刘巧凤
- 作品数：20 被引量：44H指数：4
- 供职机构：中华人民共和国环境保护部更多>>
- 发文基金：国家科技重大专项国家自然科学基金中国科学院战略性先导科技专项更多>>
- 相关领域：核科学技术理学电气工程机械工程更多>>
- 核事故应急情况下的辐射防护
- 2011年3月11日,日本东北地区宫城县发生特大地震,引发海啸,导致日本福岛第一核电站发生严重的核泄漏事故’事故定级为7级,即最高级,为特大事故。在核事故应急过程中,日本核电站及政府采取了场内、场外大规模的辐射防护措施,...
- 刘巧凤韩福眷
- 关键词：核事故应急辐射防护剂量限值
- 文献传递
- 反应堆压力容器快中子注量计算模型简化方法研究被引量：4
- 2015年
- 反应堆压力容器快中子注量计算是反应堆工程设计和国家核安全监管部门关注的一项重要内容,在计算中不可避免地采用一些模型简化方法,这些简化方法将对计算结果产生一定的影响。利用MC方法计算程序MCNP对反应堆压力容器快中子注量计算过程中的模型简化方法开展研究,评估这些简化方法的利弊,为压力容器快中子注量计算提供合理建议,保障计算的严谨性。
- 刘巧凤韩静茹陈海英张春明
- 关键词：压力容器快中子注量MC方法
- 荧光X射线参考辐射的优化被引量：3
- 2014年
- 在荧光X射线参考辐射场中,射线的强度和纯度会受到机械装置本身、辐射体厚度、次级过滤厚度、X光机管电压的影响。在优化设计参考辐射装置结构的基础上,通过理论分析计算和蒙特卡罗模拟,得到荧光强度和纯度随辐射体和次级过滤厚度的变化,并对X光机管电压对荧光强度和纯度的影响进行了测量。结果显示:F-Cs这一辐射质,当辐射体Cs2SO4的厚度大于490μm时,荧光强度达到饱和;当次级过滤Te O2的厚度约为327μm时,荧光纯度最高;荧光强度随X光机管电压的升高而增加,纯度随管电压的升高而降低。
- 丁亚东魏可新宋明哲刘巧凤
- 关键词：辐射体管电压MCNP
- MCNP4C在低能X光子解谱中的应用
- 2012年
- 在低能X参考辐射场中校准剂量(率)仪时,需要利用准确的转换系数进行计算。通常转化系数的参考标准为ISO 4037-3,但该标准的推荐值在低能区有较大的不确定度,因此需要对脉冲高度谱进行解谱求得注量谱,进而得到准确的转换系数。探测器的响应函数是注量谱解谱过程中的关键,本文在基于过滤的低能X光子参考辐射场中,使用蒙特卡罗方法MCNP4C程序建立CdZnTe探测器的几何模型,并计算出探测器响应函数,构建响应矩阵进行解谱,得到注量谱。结果表明,计算得到的标准源脉冲高度谱和实验测量结果基本一致,利用本文解谱结果得到的参考辐射场半值层与实验测量值基本吻合,相对偏差不大于5%。
- 刘巧凤魏可新张春明宋明哲孙微
- 关键词：响应函数
- SNAP程序在核电厂安全分析中的应用被引量：3
- 2012年
- SNAP程序是由NRC资助开发的用于简化分析过程的软件,本文对SNAP程序进行了详细的介绍,并利用SNAP程序与RELAP5/MOD3.3程序对某典型四环路压水堆进行模拟,描述了SNAP程序在核电厂安全分析中应用的特点,并对关键现象进行分析。研究表明,SNAP程序的应用可以大大简化程序建模和数据处理过程,并能直观实时的观测计算结果,在核电厂安全分析中应用的前景广泛。
- 孙微靖剑平付陟玮刘巧凤潘昕怿
- CAP1400反应堆压力容器快中子注量独立审核计算被引量：1
- 2018年
- 压力容器的使用期限:直接决定了反应堆的寿命,而快中子注量是影响其使用期限的重要参数之一,是核安全审评中关注的一项重要内容。作为核安全监管部门,对大型先进压水堆CAP1400的压力容器快中子注量进行审核计算,能够促进审评的独立性、科学性和有效性,为CAP1400的安全审评提供良好技术支持。本文利用蒙特卡罗方法分析程序对CAP1400反应堆压力容器快中子注量进行独立审核计算,并将计算结果与反应堆设计方利用离散纵标法所得结果进行对比。结果表明,CAP1400反应堆压力容器快中子注量审核计算结果与设计值的相对偏差在10%以内,并且快中子注量值满足标准审评大纲的相关要求。
- 刘巧凤韩静茹
- 关键词：辐射屏蔽
