李静惊
- 作品数：15 被引量：179H指数：6
- 供职机构：中国科学技术大学核科学技术学院国家同步辐射实验室更多>>
- 发文基金：国家自然科学基金中国科学院知识创新工程重要方向项目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自动化与计算机技术更多>>
- 基于离散纵标输运计算方法的三维燃耗程序发展研究被引量：5
- 2007年
- 为了精确描述和分析具有强烈各向异性中子注量率空间分布的反应堆燃耗过程,本文实现了三维SN输运计算与燃耗计算的耦合,发展了相应的三维输运燃耗耦合计算程序。该程序系统采用接口程序自动耦合三维SN输运计算程序和同位素燃耗计算程序的方法实现对三维中子学计算模型的精细燃耗计算,获得燃料同位素成分、燃耗反应性、中子注量率空间分布等参数随燃耗时间的变化量。采用IAEA基准校核例题对程序系统进行了校核,计算结果初步证明了所开发的三维燃耗程序系统的正确性。
- 李静惊陈明亮郑善良蒋洁琼许德政何兆忠吴宜灿FDS团队
- 关键词：燃耗输运
- 混合评价核数据库HENDL1.0的研制与基准检验被引量：8
- 2004年
- 为满足聚变 裂变次临界混合堆设计和其他相关研究的需要 ,以世界几个主要基本评价核数据库为数据来源 ,通过优选建立了名为HENDL1 .0 /E的多用途核数据库 ,采用国际通行的核数据库处理程序系统NJOY和TRANSX等程序制作了相应的工作数据库 ,其中包括多能群输运截面库HENDL1 .0 /MG、连续能量点状输运截面库HENDL1 .0 /MC、燃耗数据库HENDL1 .0 /BU和响应函数库HENDL1 .0 /RF ,利用世界上流行的中子输运程序对已有的一系列基准检验实验进行模拟计算和比较分析以检验混合库HENDL1 .0的正确性和有效性。
- 许德政吴宜灿高纯静郑善良李静惊朱晓翔刘海波
- 关键词：核数据库中子聚变燃耗响应函数裂变
- 聚变发电反应堆双冷液态锂铅包层活化分析和废料处理被引量：3
- 2005年
- 使用中子学程序系统VisualBUS以及相应的数据库HENDL1.0/MG对聚变发电反应堆双冷液态锂铅包层中各部件活化特性进行了计算和分析,包括包层各部件在停堆后不同时间处的衰变余热、活性、剂量率和潜在生物危害,并在此基础上参照欧洲聚变堆安全和环境评估(SEAFP)策略中有关核废料处理标准评估了受到中子辐照后的包层各区材料在退役后的核废料处理工作,包括核废料应该或者可能采用何种方式进行处理及其被完全清除干净的可能性。
- 陈明亮黄群英李静惊曾勤吴宜灿
- 关键词：活化包层
- 聚变发电反应堆概念设计研究被引量：56
- 2005年
- 在广泛分析聚变能相关领域研究发展状况和国际热核聚变实验堆(ITER)物理与技术基础上,提出了一个考虑了技术可行性的聚变发电反应堆概念(称之为FDS Ⅱ)。这个概念具有ITER参数适量外推的等离子体物理与技术水平的聚变堆芯和具有发展潜力的液态锂铅氚增殖包层,在对这个概念进行中子学、热工水力学、力学、安全与环境影响和经济学等一系列计算分析的基础上,给出了初步的概念设计和进一步设计优化的共性原则。
- 吴宜灿汪卫华刘松林李静惊王红艳陈红丽陈明亮张士杰黄群英黄德所郑善良曾勤胡丽琴柏云清章毛连李艳芬李春京冯岩宋勇龙鹏成FDS课题组
- 关键词：国际热核聚变实验堆等离子体物理热工水力学聚变能ITE中子学
- 聚变发电反应堆双冷液态锂铅包层氚增殖中子学分析研究被引量：5
- 2005年
- 针对聚变发电反应堆(FDS Ⅱ)双冷液态锂铅(DLL)包层进行了中子学设计与分析,设计主要的原则是满足聚变堆的氚自持,并在此基础上,分析计算DLL包层核热分布。中子学一维优化分析使用的程序是自主开发的多功能中子输运/燃耗/优化程序VisualBUS1.0以及相应的数据库HENDL1.0/MG。基于二维模型进行校核计算所使用的程序为MCNP4C,相应的数据库为FENDL 2/MC。
- 李静惊曾勤吴宜灿
- 关键词：增殖中子学设计中子输运聚变堆热分布
- HENDL1.1/MG数据库和VisualBUS1.0程序的临界基准计算与分析被引量：3
