算书采用MCNP4C程序和有关标准对不同操作量的241Am进行计算,并用相关屏蔽计算公式进行复核。在设计中,选用钢板作为屏蔽材料,合理设置屏蔽层的厚度,使...
13.[会议]
摘要: 堆腔漏束计算属于深穿透问题,而且几何结构复杂。离散纵标方法(SN)计算速度较快,但是耗费内存,存在射线效应,蒙特卡罗方法几何描述精确,但是抽样效率太低,计数方...
14.[会议]
摘要: 一般在利用MCNP计算通用源问题时,多采用Maxwell谱或Watt谱作为裂变中子谱,这种处理方法没有考虑入射中子能量对裂变中子能量的影响.然而在反应堆的屏蔽...
15.[会议]
摘要: LiH具有优秀的中子屏蔽性能,密度低,在空间反应堆等对质量有特殊要求的领域内有着重要的应用前景.利用MCNP模拟了裂变中子经过LiH后的中子通量和能谱的变化,...
16.[会议]
摘要: 本文采用蒙特卡罗计算模拟方法对多源照射器屏蔽结构及芯体的布源能力进行了计算设计,确定了多种材料组合的屏蔽参数和布源能力,优化了照射器结构设计,并对计算方法和设...
17.[会议]
摘要: 基于CARR堆,采用蒙特卡罗方法优化设计了瞬发伽马活化分析装置,确定了装置的整体结构、关键组成部件的物理和几何参数.利用公式修正了束流中子通过20 cm的单晶...
18.[会议]
基于ENDF/B-VII库的多群截面库在反应堆屏蔽设计应用中的研究
摘要: 文章利用评价核数据库ENDF/B-VII 库的中子截面文件制作了输运计算所需的截面库,在此基础上研究了其在压水堆核电站屏蔽设计中的应用.多群截面库的制作是通过...
19.[会议]
摘要: 在核反应堆中利用活化法进行快中子注量测量时,热中子过滤材料对快中子也有一定过滤作用,并随其厚度增加而增加,但实际应用中常只能考虑过滤材料中镉、硼、钆对快中子的...
20.[会议]
摘要: 本文论述了反应堆屏蔽腻子的关键技术、工艺流程示意图、反应堆屏蔽腻子测试结果以及反应堆屏蔽腻子的研制为我国核电,核动力,核安全提供的材料保障。
1.[学位]
摘要: 随着对屏蔽计算结果精度的提高,现有程序已不能完全满足需求。为了提高屏蔽计算结果精度,合理减少设计过程中的保守性,提高核电站的经济性,掌握核反应堆屏蔽计算软件的...
2.[学位]
摘要: 辐射屏蔽计算分析是核设施屏蔽设计与优化的重要依据。聚变堆几何结构和材料复杂多样,且包含大块屏蔽和复杂孔道。屏蔽计算中不仅需要精确模拟几何,还要有效解决深穿透问...
3.[学位]
摘要: 研究表明,在聚变堆运行工况下,腐蚀产物是源项分析中最主要的影响因素。由于当冷却剂流经堆芯时腐蚀产物可能被活化,因此腐蚀产物可能会由于其在反应堆主冷却剂回路中的...
4.[学位]
摘要: 核电站在正常运行及停堆大修期间都会产生大量放射性物质,因此如何准确的预测辐射强度及辐射分布情况是辐射防护与屏蔽设计工作的关键问题。本研究涉及了计算机辅助设计、...
5.[学位]
摘要: 活化腐蚀产物是水冷反应堆放射性源项的重要组成部分,对核设施的安全性具有重要影响。主冷却回路中的腐蚀产物输运是一个复杂的过程,对其空间分布和随时间的变化进行准确...
6.[学位]
摘要: 铅冷快堆是第四代反应堆堆型之一,不仅能够进行核能发电,而且还能进行核燃料增值与核废料嬗变处理。因此,铅冷快堆成为了各国核能研究的热点。主容器是反应堆安全的重要...
7.[学位]
摘要: 精确的屏蔽计算方法是核装置辐射屏蔽设计的重要基础,离散纵标法(SN)是主要的屏蔽计算方法之一。SN对输运方程的方向变量直接离散,导致射线效应问题,极大地影响了...
8.[学位]
摘要: 精确的辐射屏蔽计算是核装置设计与安全运行的重要基础,离散纵标(SN)方法是国际上通用的屏蔽计算方法之一。SN数值求解过程中,空间变量离散、网格步长划分和角度变...
9.[学位]
摘要: 随着核聚变实验研究的深入,实验装置的功率水平不断提高,核聚变装置的辐射活化分析变得越来越重要。核聚变装置辐射屏蔽设计中的一个重要问题是停机剂量率的计算分析,核...
10.[学位]
摘要: 加速器驱动次临界系统是一种新型核能利用装置,被认为是最有前景的核废料嬗变技术。中科院核能安全技术研究所·FDS团队在中科院启动的战略性先导科技专项的支持下,针...
11.[学位]
摘要: 加速器驱动次临界系统(ADS)因其对高放射性核废料的嬗变能力及其固有安全性,被国际原子能机构称为“下一代先进核能系统”,吸引了国际上众多单位的关注和研究。辐射...
12.[学位]
摘要: 国际热核实验反应堆ITER(InternationalThermonuclearExperimentalReactor)计划是一项国际研究的合作项目,其目的是...
13.[学位]
摘要: 近年来,为探索受控热核新能源,解决日益严峻的能源问题,惯性约束聚变(Inertial Confinement Fusion, ICF)成为当代物理学里十分活跃...
14.[学位]
摘要: 快速检测煤质元素的含量是有效利用煤的重要环节。中子感生瞬发γ射线分析法(NIPGA)可以快速进行煤质分析。快热中子照射到煤样上发生[n,n’γ]和[n,γ]反...
15.[学位]
摘要: 中子和光子在屏蔽层中深穿透问题是屏蔽设计的难点。首先,本文结合先进压水堆堆芯的基本结构采用分步计算,运用MCNP4C软件进行临界建模。计算堆芯的中子注量率分布...
16.[学位]
摘要: 本文通过对标准遗传算法的研究,针对标准遗传算法存在的弊端,利用遗传算法各环节具有很强的独立性和扩展性,提出将混沌优化理论加入到遗传算法中的混沌遗传算法,并将这...
17.[学位]
摘要: 作为第三代核电技术的典型代表,AP1000成为我国重点引进的核电项目。当前学术领域关于AP1000的研究方向主要集中在其非能动安全系统上,而对于反应堆屏蔽计算...