基本信息
邹春燕  女  硕导  中国科学院上海应用物理研究所
电子邮件: zouchunyan@sinap.ac.cn
通信地址: 上海市嘉定区嘉罗公路2019号
邮政编码:

招生信息

   
招生专业
082701-核能科学与工程
082703-核技术及应用
招生方向
核燃料循环分析
反应堆物理设计与分析
核技术及应用

教育背景

2017-09--2020-06   中国科学院上海应用物理研究所   工学博士
2009-09--2012-06   兰州大学核科学与技术学院   理学硕士
2005-09--2009-06   兰州大学核科学与技术学院   理学学士

工作经历

   
工作简历
2020-01~2021-06,中国科学院上海应用物理研究所, 副研究员
2015-01~2019-12,中国科学院上海应用物理研究所, 助理研究员
2012-06~2014-12,中国科学院上海应用物理研究所, 实习研究员

专利与奖励

   
专利成果
( 1 ) 熔盐堆堆芯及熔盐堆系统, 发明专利, 2022, 第 4 作者, 专利号: CN113936820A

( 2 ) 一种熔盐堆径向屏蔽结构及含其的熔盐堆, 发明专利, 2021, 第 6 作者, 专利号: CN113851233A

( 3 ) 一种液态熔盐堆生产Cf-252的系统及方法, 发明专利, 2021, 第 1 作者, 专利号: CN113851246A

( 4 ) 一种熔盐堆及其运行方法, 发明专利, 2021, 第 7 作者, 专利号: CN113744900A

( 5 ) 放射性同位素生产装置, 发明专利, 2021, 第 6 作者, 专利号: CN113539540A

( 6 ) 一种液态熔盐堆生产Mo-99的方法以及系统, 发明专利, 2021, 第 3 作者, 专利号: CN112863725A

( 7 ) 一种液态熔盐堆生产高活度比Sr-89和Sr-90的方法以及系统, 发明专利, 2021, 第 3 作者, 专利号: CN112863726A

( 8 ) 液态熔盐堆超铀燃料运行固有安全性的改善方法, 发明专利, 2020, 第 1 作者, 专利号: CN111627570A

( 9 ) 超铀燃料及其制备方法和嬗变方法, 发明专利, 2020, 第 1 作者, 专利号: CN111627569A

( 10 ) 液态熔盐堆嬗变超铀元素的方法, 发明专利, 2019, 第 1 作者, 专利号: CN110444311A

( 11 ) 重水慢化熔盐堆堆芯及重水慢化熔盐堆系统, 发明专利, 2018, 第 4 作者, 专利号: CN108511088A

( 12 ) 一种熔盐堆钍燃料循环利用方法, 发明专利, 2018, 第 3 作者, 专利号: CN108389634A

( 13 ) 一种熔盐堆堆芯, 专利授权, 2018, 第 7 作者, 专利号: CN108389632A

( 14 ) 一种熔盐堆生产U-233的方法, 专利授权, 2018, 第 1 作者, 专利号: CN108389638A

( 15 ) 一种熔盐堆上腔室, 专利授权, 2018, 第 4 作者, 专利号: CN108206065A

出版信息

   
发表论文
(1) Impacts of core parameters on the capability of Cf-252 production in an MSR, ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2023, 第 1 作者
(2) Transition to thorium fuel cycle on a heavy water moderated molten salt reactor by using low enrichment uranium, ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2022, 第 3 作者
(3) Impacts of power density on the breeding performance of molten salt reactors, INTERNATIONAL JOURNAL OF ENERGY RESEARCH, 2022, 通讯作者
(4) 新型重水慢化熔盐堆堆芯优化设计, Core design optimization for a novel heavy water moderated molten salt reactor, 核技术, 2021, 第 3 作者
(5) Parametric study on minor actinides transmutation in a graphite-moderated thorium-based molten salt reactors, INTERNATIONAL JOURNAL OF ENERGY RESEARCH, 2021, 第 1 作者
(6) Nuclear non-proliferation review and improving proliferation resistance assessment in the future, INTERNATIONAL JOURNAL OF ENERGY RESEARCH, 2021, 第 4 作者
(7) Ameliorating the positive temperature feedback coefficient for an MSR fueled with transuranic elements, ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2021, 第 1 作者
(8) Analyses of production capacity of Sr-89 and Sr-90 in the 2 MW molten salt reactor, APPLIED RADIATION AND ISOTOPES, 2021, 第 4 作者
(9) 后处理效率对熔盐堆燃料循环性能的影响, Influence of reprocessing efficiency on fuel cycle performances for molten salt reactor, 核技术, 2021, 第 1 作者
(10) Analyses of production capacity of 89Sr and 90Sr in the 2 MW molten salt reactor, APPLIED RADIATION AND ISOTOPES, 2021, 第 4 作者
(11) Neutronic effect of graphite dimensional change in a small modular molten salt reactor, INTERNATIONAL JOURNAL OF ENERGY RESEARCH, 2021, 第 4 作者
