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朱建平: 作品数：25 被引量：7H指数：2; 供职机构：中国核动力研究设计院更多>>; 发文基金：国家自然科学基金更多>>; 相关领域：核科学技术理学电气工程自动化与计算机技术更多>>

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一种基于16N的燃料元件破损监测的稳峰和功率测定的方法: 本发明公开了一种基于16N的燃料元件破损监测的稳峰和功率测定的方法，在反应堆一回路系统中设置旁通回路，将含有16N的冷却剂从一回路引出，并通过管道流经破损监测系统，然后返回一回...; 吕焕文景福庭杨洪润宋小明谭怡于红高希龙胡建军程诗思刘嘉嘉肖锋李兰杨舒琦朱建平; 文献传递

用于蒸汽发生器传热管破裂事故的缓释装置: 本发明公开了用于蒸汽发生器传热管破裂事故的缓释装置，利用缓释装置将SGTR事故所产生的大量放射性引入安全壳内进行控制，完善了SGTR发生后，安全壳这层屏障的完整性，降低了安全壳旁通造成的放射性泄漏风险，减少放射性对环境和...; 魏述平杨洪润吕焕文宋丹戎秦忠李兰谭怡肖锋朱建平于红王军龙杨舒琦刘嘉嘉高希龙程诗思; 文献传递

一种燃料元件破损监测报警值的设置方法: 本发明公开了一种燃料元件破损监测报警值的设置方法，实时测量反应堆功率水平P，形成数据库{P}，实时测量冷却剂中放射性核素的活度水平A，收集冷却剂放射性测量结果和功率水平，形成数据库{A，P′}；分析不同功率水平下典型裂变...; 景福庭吕焕文杨洪润宋小明谭怡于红高希龙金远程诗思刘嘉嘉肖锋李兰杨舒琦朱建平; 文献传递

基于大水池的研究堆辐射屏蔽装置: 本发明公开了基于大水池的研究堆辐射屏蔽装置，涉及反应堆辐射屏蔽领域，其技术方案要点是：包括大水池和浸没在大水池中的放射性设备；所述大水池中盛装的水满足所有放射性设备浸没后的顶部与水表面之间的屏蔽水层厚度不小于相应的设计值...; 景福庭吕焕文张显均肖锋刘嘉嘉孙启航董化平朱建平

智能化事故源项估算程序研制: 2017年; 为解决目前事故源项估算程序存在的只能估算某一单一事故、只能给出特定释放途径估算结果、需烦琐的预处理和专门的输入卡片等问题,开发一套依据事故序列和质能释放,模拟任意或叠加事故发生后任意包容体内放射性核素活度及向相连包容体活度释放率随事故进展变化的智能化事故源项估算(BP-ASTE)程序。以蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故为例,描述BP-ASTE程序的构建与实现。; 于红李兰朱建平何璠; 关键词：智能化

M310机组蒸汽发生器传热管5%破损率量化研究被引量：1: 2022年; M310核电机组《化学和放射化学技术规范》第3篇《放射化学规范》中规定,当“^(133)Xe>92500 MBq/t或^(133)Xe>37000 MBq/t和^(131)I/^(133)I>1.5”时,执行“如果至少1台蒸汽发生器(SG)传热管破损率超过5%,则应以50 MW/min速率降负荷到NS/SG模式”指令。在实际运行过程中,由于无法判断传热管破损率是否超过5%,故无法确定是否执行“以50 MW/min速率降负荷到NS/SG模式”的指令,因此,M310核电机组《放射化学规范》中该运行指令不具备可操作性。本文对国内外相关放射化学运行指令进行调研,充分理解“传热管破损率超过5%”的含义,并进行量化分析。通过对SG传热管在5、24、44 L/h泄漏率下的裂纹稳定性进行分析,发现在这些泄漏率下单根传热管都不会发生失稳断裂,进而给出了一个具有可操作性的建议,用指标“如果至少1台SG一次侧向二次侧的泄漏率超过5 L/h”,代替无法量化的“如果至少一台SG传热管破损率超过5%”,可保证核电厂运行的安全性和经济性。; 何风朱建平卢岳川卢喜丰王新军李晓; 关键词：传热管破损率泄漏率

压水堆核电厂燃料棒大破口情形下的辐射源项特征研究被引量：1: 2021年; 反应堆运行中,燃料棒出现大破口后,会引起燃料芯体材料的释放和一回路源项的明显上升,影响反应堆的安全运行。本文基于某核电厂的源项实测值进行燃料破损状态评估,分析表明堆芯燃料棒出现了大尺寸的破口,并出现了燃料的释放,与停堆后的破损检查结果基本一致。研究表明燃料棒大破口情形下的一回路源项存在以下特征:冷却剂中^(134)I源项的持续上升;典型裂变产物的活度谱与沾污铀的活度谱相近;功率瞬变时没有明显碘峰现象;冷却剂中可以检测出^(239)Np源项。这些规律可用于反应堆的燃料破损分析,有助于及时识别出堆芯出现燃料棒大破口的情形。; 景福庭吕焕文朱建平高希龙黄迁明; 关键词：燃料破损

能够对源强进行调节的冷却剂活度测量系统: 本发明公开了一种能够对源强进行调节的冷却剂活度测量系统，包括总γ探测器和γ谱探测器，在总γ探测器和γ谱探测器之间设置有与一回路冷却剂连通的取样机构，且总γ探测器、取样机构和γ谱探测器设置在同一直线上，所述取样机构和γ谱探...; 杨洪润吕焕文景福庭宋小明谭怡于红高希龙郑洪涛程诗思刘嘉嘉肖锋李兰杨舒琦朱建平

二次中子源的氦生成速率研究: 2022年; 二次中子源在受射线辐照的过程中会产生氦气,工程中需根据包壳的承压能力和氦生成速率计算二次中子源的设计寿命。本文针对二次中子源堆内辐照的氦生成相关过程进行分析,在“华龙一号”全堆芯模型基础上开展研究,以堆芯燃料管理方案相关参数为输入,开展燃耗和粒子输运计算,得到平衡循环中不同燃耗深度下二次中子源的氦生成速率及不同核反应道的贡献比。计算结果表明,二次中子源内生成氦的主要核反应的平均微观反应截面和氦生成速率受燃耗深度的影响并不显著,在二次中子源产生氦的主要核反应中,9Be(n,2n)4He的贡献最大,约占71.7%,其他反应道的贡献分别为9Be(n,α)6He约占12.0%,9Be(γ,n)4He约占4.3%,6Li(n,t)4He约占12.0%。; 杨俊云夏明明朱建平邓理邻徐涛王霜肖锋唐松乾陈鑫苗建新; 关键词：氦气

用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法: 本发明公开了一种用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法，所述取样机构包括取样管路及串联在取样管路中的取样容器，还包括串联于取样管路中的阀门，所述阀门用于控制取样管路的通断状态。所述测量方法为采用所述取样机构的放射...; 宋小明吕焕文景福庭杨洪润谭怡于红高希龙程诗思刘嘉嘉肖锋李兰杨舒琦朱建平