- 10 MW固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究被引量：5
- 2017年
- 钍基熔盐反应堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)项目是中国科学院科技先导项目之一。基于10 MW热功率熔盐反应堆-固体燃料(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)的设计,对TMSR的关键技术安全分析进行了初步研究。TMSR-SF与现有反应堆之间的差异对核安全审查提出挑战,TMSR-SF审查方法的研究将准备其安全审查的技术和要求。固态燃料熔盐实验堆安全分析关键技术初步研究包含4个方面:堆芯核设计关键安全限值、事故序列及验收准则、源项及其审评方法和验收准则、概率安全评价方法和始发事件。首先对其它类型反应堆的安全审查方法进行了研究,对其关键参数和重要规定做了概述,并借鉴了高温气体冷堆和钠冷却快堆的审评要求和方法;然后使用蒙特卡罗和其他方法、模型来计算TMSR-SF的关键参数。应用逻辑图方法讨论概率风险评价(Probabilistic Risk Assessment,PRA)方法和始发事件清单。在本研究中,计算了核心核设计安全限值,研究和讨论事故列表和分类,讨论了TMSR-SF的PRA框架和始发事件清单,该研究将支持TMSR-SF的安全审查和安全设计。
- 左嘉旭高新力李朝君宋维王昆鹏刘巧凤靖剑平张春明
- 关键词：概率风险评价
- CdZnTe探测器对中低能X射线的响应矩阵
- 本文利用蒙卡模拟和实验的方法，得到CdZnTe探测器对中低能X射线的响应矩阵。首先利用蒙卡方法建立探测器模型，模型包括CdZnTd晶体、探测器封装、电子学和探测器准直屏蔽体。使用该模型得到241Am、133Ba、109C...
- 宋明哲刘巧凤魏可新高飞候金兵王红玉
- 关键词：蒙特卡罗X射线
- 文献传递
- 基于不同数据库的反应堆堆芯源项计算分析被引量：2
- 2014年
- 堆芯内的核燃料在裂变过程中产生大量的放射性物质,ORIGEN-S可以采用多种数据库计算堆芯内放射性物质的积累和衰变,如Card-image数据库、二进制数据库以及ORIGEN-ARP通过插值产生的ORIGEN-S截面数据库。详细介绍了各数据库的基本情况,并采用Card-image数据库和ORIGENARP数据库,对比计算了反应堆堆芯放射性核素的活度,分析了典型核素的放射性活度随燃耗的变化。计算结果表明:不同数据库对各种核素的放射性活度计算产生了不同的影响,与Card-image库相比,采用ARP插值生成的数据库计算的小部分核素放射性活度偏大,而核素134 Cs、136 Cs放射性活度小15%左右。随着燃耗的加深,ORIGEN-S采用不同数据库计算的核素放射性活度差值逐渐增大,但核素放射性活度的比值随燃耗的增大呈现不同的变化规律。
- 陈海英张春明王韶伟兰兵刘巧凤韩静茹
- 关键词：放射性活度数据库
- 核电厂LOCA事故下衰变链对主控室内剂量计算影响研究
- 2017年
- 主控室是对核电厂正常运行和事故状态实施控制的场所,为了保护控制室内操作人员,法规要求对控制室进行可居留性分析。在一般计算模型中,为了简化模型,没有考虑衰变子核对于人员剂量的贡献。本文中,针对通用主控室模型在考虑了衰变链对人员剂量的影响的基础上,建立了核素平衡方程,并开发了主控室可居留性剂量评价程序CROSS进行计算。基于RG1.183规定的冷却剂丧失事故(LOCA)源项,使用CROSS程序分别在非放射性通风系统新风模式和应急可居留系统通风模式下对主控室可居留性进行了分析。计算中对比了是否考虑衰变子核对个人剂量的影响。计算结果表明,考虑衰变链后,对于非放射性通风系统新风模式:个人有效剂量增到了1.28倍,其中主要增加为内照射有效剂量,增到了1.64倍;对于应急可居留系统通风模式:个人有效剂量增到了1.27倍,其中主要增加为内照射有效剂量,增到了1.30倍。在核电厂事故工况下计算主控室人员剂量时,需要考虑衰变链对个人有效剂量的影响。
- 赵传奇胡文超刘巧凤靖剑平张春明
- 关键词：主控室衰变链