(12) 钍基气冷快堆中^233U与^239Pu的增殖性能研究, Analysis of breeding performance for thorium-based gas-cooled fast reactor started by ^233U and ^239Pu, 核技术, 2020, 第 2 作者
(13) Transmutation of 129I in a single-fluid double-zone thorium molten salt reactor, Transmutation of 129I in a single-fluid double-zone thorium molten salt reactor, 核技术:英文版, 2020, 第 4 作者
(14) 利用超铀核素启动的小型模块化钍基熔盐堆中子学性能研究, Neutronic performances of small modular thorium-based molten salt reactor starting with TRUs, 核技术, 2020, 第 1 作者
(15) Transmutation of I-129 in a single-fluid double-zone thorium molten salt reactor, NUCLEAR SCIENCE AND TECHNIQUES, 2020, 通讯作者
(16) 基于灵敏度对比分析SCALE 6.1自带库与CENDL-TMSR-V1数据库, Comparison between SCALE 6.1 Built-in Library and CENDL-TMSR-V1 Library with Sensitivity Analysis, 原子能科学技术, 2020, 第 3 作者
(17) Transition to thorium fuel cycle in a small modular molten salt reactor based on a batch reprocessing mode, ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2020, 第 1 作者
(18) Sustainable supply of 99Mo source in a 2MW molten salt reactor using low-enriched uranium, APPLIED RADIATION AND ISOTOPES, 2020, 第 2 作者
(19) Influence of 7Li enrichment on Th-U fuel breeding performance for molten salt reactors under different neutron spectra, PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY, 2020, 第 5 作者
(20) Supply of I-131 in a 2MW molten salt reactor with different production methods, APPLIED RADIATION AND ISOTOPES, 2020, 第 4 作者
(21) Sustainable supply of Mo-99 source in a 2 MW molten salt reactor using low-enriched uranium, APPLIED RADIATION AND ISOTOPES, 2020, 第 2 作者
(22) Influence of Li-7 enrichment on Th-U fuel breeding performance for molten salt reactors under different neutron spectra, PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY, 2020, 通讯作者
(23) Radiotoxicity of minor actinides in thermal, epithermal and fast TMSRs with very high burnup, ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2020, 通讯作者
(24) Low enriched uranium and thorium fuel utilization under once-through and offline reprocessing scenarios in small modular molten salt reactor, INTERNATIONAL JOURNAL OF ENERGY RESEARCH, 2019, 第 5 作者
(25) FLi/FLiBe盐中^7Li富集度对熔盐快堆钍铀转换性能的影响研究, Influence of ^7Li enrichment in FLi/FLiBe on Th-U conversion performance for molten salt fast reactor, 核技术, 2019, 第 4 作者
(26) A novel concept for a molten salt reactor moderated by heavy water, ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2019, 第 6 作者
(27) Thorium utilization in a small modular molten salt reactor with progressive fuel cycle modes, International Journal of Energy Research, 2019, 第 3 作者
(28) INFLUENCE OF XE-135 DYNAMIC BEHAVIOR ON CORE OPERATION SAFETY FOR A MOLTEN SALT REACTOR, PROCEEDINGS OF THE 26TH INTERNATIONAL CONFERENCE ON NUCLEAR ENGINEERING, 2018, VOL 3, 2018, 第 6 作者
(29) Transition to thorium fuel cycle for TMSR, NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN, 2018, 
