刘超
- 作品数：6 被引量：122H指数：4
- 供职机构：中国科学院更多>>
- 发文基金：国家自然科学基金中国科学院战略性先导科技专项国家磁约束核聚变能发展研究专项更多>>
- 相关领域：核科学技术理学更多>>
- 铅基反应堆研究现状与发展前景被引量：37
- 2015年
- 以铅或铅合金(统称铅基材料)为冷却剂的反应堆具有良好的中子学、热工水力学和安全特性,已成为第四代先进核能系统、加速器驱动次临界核能系统(ADS)以及聚变堆的主要候选堆型之一。本文简要介绍了先进核能系统发展趋势和铅基反应堆在核能发展中的地位,重点对铅基反应堆的发展历史与现状、铅基反应堆的基本特性以及铅基反应堆未来的发展前景进行了总结。
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- 强流氘氚聚变中子源HINEG设计研究被引量：18
- 2016年
- 强流氘氚聚变中子源HINEG(High Intensity D-T Fusion Neutron Generator)研发分两期:HINEG-Ⅰ为直流脉冲双模式,已成功产生中子强度1.1×10^(12)n/s的氘氚聚变中子,并实现连续稳定运行;HINEG-Ⅱ中子强度设计指标为10^(14)~10^(15)n/s量级,重点突破强流离子源和高载热氚靶技术。HNEG中子源可开展中子学方法程序与核数据、辐射屏蔽与防护、材料活化与辐照损伤机理和部件中子学性能等核能与核安全研究,同时也可在核医学与放射治疗、中子照相等领域拓展核技术应用研究。本文简要介绍HINEG总体设计方案与关键技术研究进展。
- 吴宜灿刘超宋钢王永峰李桃生汪建业蒋洁琼赵柱民宋勇胡丽琴黄群英李亚洲王文王志刚王刚季翔王亮王为田于前锋黄国强程雄卫王飞鹏张思纬李雅男韩运成宋婧龙鹏程FDS团队
- 关键词：中子源
- 聚变堆安全特性评价研究被引量：10
- 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。
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- 关键词：安全特性安全体系
- 基于池式钠冷快堆的VisualBUS4基准检验分析
- 2014年
- 使用IAEA基准池式纳冷快堆例题BN-600对FDS团队自主开发的大型集成多功能中子学计算分析系统VisualBUS4进行测试,通过与国际上其他单位的程序和数据库计算结果进行对比分析,其中有效增值因子、燃料多普勒系数、不锈钢多普勒常数、燃料密度系数、不锈钢密度系数、吸收体密度系数、纳密度系数、轴向膨胀系数、径向膨胀系数及有效缓发中子份额的计算结果均介于其他单位测试值之间,与平均值符合的较好。测试结果初步验证了VisualBUS4在复杂快中子堆型设计中正确性和可靠性。
- 宋婧肖会文王明煌邹俊刘超曾勤蒋洁琼FDS团队
- 关键词：中子学快堆
- 中国铅基研究反应堆概念设计研究被引量：64
- 2014年
- 针对加速器驱动次临界系统预研装置和第四代铅冷快堆的技术发展目标和实验要求,完成了具有临界和加速器驱动次临界双模式运行能力的10 MW中国铅基研究堆CLEAR-Ⅰ概念设计。CLEAR-Ⅰ采用铅铋合金冷却,利用相对成熟的燃料和材料技术,通过全堆芯遥操自动更换燃料组件实现不同的实验目标,反应堆具有良好的现实可行性、安全可靠性、实验灵活性和技术延续性。本文简要介绍了CLEAR-Ⅰ概念设计参考方案,并总结了反应堆的安全特性和技术研发进展。
- 吴宜灿柏云清宋勇黄群英刘超王明煌周涛金鸣吴庆生汪建业蒋洁琼胡丽琴李春京高胜李亚洲龙鹏程赵柱民郁杰FDS团队
- 关键词：加速器驱动次临界系统研究反应堆概念设计
- HINEG强流氘氚中子发生器方案设计分析被引量：1
- 2014年
- HINEG(High Intensity Neutron Generator)中子发生器是正在设计建造的直流/脉冲两用型强流氘氚聚变中子发生装置。本文给出装置的总体方案,并对其主要设计特点进行分析。HINEG直流中子强度的最高设计指标为3×1013 n/s,脉冲中子脉冲宽度的设计指标小于1.5ns,束流光学计算结果表明,总体方案设计可以满足设计指标要求。系统设计的主要特点包括螺线管透镜选束聚焦、高梯度均匀场加速管加速和高能段切割的脉冲化方式。
- 宋逢泉崔保群宋钢马鹰俊祝庆军周立鹏廖燕飞唐兵王文马瑞刚刘超陈立华曾勤黄青华蒋渭生吴宜灿FDS团队
- 关键词：中子发生器
