何丽霞
- 作品数：49 被引量：19H指数：2
- 供职机构：中国原子能科学研究院更多>>
- 发文基金：中央高校基本科研业务费专项资金国家自然科学基金更多>>
- 相关领域：核科学技术理学自动化与计算机技术文化科学更多>>
- 一种用于K边界密度计的换样装置
- 本实用新型属于放射性无损分析技术领域，具体涉及一种用于K边界密度计的换样装置。其包括样品盒、样品架及换样架，其中样品盒内置样品池，样品盒底部外侧有两个定位销；样品架为一个长方体形结构，其主要由底部的定位板及两侧的倒U型压...
- 何丽霞矫海洋曹端许小明迪莹柏磊
- 文献传递
- 乏燃料后处理厂核材料衡算仿真
- 2022年
- 为优化乏燃料后处理设施的核材料衡算,寻找核材料衡算不平衡差(MUF)的主要因素,采用基于数值模拟的系统仿真方法,以核材料衡算视角构建乏燃料后处理设施核材料衡算仿真模型。改变模型工艺参数仿真不同规模的后处理设施中各环节核材料的流通量,然后以正态分布随机变量模拟各铀钚衡算测量点的随机误差,将这些带有随机特征的测量值叠加相应测量的系统误差作为核材料的仿真测量值。仿真计算结果表明,1AF中Pu、U含量测量的系统误差的方差分别占整体MUF方差的50%、40%以上,是主要误差来源。1AF的体积测量误差较小,占比MUF方差小于15%。废液中U和Pu含量很低,U和Pu含量测量的误差分别为10%和30%,对MUF方差影响不大,占比MUF方差分别小于3%和1%,废液的体积测量误差较小,占比MUF方差小于1%。U和Pu产品测量误差的方差占比MUF方差界于1AF和废液的测量之间,不是MUF误差的主要来源。
- 步立新何丽霞刘宏斌
- 关键词：乏燃料后处理核材料衡算
- 桶装核废物中子检测技术研究
- 随着我国核工业的发展,核设施在长期运行过程中产生了大量的放射性固体废物,在退役过程中也会产生大量的放射性固体废物。对这些放射性固体废物进行分类与处理,已经成为当前一项非常重要的任务。根据目前现行的α废物分类标准(GB 9...
- 祝利群许小明柏磊顾少刚李新军王勉邵婕文何丽霞
- 文献传递
- SGS测量技术中的计数率损失校正方法试验研究
- 2016年
- 在HPGeγ谱仪测量中,当谱仪系统通过的总计数率较高时,会出现计数率损失现象。在定量测量分析中需要对损失的计数率进行校正。通过试验,对参考峰法与谱仪内置活时间计数法的校正效果进行了比较分析。结果表明：在试验涉及的死时间范围中,参考峰校正方法存在不足,而活时间计数法得到的计数率结果能够满足定量测量的需要。根据这个结果,卸除了研制中的分段式γ扫描测量装置上的参考源,降低了装置成本,提高了装置的安全性能,简化了测量分析流程。试验表明，简化后装置的测量分析结果满足设计指标的要求。
- 郜强卢文广邵婕文何丽霞隋洪志甘霖
- 关键词：测量技术计数率HPGEΓ谱仪SGS
- 一种放射性废物钢箱γ射线检测数据处理方法
- 本发明涉及一种放射性废物钢箱γ射线检测数据处理方法，通过蒙特卡洛方法，使用模拟软件构建探测器的物理几何，结合实验进行探测器表征。构建箱体、介质及环境的相关数据，计算不同密度、不同核素分布情况下的各体素探测器投影，获取体素...
- 李育蓉何丽霞邵婕文文婧
- 混合式K边界密度计在乏燃料后处理热试验中的应用被引量：3
- 2017年
- 混合式K边界密度计(HKED)主要用于乏燃料后处理原始料液中U和Pu的浓度分析。本文对HKED的结构组成和特点进行了介绍,根据设施条件和测量对象的特点进行了参数优化及系统校准,将其应用于动力堆乏燃料元件先进无盐二循环Purex工艺流程热试验。结果表明,该装置对1AF料液中U浓度分析的精确度达0.3%。
- 何丽霞许小明柏磊刘联伟李丽
- 关键词：乏燃料后处理热试验
- 200升桶核装废物测量技术研究
- 200升桶装核废物检测装置是研究核燃料循环过程中产生的核废物内核素含量的非破坏性测量技术,并按照流水线测量方式设计制作的测量装置.主要利用SGS(Segment Gamma Scanning,分段γ射线扫描)测量技术,采...
- 柏磊邵婕文刘大鸣刘宏斌程毅梅何丽霞祝利群
- 关键词：核燃料循环
- 一种用于K边界密度计的换样装置
- 本发明属于放射性无损分析技术领域，具体涉及一种用于K边界密度计的换样装置。其包括样品盒、样品架及换样架，其中样品盒内置样品池，样品盒底部外侧有两个定位销；样品架为一个长方体形结构，其主要由底部的定位板及两侧的倒U型压槽、...
- 何丽霞矫海洋曹端许小明迪莹柏磊
- 文献传递
- 一种用于K边界密度计的换样装置
- 本发明属于放射性无损分析技术领域，具体涉及一种用于K边界密度计的换样装置。其包括样品盒、样品架及换样架，其中样品盒内置样品池，样品盒底部外侧有两个定位销；样品架为一个长方体形结构，其主要由底部的定位板及两侧的倒U型压槽、...
- 何丽霞矫海洋曹端许小明迪莹柏磊
- 核燃料后处理设施近实时衡算技术研究
- 2024年
- 我国采取闭式核燃料循环发展路线,在核燃料后处理产能方面制定了“三步走”计划:一是建成每年60t规模后处理中试厂,二是完成每年200t规模后处理示范工厂的建设,三是实现每年800t的工业规模后处理能力。后处理的能力完全依赖于核燃料后处理设施,《中华人民共和国核材料管制条例》(以下简称《条例》)及《核材料管制条例实施细则》(以下简称《实施细则》)中规定了我国实行核材料许可证制度,许可证持有单位应制定核材料衡算管理制度并负责实施,核材料衡算采用闭合平衡的方法,实物盘存中每一项的物料量必须是测量值,所用测量系统的误差必须是已知的。
- 何丽霞刘宏斌
- 关键词：核燃料后处理核材料衡算核燃料循环
