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陈晓亮: 作品数：81 被引量：52H指数：4; 供职机构：中国原子能科学研究院更多>>; 发文基金：国家自然科学基金中国原子能科学研究院院长基金国家高技术研究发展计划更多>>; 相关领域：核科学技术自动化与计算机技术电子电信军事更多>>

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我国研究堆运行许可证延续的关键技术问题和工程实践: 2024年; 生态环境部发布的第8号令《核动力厂、研究堆和核燃料循环设施安全许可程序规定》对我国研究堆运行许可证延续事项作了新的规定,与HAF001/03《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定》的要求相比,研究堆运行许可证延续技术路线和许可证申请流程均需作相应的变动。本文基于我国研究堆运行许可证延续相关法规要求,借鉴商业堆运行许可证延续安全论证实践,分析了高通量工程试验堆和游泳池式轻水反应堆运行许可证延续工程经验,总结了研究堆开展运行许可证延续安全论证的主要技术要求和关键技术问题,为我国研究堆后续开展运行许可证延续安全论证提供参考。; 初起宝马若群张锋朱庆福吕云鹤陈晓亮; 关键词：研究堆老化管理

通用研究堆乏燃料干式贮存容器方案设计研究: 2025年; 文章初步设计了一种适用于国内49-2堆棒状燃料组件、CARR堆板状燃料组件及微堆堆芯的一种通用研究堆乏燃料干式贮存容器。容器主体为不锈钢-铅结构,稳定性和屏蔽性能优秀。文章针对设计主体结构进行MCNP模型建立,完成一般和事故工况的临界安全分析。使用ORIGEN程序计算源强,容器外表面γ剂量率水平,完成了屏蔽安全分析。采用CFD方法对容器进行了热力学初步计算,完成了容器热工安全分析,皆满足设计要求。; 金骁陈晓亮麻雪逸郑家成; 关键词：乏燃料反应堆

49-2堆辐照靶件设计及布置对无载体^(177)Lu品质影响研究: 2025年; ^(177)Lu作为应用广泛的诊疗一体化医用放射性核素,被其所标记的放射性治疗药物被广泛地用于多种癌症的治疗和诊断。本文利用蒙卡程序MCNP6对辐照靶件进行建模,并对49-2现有孔道的辐照能力进行了分析,结合SCALE6.1程序理论计算了典型辐照孔道F3、H8、D10对^(177)Lu比活度的影响,最后通过热工分析,确定了辐照靶件的最佳辐照位置及辐照靶件尺寸。; 曹润杰陈晓亮左亚杰; 关键词：MCNP

小型多功能池式研究堆设计现状与展望: 2025年; 池式研究型反应堆是全球多用途研究堆中的重点类型,因其在安全特性、多用途性和运行维护等方面的突出表现而备受关注。在池式堆中,热功率为1~10 MW的小型研究堆方案设计最为成熟,应用场景最为广泛。为了探索未来池式研究堆堆芯设计及其应用场景的发展趋势,首先,根据全球开展RERTR(Reduced Enrichment Research and Test Reactor)低浓化项目并进行堆芯重新设计的小型池式研究堆不同的堆芯方案进行对比,研究分析未来小型池式研究堆堆芯可采用的燃料类型和组件结构,以及目前全球小型池式研究堆的应用情况。其次,总结了小型池式研究堆在燃料类型和堆芯结构两个方面的发展现状,汇总了研究堆各类中子应用场景的技术指标。最终,通过横向对比探究分析推判:未来小型池式研究堆将采用紧凑型堆芯设计,采用高密度的低浓缩铀燃料,以紧凑可移动式小堆芯为基础,以大水池内中子源应用设施为主要发展方向。; 陈晓亮韩鹏朱吉印朱珈辰; 关键词：弥散型燃料 U-MO合金

反应堆反应性及次临界度的测量方法: 一种反应堆反应性及次临界度的测量方法。反应堆反应性的测量方法包括以下步骤：调节反应堆的中子源强度，以使反应堆的中子计数变化；根据中子计数的变化值得到反应堆的测量反应性。本实施例的方法中利用中子计数的变化值对反应堆的实际反...; 章秩烽夏兆东张巍刘锋陈善发陈效先徐健平罗皇达赵阶成胡晓马骁笛周敏兰陈晓亮

49-2游泳池式反应堆池底铝材点蚀速率实验评估: 2025年; 49-2游泳池式反应堆池底和池壁材料为纯铝,为掌握池底点缺陷的实际状态和变化情况,确保反应堆的安全稳定运行,本工作根据池底结构、池内介质、池壁材料等信息,模拟池底点缺陷腐蚀环境,开展了极端工况下池底铝材腐蚀速率测量实验研究。本实验给出了点缺陷处铝材最大腐蚀速率为0.0326 mm/a,为反应堆池底的完整性评估提供了技术数据。; 郑家成马若群陈晓亮张飞蔡光博杨笑麻雪逸肖调兵; 关键词：铝材点缺陷腐蚀速率

启明星Ⅱ号零功率装置铅堆堆芯首次物理启动被引量：5: 2021年; 启明星Ⅱ号铅堆堆芯的首次物理启动旨在完成国内首座铅冷快堆零功率装置的装料与达临界,掌握堆芯安全特性。考虑铅堆堆芯使用两种燃料元件,临界元件数量较大,不同区域的中子能谱与燃料元件价值差异大的特点,首次物理启动对启动中子源与中子计数探测器进行了选取与验证,评价了模拟元件对中子的散射与吸收的影响,制定了分区外推的装料方案。按照装料方案,铅堆堆芯完成了装料,安全实现了首次临界,测量了模拟元件、燃料元件、安全棒和调节棒反应性。本文工作为后续实验运行提供了重要的实验参数与临界装载方案。; 朱庆福周琦夏兆东刘洋张巍罗皇达陈晓亮王璠陈效先刘锋刘东海; 关键词：物理启动反应性测量

游泳池式轻水反应堆池壁池底及关键构件老化评估: 2024年; 核反应堆老化问题是决定反应堆安全运行的重要因素之一。中国原子能科学研究院游泳池式轻水反应堆(简称49-2堆)是一座典型的延寿运行的研究堆,也是中国目前运行时间最长的反应堆,开展老化研究对评估其继续延寿运行具有重要意义。本文主要以游泳池式轻水反应堆池底池壁(L03铝材)作为研究对象,对某些点缺陷的腐蚀情况进行分析,结果表明,49-2堆一次水水质条件引起铝合金的化学腐蚀较小,通过水下摄像机的检查,发现点缺陷无扩大和其他性质的变化,同时对池底地脚螺栓的检测,发现螺栓腐蚀程度轻微,X射线探伤表明内部无结构损伤情况,可侧面判定反应堆池壁池底的腐蚀情况较为良好,不会产生破口失水事故的发生。该结果对许可证延续申请具有重要参考价值。; 蔡光博杨笑李保青李艾娟陈晓亮; 关键词：游泳池式轻水反应堆

CEFR中子能谱解谱程序研究: 中国试验快堆(CEFR)将采用活化法测量反应堆的中子能谱,并需要采用专门的方法解谱。本文介绍了编写的三种解谱程序,SAND-Ⅱ,MSIT及RDMM,利用以往的数据对编写的三种解谱程序进行了检验,得到了初步的结果,并进行了...; 陈晓亮胡定胜; 关键词：活化法中子能谱; 文献传递