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陈志斌: 作品数：13 被引量：21H指数：2; 供职机构：中国科学院更多>>; 发文基金：国家磁约束核聚变能发展研究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：核科学技术电气工程自动化与计算机技术更多>>

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ITER核安全许可实践对中国CFETR的借鉴性初步研究: 2018年; 中国政府将于2020年前后开始建设的中国聚变工程实验堆(CFETR),是中国乃至世界上首座聚变能发电装置。聚变与传统裂变能的不同物理原理和技术手段,应体现在CFETR核安全要求中。截至目前,国际上还没有一个国家正式颁布聚变堆的核安全监管要求和许可制度。通过梳理消化国际热核实验堆(ITER)在法国核安全监管体系下的许可审查程序、文件准备及与核安全当局的对话等相关实践,就装置属性、国家许可要求对于聚变堆适用性、核安全许可技术等方面探索ITER许可经验对于中国CFETR的可借鉴性,构建CFETR亟需重点开展的核安全问题及安全技术研究建议,有利于为CFETR的聚变监管要求和许可技术研究提供理论依据和技术支持。; 沈欣媛沈欣媛王海霞孟孜陈志斌胡丽琴蒋洁琼; 关键词：ITER

ADS散裂靶启动瞬态响应特性分析研究被引量：1: 2013年; 散裂靶是加速器驱动的次临界系统(ADS)中反应堆与加速器耦合的部件。本工作对一种典型的有窗散裂靶设计在启动瞬态下的响应规律进行探究,利用商用软件ANSYS进行热工水力计算及热应力分析。计算结果表明:在阶跃启动工况下,靶窗热应力在束流启动后0.5s内达到最大值;在线性启动工况下,靶窗最大应力出现在束流启动开始后和结束前的0.5s内。在两种启动工况下,散裂靶的各项热工参数均低于设计限值,其完整性不会遭到破坏。; 柴游奇胡丽琴金鸣陈志斌吴宜灿; 关键词：散裂靶

中国氦冷固态实验包层模块In-box LOCA事故分析研究被引量：1: 2017年; 中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBM)将在ITER 2号窗口进行测试,在测试期间,聚变中子和TBM内部材料发生核反应,产生氚和其他放射性物质。考虑到ITER的运行和工作人员与公众的安全,在进入ITER测试之前需要进行事故安全分析。本文应用MELOCR对HCCB TBM及其氦冷系统(HCS)进行建模,开展了TBM增殖区冷却板流道破口事故(In-box LOCA)安全研究,并对泄压罐体积,破口面积,隔离阀关闭延迟时间等关键参数进行敏感性分析。结果表明:在保守假设流道全破裂的工况下,box压力超过其压力限值4 MPa,而单根流道和5根流道破裂的工况下,box均未超过其压力限值;安装泄压罐和改变隔离阀关闭延迟时间能够有效的控制box压力。; 胡星贾江涛孟孜倪木一陈志斌张斌FDS团队; 关键词：LOCA

国内外聚变核安全监管与许可初步分析研究被引量：1: 2016年; 中国政府高度重视聚变发展,安全是聚变能发展的生命线,而核安全监管和相关许可制度是确保聚变能安全发展的必要手段。聚变堆具有其独特的安全特性,无法完全照搬目前基于裂变堆建立起来的法律法规等监管制度。本文初步梳理了国际(含ITER、国际原子能机构、国际能源署、欧盟、美国、韩国等)关于聚变核安全监管和许可的研究进展和相关经验,总结了我国目前在聚变核安全监管与许可方面的现状与存在的问题,为我国聚变核安全监管提出了发展建议。; 王海霞陈志斌李亚洲沈欣媛蒋洁琼胡丽琴郁杰吴宜灿无

基于风险指引技术的聚变堆可靠性指标分配方法被引量：1: 2018年; 聚变堆的安全性是聚变堆可靠性分析必须考虑的重要因素,可靠性指标是可靠性分析的基础和前提。传统可靠性指标的分配过程没有与部件的安全性挂钩,一方面会造成某些安全重要部件的可靠性指标分配的较低,产生安全隐患;另一方面会造成某些无关安全部件的可靠性指标分配的较高,浪费资源,从而对聚变堆可用性产生不利影响。本文根据聚变反应堆的特点,提出了一种基于风险指引技术的分配方法,从聚变堆危害剂量与允许频率出发,将聚变堆总体的可靠性指标分配到各个系统,再分配到系统中的部件。该方法可为聚变堆可靠性指标体系的建立提供技术支持,并可为安全设计要求与监管要求的确立提供理论依据。; 袁润王大桂王海霞王家群孙明陈志斌吴洁