- 2006年
- 使用自主开发的一维输运/燃耗/可视化计算程序系统V isualBUS1.0和HENDL1.1/MG数据库,对233U,235U和239Pu的热溶液临界球基准实验和237Np,241Am和244Cm的金属快裂变临界球问题进行校核。和国际上广泛使用的各种程序和数据库的模拟计算结果以及相关实验结果进行综合对比和分析,初步验证了HENDL1.1/MG中裂变核素核数据的可靠性和应用性,同时也进一步证明了V isualBUS1.0程序的正确性。
- 张春早吴宜灿许德政郑善良李静惊
- 大型集成多功能中子学计算与分析系统VisualBUS的研究与发展被引量：30
- 2007年
- 中子学计算与分析是反应堆物理与辐射防护设计、燃料循环管理优化和核安全分析的基础。在广泛深入调研国内外中子学程序发展现状和趋势的基础上,采用国际上先进的中子学模拟计算技术和现代计算机软件技术,设计和研发了基于网络的大型集成多功能中子学计算与分析软件系统VisualBUS,可用于裂变、聚变和各类混合次临界反应堆系统以及加速器等辐射装置的计算与分析。一系列国际基准校验计算和实际应用表明了该系统的正确性和有效性。本文重点介绍该系统的研发概况、技术特点和测试与应用情况。
- 吴宜灿李静惊李莹曾勤陈明亮郑善良许德政蒋洁琼卢磊丁爱平胡海敏龙鹏程柏云清罗月童曹瑞芬邹俊何兆忠黄群英FDS团队
- 关键词：中子学可视化
- 聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层中子学设计与分析被引量：18
- 2004年
- 对聚变驱动次临界堆的多功能双冷核废料嬗变包层进行了中子学设计和分析,设计目标是:①氚和钚燃料自持;②较少的初装料得到较高的废料嬗变率。使用的程序是自主开发的多功能中子输运/燃耗/优化程序VisuaIBUs1.0,相应的数据库是175群中子/42群光子的多群数据库HENDL1.0/MG。
- 郑善良吴宜灿高纯静许德政李静惊朱晓翔
- 关键词：聚变驱动次临界堆中子学设计包层
- 基于遗传算法的聚变驱动次临界堆嬗变包层长寿命锕系元素初装料中子学优化被引量：2
- 2004年
- 在聚变驱动次临界堆的多功能核废料嬗变包层中,长寿命锕系废料的嬗变处理是中子学设计中非常关心的问题。利用FDS课题组开发的多功能中子学程序系统VisualBUS1.0,针对该系统燃耗计算过程具有多变量和多目标函数复杂关系的特点,应用遗传算法对嬗变包层的锕系废料嬗变区的初装料量进行了优化处理,使其在一定的物理和工程参数约束下,指导嬗变区的装料份额取值,分析嬗变区的装料份额对锕系废料的年燃耗深度等参数的影响。
- 李静惊吴宜灿
- 关键词：聚变次临界堆中子学设计
- 混合评价核数据库HENDL1.0/MG/MC研制被引量：1
- 2004年
- 根据世界几个主要核评价数据库,如ENDF/B 6(美国)、JEF 2.2(欧盟)、JENDL 3.2(日本)、BROND 2.2(俄罗斯)、CENDL 2.1(中国)和FENDL 2(IAEA/NDS),兼顾聚变、裂变以及聚变 裂变次临界混合堆设计研究的多种需要,经过甄别、筛选,最后集成为包含213个核素的基本评价文件,名为HENDL1.0/E的核评价数据库.在此基础上,利用目前流行的群常数加工程序系统NJOY和输运截面制备程序TRANSX制作两套用于中子或/和光子输运计算的输运截面工作库:①参考Vitamin J能群结构制作了175群中子和42群光子、中子 光子耦合多群工作数据库HENDL1.0/MG,可用于离散纵标Sn法程序计算;②连续能群结构、紧凑ENDF(ACE)格式中子截面库HENDL1.0/MC,可用于蒙特卡罗方法输运计算,如MCNP.另外还制作了可用于燃耗(嬗变)计算的燃耗库BURNUP.LIB和响应函数库RESPONSE.LIB两个专用数据库.同时,也对HENDL1.0综合评价核数据库的有效性进行了抽样测试、基准检验和初步确认.
- 许德政高纯静郑善良刘海波朱晓翔李静惊吴宜灿FDS Team
- 关键词：群结构核数据库聚变群常数IAEA
