王事喜
- 作品数：50 被引量：25H指数：3
- 供职机构：中国原子能科学研究院更多>>
- 发文基金：国家高技术研究发展计划国家重点基础研究发展计划更多>>
- 相关领域：核科学技术自动化与计算机技术理学水利工程更多>>
- 一种钠冷快堆燃料中去除氢和氚的装置
- 本发明涉及一种钠冷快堆燃料中去除氢和氚的装置。本发明所述的钠冷快堆燃料中去除氢和氚的装置，其包括燃料棒包壳管以及安装在该燃料棒包壳管内中的燃料棒下端塞，所述去除氢和氚的装置还包括设置在所述燃料棒包壳管内腔中的托架、套装在...
- 杨洪广杨勇马勇哲王凤龙张强杜爱兵徐治龙王事喜
- 文献传递
- 基于MCMG-Ⅱ和STEP1.0的输运-燃耗耦合系统架构设计被引量：1
- 2017年
- 实现燃耗过程的精细化计算需要开发新型输运-燃耗耦合计算系统,系统中采用了三维多群中子输运蒙特卡罗程序MCMG-Ⅱ和基于回溯算法的多群点燃耗计算程序STEP1.0。燃耗与输运程序之间的耦合需要考虑能谱、总源强、反应率统计、初始核密度及其变化、裂变产物核素等信息。耦合系统采用直译式脚本语言Python来实现,可以充分利用其强大的文本处理功能和直译式的特点,以准确、便捷地将这些数据在程序之间进行自动转换,并根据总功率、辐照时间、步长选择等参数自动完成输运-燃耗耦合的分步计算和结果的图形化处理,从而实现整个系统的无缝连接。在耦合系统的软件架构设计中采用分层与封装策略,降低了开发难度,提高系统的可移植性和可扩展性。耦合系统能够更为精细地考虑几何形状、能谱的变化、辐照时间等因素,自动进行精细化模拟计算。
- 吴明宇王事喜张强杨勇王凤龙
- 关键词：燃耗计算PYTHON架构设计
- 用于控制钠冷快堆中的反应性的系统和方法以及核反应堆
- 一种用于控制钠冷快堆中的反应性的系统和方法以及核反应堆。系统的两端分别与用于容纳钠冷却剂的堆芯容器连通，系统包括：提取单元，提取单元用于从堆芯容器中抽取钠冷却剂；控制单元，控制单元位于提取单元的下游，用于将钠冷却剂和控制...
- 王凤龙刘兴民杨勇张强王事喜吴明宇邵静万海霞王毅
- 文献传递
- 反应堆辐照生产252Cf的转换途径研究
- 分析和计算252Cf生成链上的各个超钚核素在反应堆中产生、转换、嬗变的过程,计算不同靶核分别在热中子谱、快中子谱、经过优化的共振中子谱下的核素链的生成和转换效率,初步确认在不同中子谱下的252Cf转换途径的效率和优缺点。...
- 吴明宇张强杨勇王事喜王凤龙
- 关键词：锎252能谱转换率
- 文献传递
- 用于快中子反应堆的中子引出装置
- 本发明的实施例公开了一种用于快中子反应堆的中子引出装置，包括：本体，所述本体设于所述快中子反应堆冷却剂中，用于排开所述冷却剂；其中，所述本体内设有空腔，所述中子通过所述空腔引出所述快中子反应堆；屏蔽层，所述屏蔽层设于所述...
- 刘兆阳张强王事喜孙刚夏宇邓夏孙帅王明政吴水金杨孔雳张东辉李晓轩高付海
- 文献传递
- 一种用于组装快堆MOX组件的装置和方法
- 本发明属于反应堆工程技术领域，公开了一种用于组装快堆MOX组件的装置和方法。该装置包括组装平台及六角形外套管夹具、六角形外套管、棒束托架、组件屏蔽体及燃料棒屏蔽体，其中六角形外套管夹具、组件屏蔽体位于第一导轨内；燃料棒屏...
- 于团结王明政张强王事喜
- 文献传递
- 池式钠冷快堆包容体泄漏率限值研究
- 安全壳和主容器等包容体是包容放射性气体的屏障,合理选取包容体泄漏限值确保池式钠冷快堆安全地运行。本文以大型池式钠冷快堆为研究对象,分析正常运行和事故工况下放射性气体的释放路径,通过ORINGEN2程序计算池式钠冷快堆的积...
- 王凤龙杨勇张强王事喜吴明宇杨佳音
- 关键词：放射性气体
- 池式钠冷快堆气载放射性包容体泄漏率限值研究
- 安全壳和主容器等包容体是包容放射性气体的屏障，合理选取包容体泄漏限值确保池式钠冷快堆安全地运行。本文以大型池式钠冷快堆为研究对象，分析正常运行和事故工况下放射性气体的释放路径，通过ORINGEN2 程序计算池式钠冷快堆的...
- 王凤龙杨勇张强王事喜吴明宇杨佳音
- ^(237)Np/^(235)U裂变截面比和俘获裂变截面比的测量与分析
- 2013年
- 在中国实验快堆(CEFR)中直接测量237 Np的裂变截面和俘获截面较困难且误差很大,根据CEFR采用UO2燃料的特点,可通过测量237 Np/235 U裂变截面比和俘获裂变截面比以获取237 Np的相关数据。本文通过分析截面比的测量结果得到237 Np的较重要数据,为后期在CEFR上进行237 Np嬗变研究和238Pu生产提供了数据支持。
- 王事喜杨勇张强陈晓亮胡定胜吴明宇陈效先杨佳音
- 关键词：嬗变截面比同位素生产
- 小型长寿期铅铋堆主要设备辐照损伤计算
- 2023年
- 通过计算小型长寿期铅铋堆主要部件和设备的原子离位数dpa,评估结构材料的辐照损伤程度。首先用MCNP计算反应堆内部最敏感的位置,采用SPECTER、SRIM程序分别计算包壳、组件外套管、异型钢、吊篮在寿期内的dpa。结果表明:SRIM与SPECTER计算结果对比,偏差在6%以内;铅铋堆堆内部件辐照损伤最严重的部件是堆芯中心补偿棒组件的外套管,在辐照寿期内dpa为17.95,远小于设计限值30;铅铋堆在寿期内运行,结构材料的辐照损伤均在安全限值范围内。研究结论对小型铅铋堆设计和安全运行具有参考价值。
- 胡晓喻宏郭佳欣黄毅乔鹏瑞王事喜
- 关键词：辐照损伤SRIM