GDT聚变中子源驱动的嬗变系统的初步物理设计与包层中子学分析被引量：2: 2018年; 随着核裂变能的不断发展,在提供清洁能源的同时也带来了核废料处理的问题,特别是长寿命的高放射性核素安全处置变得越发重要,通过核嬗变处理核废料是一种公认的行之有效的方法。基于Gas Dynamic Trap(GDT)磁镜装置的聚变中子源具有物理与工程技术难度小、中子通量高、结构紧凑成本低的优点,非常适合作为嬗变系统的聚变驱动器。本文初步设计一套GDT聚变中子源驱动的次锕系核素嬗变系统,其中,GDT聚变中子源作为嬗变系统的驱动器,能够提供两个长度达4 m、总中子产额达5.23×10^(18) n/s的高中子通量区;次临界包层设计采用现有成熟的裂变反应堆技术。本文采用自主研发的中子输运设计与安全评价软件系统Super MC及混合评价核数据库HENDL进行了中子学计算及性能分析,初步分析结果表明该嬗变系统能够实现年处理95.1 kg的次锕系核素,嬗变支持比达到4.8,同时产生450 MW的电能,该嬗变系统具有较优的应用前景。; 曾秋孙邹小亮廉超陈德鸿王明煌陈志斌柏云清吴宜灿

铅铋冷却次临界堆反应性引入下的中子学动态特性分析被引量：1: 2014年; 加速器驱动次临界系统(ADS)与临界系统相比具有不同的中子学动态特性。采用瞬跳近似导出了次临界状态下反应性扰动引起中子密度和堆功率变化的关系式,与基于RELAP5开发的次临界点堆动力学程序做了不同次临界度(keff=0.90,0.95,0.97,0.98和0.99)下1 s内引入反应性+1β的中子学动态特性对比分析。结果表明:①有外源的瞬跳近似能够精确地描述受扰动后很短的一段时间之后的中子密度和堆功率的变化情况,能用于求解有外源的点堆动态方程渐进情况下的解;②反应性引入事故过程中,次临界堆表现出内在稳定性,次临界度越深,偏离临界越远,反应性扰动对次临界堆的影响就越小。; 陈森金鸣陈志斌柏云清赵柱民吴宜灿; 关键词：ADS RELAP5 瞬态分析

SSG-30安全分级方法介绍及其在CNHCCB TBS中的初步应用被引量：1: 2018年; 核能系统物项安全分级是划分其抗震等级、设计规范等级以及质保等级的重要基础。国际原子能机构(IAEA)于2014年发布了《Safety Classification for Systems,Structures and Components of Nuclear Power Plant》(No.SSG-30)。相比传统定性的安全分级方法(IAEA在1979年发布的No.50-SG-D1),SSG-30方法根据物项类型和失效后果等标准进行量化分级。本文根据SSG-30的分级导则,研究其在中国氦冷固态增殖实验包层模块系统(China Helium Coolant Ceramic Breeder Test Blanket Module System,CN HCCB TBS)物项安全分级中的初步应用,可为后续聚变能系统物项安全分级奠定基础。; 孙明王大桂王海霞袁润陈志斌吴洁; 关键词：安全分级

全球核安全框架发展现状及近年主要动向简析被引量：2: 2016年; 核事故可能会带来超越国境的影响,国际社会已认识到在核与辐射安全技术领域开展强有力的国际合作的必要性。为此,以国际原子能机构为核心的国际社会逐步构建起一套同时包含法律制度、国际标准规范等静态要素和实施贯彻、交流分享等动态措施,旨在提高全球核安全水平的国际性协作体系——全球核安全框架。本文拟对全球核安全框架的内涵、组成、现状及发展动向进行辨析,并从中得出对我国核安全及参与该领域国际合作的启示。; 沈欣媛陈志斌王海霞; 关键词：核安全法律制度

聚变堆安全特性评价研究被引量：8: 2016年; 确保核安全是未来聚变堆设计、建造和运行过程中必须坚持的最高原则,是聚变堆获得建造和运行许可的前提条件,也是聚变能得以吸引公众的主要理由之一。聚变堆具有高能中子、大量放射性氚、复杂结构、极端服役环境等特点,具有独特的潜在安全问题,因而必须开展针对性研究。本文将从聚变中子与放射性源项、热流体与能量传输、氚安全与环境影响、可靠性与风险管理、安全理念与公众接受度五个方面分别总结其安全特性,系统梳理其关键技术挑战,为建立聚变安全评价体系提供技术支持,进而服务于未来聚变堆的设计与建造。; 吴宜灿郁杰胡丽琴陈志斌王石生杨琪党同强朱志强梁参军聂保杰王大桂李亚洲王海霞金鸣倪木一贾江涛汪进王芳刘超蒋洁琼宋婧龙鹏程赵柱民汪建业FDS团队; 关键词：安全特性安全体系

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