(30) Th-U breeding performance in a Channel-type molten salt Fast reactor with different starting fuels, ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2018, 第 3 作者
(31) Sm-149 evolution behavior in a small modular molten salt reactor, ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2018, 第 4 作者
(32) 基于SCALE的熔盐堆添料与后处理系统分析程序开发及验证, Development and Verification of Molten Salt Reactor Refueling and Reprocessing System Analysis Code Based on SCALE, 原子能科学技术, 2018, 第 2 作者
(33) 小型模块化钍基熔盐堆防核扩散性能初步定量评估, Preliminary Quantitative Proliferation Resistance Assessment of Small Modular Thorium Based MSR, 原子能科学技术, 2018, 第 7 作者
(34) Preliminary study on TRUs utilization in a small modular Th-based molten salt reactor (smTMSR), NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN, 2018, 第 1 作者
(35) 149Sm evolution behavior in a small modular molten salt reactor, ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2018, 第 4 作者
(36) Development and application of optimal burnup estimation methodology for pebble bed reactor, ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2018, 第 4 作者
(37) Effects of fuel salt composition on fuel salt temperature coefficient(FSTC) for an under-moderated molten salt reactor(MSR), Effects of fuel salt composition on fuel salt temperature coefficient(FSTC) for an under-moderated molten salt reactor(MSR), NUCLEAR SCIENCE AND TECHNIQUES, 2018, 第 4 作者
(38) Flow effect on I-135 and Xe-135 evolution behavior in a molten salt reactor, NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN, 2017, 第 5 作者
(39) Minor actinide incineration and Th-U breeding in a small FLiNaK Molten Salt Fast Reactor, ANNALS OF NUCLEAR ENERGY, 2017, 第 4 作者
(40) Flow effect on 135I and 135Xe evolution behavior in a molten salt reactor, NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN, 2017, 第 5 作者
(41) Optimization of temperature coefficient and breeding ratio ratiofor a graphite-moderated molten salt reactor, Nuclear Engineering and Design, 2015, 
(42) Breed-and-burn strategy in a fast reactor with optimized starter fuel, PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY, 2015, 第 6 作者
(43) 轻水堆乏燃料和钍燃料在ACR-700利用的探索, Investigation of Potential Utilization for Light Water Reactor Spent Fuel and Thorium Fuel in ACR-700, 原子能科学技术, 2013, 第 1 作者
(44) 2400MW先进高温堆的临界与燃耗计算, Criticality and Burnup Analysis of 2 400 MW AHTR, 原子能科学技术, 2012, 第 8 作者

科研活动

   
科研项目
( 1 ) 深燃耗运行模式下熔盐堆嬗变次锕系核素机理研究, 负责人, 国家任务, 2021-01--2023-12
( 2 ) 闭式燃料循环性能研究, 负责人, 中国科学院计划, 2022-01--2026-12
( 3 ) 堆芯不确定性方法研究, 负责人, 国家任务, 2022-01--2023-12
( 4 ) 先进核燃料循环复杂深燃耗平衡态中子学性能快速预测方法研究, 负责人, 国家任务, 2024-01--2027-12
( 5 ) 钍基燃料宏观实验研究, 负责人, 国家任务, 2023-12--2028-11
参与会议
(1)钍基熔盐堆核能系统   中国科学院青年创新促进会数理科学分会 2022 年度学术交流会议   2022-08-04
(2)Th-U fuel cycle for MSR in China   2019-05-20
(3)Preliminary Analysis of Thorium Based Molten Salt Reactors started with TRU   2016-09-18
(4)Preliminary Analysis of Self-breeding and Radioactivity on TMSR   2013-07-29

指导学生

现指导学生

王楷龙  硕士研究生  082701-核能科学与工程