徐治龙
- 作品数：15 被引量：18H指数：3
- 供职机构：中国原子能科学研究院更多>>
- 相关领域：核科学技术矿业工程经济管理更多>>
- 济南微堆退役源项和剂量计算分析
- 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，通过分析证明使用RY-I型容器运输济南微堆乏燃料可以满足国家标准的屏...
- 徐治龙刘振宇沈峰
- 关键词：乏燃料
- 文献传递
- 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
- 田湾核电站监督试样运输容器组件研制被引量：1
- 2014年
- 为保证田湾核电站监督试样的运输安全,本工作采用设计与验证试验相结合的方法研制监督试样运输容器组件。组件设计包括屏蔽计算、结构设计与力学评定,通过安全验证试验和现场操作试验,对容器的运输安全性能和现场操作性能进行分析。结果表明,设计的监督试样运输容器组件满足GB 11806—2004的要求。目前,研制的监督试样运输容器组件已完成第1批监督试样的运输任务。
- 冯嘉敏衣大勇徐治龙韩治姚成志范月容孙晓雨
- 关键词：运输容器田湾核电站
- 压水堆主回路源项敏感性分析
- 2015年
- 在核电厂的各种辐射源中,主回路源项在放射性废物形成和放射性物质释放等方面起着主导作用,对工作人员和公众造成的辐射危害也最大。因此,主回路源项计算和分析,对于核电厂设计和运行都具有重要的指导意义。为了保证主回路源项计算结果的可靠性,使用STCP程序对主回路源项计算中的各种影响因素进行了敏感性分析,确定了各种因素对源项计算的重要程度。
- 邵静万海霞徐治龙吴晓春李龙刘黎丽
- 关键词：压水堆裂变产物
- 非能动乏燃料冷却储存装置
- 本发明涉及一种乏燃料储存装置。为解决现有乏燃料储存方式存在的不足，本发明提供了一种非能动乏燃料冷却储存装置。该非装置包括压力密封壳，所述压力密封壳内部的部分空间充有冷却剂。本发明的非能动乏燃料冷却储存装置属于非能动设备，...
- 徐治龙
- 文献传递
- 反应堆中子源强计算程序开发
- <正>确定反应堆内的中子源强对反应堆的物理启动,临界实验和无源启动等活动的安全都是非常重要的。结合实际情况,通过分析轻水反应堆停堆以后堆内中子源的种类及来源,最后确定轻水型反应堆在停堆以后堆内的中子源主要由以下四部分组成...
- 徐治龙刘勇进万海霞刘兴民赵守智
- 文献传递
- 非能动乏燃料冷却储存装置
- 本发明涉及一种乏燃料储存装置。为解决现有乏燃料储存方式存在的不足，本发明提供了一种非能动乏燃料冷却储存装置。该非装置包括压力密封壳，所述压力密封壳内部的部分空间充有冷却剂。本发明的非能动乏燃料冷却储存装置属于非能动设备，...
- 徐治龙
- YJ-1型新燃料组件运输容器的研制被引量：3
- 2015年
- 0概况
YJ-1型运输容器用于49-3堆新燃料组件的运输。YJ-1型运输容器属于IF-2型,II级黄货包,使用温度-40--38℃,运输指数（TI）为1,容器设计寿命15年。1运输容器YJ-1型运输容器为箱式结构,容器外壳和内部材料构成容器主体。容器外壳由箱盖和箱体通过24组M16×45螺栓连接组成,箱体与箱盖之间设有橡胶垫。
- 衣大勇汪军郭春秋孙征徐治龙
- 关键词：燃料组件运输容器橡胶垫箱盖
- 核医疗船反应堆屏蔽初步设计及优化被引量：4
- 2017年
- 核医疗船的概念是在现有微堆(MNSR)技术的基础上提出的,它基于IAEA的癌症关怀项目,开发配备硼中子俘获治疗技术(BNCT)的远洋核医疗船,该项目开辟核科技应用的新领域。核医疗船的反应堆设计参考了已建成的医院中子照射器-1型(IHNI-1)反应堆,该堆采用重混凝土作为主要屏蔽材料,水池为方形,其体积和质量都很大,不能满足船用要求。为了使反应堆能够满足船用要求,使用蒙特卡罗方法对医院中子照射器的反应堆屏蔽系统进行重新设计和优化,通过对多个方案的综合对比,最终确定采用不锈钢、含硼聚乙烯为屏蔽材料,并将水池设计成结构紧凑的圆柱形结构,该屏蔽方案在保证安全的基础上,使屏蔽系统的质量和体积大大降低,满足了船用要求。
- 万海霞徐治龙邵静孙征李龙吴晓春
- 关键词：微堆屏蔽
- 缓发中子计算燃料元件破损方法研究被引量：2
- 2013年
- 当燃料元件发生破损时,裂变产物会释放到主冷却剂中,引起主冷却剂放射性水平增加。根据燃料元件破损的监测数据,采用一定的计算方法,计算燃料元件破损数目,可为核电厂处理元件破损事故、确保反应堆和人员安全提供重要依据。本文对缓发中子先驱核产生、释放、迁移和探测器响应等过程进行深入研究,并对每个过程建立了数学计算模型,形成了1套根据缓发中子监测数据来计算燃料元件破损数目的方法。该方法可适用于多数反应堆的燃料元件破损数目计算。
- 徐治龙刘兴民刘勇进常猛孙微李春
- 关键词：反应堆缓发中子
