韩静茹
- 作品数：45 被引量：55H指数：4
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- 相关领域：核科学技术电气工程理学自动化与计算机技术更多>>
- 基于Monte Carlo方法的压水堆三维活化与停堆剂量率计算分析
- 本文采用基于Monte Carlo方法与活化程序耦合的“严格两步法”(R2S)对某压水堆停堆后的活化与剂量率水平进行了初步的三维计算分析。计划为选择合理可行的压水堆部件退役策略提供重要理论参考。结果包括压水堆停堆后，围板...
- 韩静茹陈义学石生春靳忠敏胡建军
- 关键词：压水堆蒙特卡罗方法
- 文献传递
- 基于概率理论的主蒸汽管道寿命可靠性评估被引量：1
- 2008年
- 主蒸汽管道是火力发电厂主要的高温部件之一,管道在运行过程中由于高温高压蒸汽的内压作用而产生应力。考虑到蒸汽的压力波动特性将管道应力以及材料的屈服极限看作随机变量,以某火电厂主蒸汽管道为例,在取得有效的实验数据的前提下,以传统的等温线外推寿命评估方法为理论基础利用概率统计的方法得到该主蒸汽管道的蠕变寿命可靠度;根据应力-强度干涉理论得到管道的瞬时失效可靠度。经过对两者的分析,最终得到了继续运行时间(寿命)与可靠度(不发生失效的概率)之间的关系。经过对结果的分析这一方法同传统方法相比具有更好的稳定性,有利于金属监督工作者对管道状态进行较为准确的把握。
- 姜鹏徐鸿韩静茹
- 关键词：主蒸汽管道可靠度
- JMCT2.0程序临界屏蔽验证计算与分析被引量：2
- 2018年
- JMCT2.0是北京应用物理与计算数学研究所自主研发的三维蒙特卡罗粒子输运程序,本文采用三种自设模型对JMCT2.0开展校验计算,并将JMCT2.0计算结果与MCNP结果进行对比分析。验算模型包括临界计算、中子屏蔽和光子屏蔽计算三种模型。结果表明,JMCT2.0计算结果与MCNP结果吻合较好,其中临界计算结果偏差在0.1%以内;中子屏蔽计算结果偏差在1.8%以内;光子屏蔽计算结果偏差在2.1%以内,初步验证了JMCT2.0程序临界及屏蔽计算的正确性。
- 韩静茹苗毓文兰兵陈海英郭瑞萍
- 关键词：蒙特卡罗屏蔽
- ITER中国固态实验包层三维中子学Monte Carlo计算分析
- 中子学设计分析是国际热核实验堆ITER实验包层模块(TBM)及其它子系统设计分析的重要基础，其计算结果的可靠性将极大地影响TBM设计及特性。本文利用国际上通用的MonteCarlo粒子输运模拟程序MCNP/4C及IAEA...
- 韩静茹陈义学
- 关键词：核数据库
- 文献传递
- 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
- 基于三维MC-SN耦合方法的PWR压力容器快中子注量计算基准分析
- 2012年
- 蒙特卡罗(MC)-离散纵标(SN)耦合方法是解决同时具有复杂几何和深穿透特点的核装置屏蔽问题的有效方法。本文首次将三维MC-SN耦合方法应用于压水堆屏蔽计算。针对NUREG/CR-6115压水堆基准模型,选取热屏蔽内表面为公共交界面,将其分为几何复杂的MC模拟区和具有深穿透特点的SN模拟区。三维MC程序用于精确描述堆芯到热屏蔽精细模型,并记录穿过热屏蔽内表面的中子径迹信息。接口程序将中子径迹转换为SN计算所需的边界源,提供给三维SN程序进行热屏蔽到压力容器的计算。计算结果包括压力容器内表面、1/4壁厚处及焊缝处快中子注量(E>1.0 MeV)圆周方向分布。三维耦合方法计算结果与基准报告提供的MCNP、DORT结果符合良好,验证了该方法处理圆柱坐标系屏蔽问题的有效性和程序使用的正确性。
- 韩静茹陈义学石生春袁龙军陆道纲
- 关键词：蒙特卡罗快中子注量
- 一种核电厂未来天气情景下核素所致公众剂量预测方法
- 本发明涉及核电厂未来天气情景下核素大气环境影响评价技术领域，具体涉及一种核电厂未来天气情景下核素所致公众剂量预测方法。该方法利用随机采样方法生成站点气象要素场；利用未来天气情景生成区域站点气象要素场扰动量，利用现在天气和...
- 郭瑞萍陈海英韩静茹陈妍刘福东张春明
- 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
- C276镍基合金中子辐照活化计算分析被引量：1
- 2012年
- 采用欧洲活化程序EASY-2007对C276的活化特性进行了活化计算与分析。计算所需中子能谱选取总中子通量约为2.47×1016n/cm2/s的瓦特裂变谱,辐照时间选取了0.5年、1年和1.5年三种情况。活化计算结果包括辐照停堆后不同冷却时间内C276活化产生的放射性活度、衰变余热及接触剂量率等。另外,本文将C276的活化特性与Zr-4及M5包壳材料作了初步的比较分析。结果表明,从中子活化角度看,C276与Zr-4相比并没有优势,但与M5相比还是有一定优势存在的。
- 韩静茹陈义学袁龙军胡建军
- 关键词：包壳中子辐照活化
- SCALE5.1程序系统中蒙特卡罗方法模块与离散纵坐标模块在乏燃料运输容器屏蔽计算中的比较分析被引量：2
- 2010年
- 以某型乏燃料运输容器为计算模型,分别利用SCALE5.1程序系统中的一维离散纵标法程序和三维蒙特卡罗方法程序对运输容器进行了屏蔽计算,计算结果表明,两种方法的总当量剂量率结果相对偏差在10%以内。最后对两个模块的应用特点及差异进行了比较分析,为其在乏燃料容器屏蔽计算中的应用提供参考。
- 张普忠陈义学毛亚蔚马续波韩静茹杨寿海石生春张斌王继亮
- 关键词：蒙特卡罗方法辐射屏蔽
