杂志简介：《核科学与工程》杂志经新闻出版总署批准，自1981年创刊，国内刊号为11-1861/TL，是一本综合性较强的科学期刊。该刊是一份双月刊，致力于发表科学领域的高质量原创研究成果、综述及快报。主要栏目：反应堆工程、核聚变、核电厂、核安全、快堆、核技术
杂志简介：《核科学与工程》杂志经新闻出版总署批准，自1981年创刊，国内刊号为11-1861/TL，是一本综合性较强的科学期刊。该刊是一份双月刊，致力于发表科学领域的高质量原创研究成果、综述及快报。主要栏目：反应堆工程、核聚变、核电厂、核安全、快堆、核技术
作者：鲍一晨; 石秀强; 胡华四; 贾佳; 莫舒然 刊期：2017年第02期
为了定量分析反应堆冷却剂加锌工艺对一回路系统堆芯外放射性水平的影响，本文结合描述材料微观腐蚀过程的混合传导模型（MCM）和描述腐蚀产物活化、迁移及沉积的宏观输运模型，形成了能够系统性描述一回路结构材料腐蚀-活化-迁移的联合模型，并通过遗传算法分析及文献调研确定模型各主要参数。经校验表明该模型能够有效计算正常运行工况下一回...
作者：徐征宇; 李忠诚 刊期：2017年第02期
本文采用Abrahamson的空间相干性模型，并考虑基础埋置效应，针对硬岩、软土厂址对核电站构筑物开展空间相干性地震反应谱分析，评估其非一致性对于埋置部位的地震响应谱影响情况，并得出对于低频区段地面的空间非一致性影响反应谱程度与埋置面接近；而高频区段地面的空间非一致性影响反应谱程度比埋置面要大的结论。
作者：贾斌; 乔雪冬; 高新力; 石兴伟; 靖剑平; 张春明 刊期：2017年第02期
国产先进压水堆相比于传统压水堆，系统设备与运行参数均有较大变化，对其开展事故分析研究非常必要。本文首先应用最佳估算系统分析程序TRACE对国产先进压水堆机组进行详细建模，之后根据机组安全分析报告中的分析假设，选取全失流事故进行瞬态分析研究，然后应用FLICAIII—F程序进行事故瞬态堆芯DNBR分析研究，最终得到的结果可以满足全失流事...
作者：丁俊超; 李勇; 浦黎 刊期：2017年第02期
对某核电厂反应堆棒控系统动力熔断器烧毁事件进行根本原因分析。通过对反应堆棒控系统原理和熔断器所在电路的分析，结合熔断器熔断特性和可控硅导通与关断特性，实测数据验证动力熔断器烧毁根本原因是可控硅性能异常导致相邻两相电压短路，相间短路造成两相动力熔断器瞬间熔断。并给出反应堆棒控系统维修策略改进建议。
作者：杜宇; 刘勇; 丁小川 刊期：2017年第02期
福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验在换料大修期间进行并作为大修关键路径的主线工作，而安全壳整体泄漏率试验的充压和降压速率是影响主线工作的重要因素。为提高机组的可利用率和经济性，基于法规和标准的要求，结合同类型机组的经验反馈对安全壳整体泄漏率试验进行优化，分析和研究试验中充压和降压速率提升的可行性。
作者：高鑫; 刘国明; 蔡光明 刊期：2017年第02期
负慢化剂温度系数是压水堆自稳自调特性的基础，也是压水堆设计和运行的安全要求。在一定的技术规范的框架内，启动阶段的低功率状态下，存在一定的正慢化剂温度系数对运行调控是不利的。因而必须根据零功率试验结果提出保证慢化剂温度系数为负的最高硼浓度限值，以临时运行指令的形式要求运行人员满足这一限值条件。本文通过对慢化剂温度系数与...
作者：陈福冰; 董玉杰; 张作义; 郑艳华; 石磊; 李富 刊期：2017年第02期
10Mw高温气冷实验堆（HTR-10）是我国第一座高温气冷堆。一回路流量变化试验是HTR-10的三个动态特性试验之一，该试验不仅证明了反应堆的功率自调节性能，也为系统分析程序的验证提供了实测数据。基于实际的试验工况，利用THERMIX程序对一回路流量变化试验进行了模拟，分析了反应堆主要参数的变化。关于反应堆功率，计算结果与试验结果符合得很...
作者：付鹏涛; 蔡德昌 刊期：2017年第02期
本文阐述了压水堆中14C产生机理，建立了14C产生量的计算模型和方法。通过对德国和法国大量压水堆的气相14C排放量进行统计分析，得到法国和德国压水堆的气相14C年排放量平均值为217GBq／（GWe·a），提出气相14C最大排放量可取平均值的1．4～1．7倍的经验方法。结合理论计算，指出固相和液相14C可能占14C总产生量的20％以上。研究表明，引起同类...
作者：陈娟; 周涛; 方晓璐; 王尧新; 杨旭 刊期：2017年第02期
采用液体中的固体颗粒热泳理论，对铅铋共晶合金（LBE）中金属纳米颗粒的热泳现象进行研究。计算LBE中不同种类纳米颗粒的热泳速度，并观察不锈钢纳米颗粒在不同流体中的热泳速度。对LBE中不同种类纳米颗粒热泳速度的计算结果表明，LBE中纳米颗粒的热泳速度随着温度梯度的增加而增加，随粒径的减小而增加；不锈钢颗粒的热泳速度要比碳纳米管颗粒...
作者：莫少嘉; 左超平; 王丙鸿 刊期：2017年第02期
为了研究蒸汽发生器干燥器的负荷分布特性，采用计算流体动力学（CFD）软件ANSYSCFX12．1，对CPR1000蒸汽发生器干燥器进行单相流场分析，得到其流场分布，对干燥器的负荷不均匀性及分离性能进行了评估分析。此外，通过与无均汽网模型的计算结果进行对比，分析均汽网对于干燥器负荷分布及分离性能的重要性，并提出了均汽网设计的改进方法。
作者：庄思璇; 宋婧; 杨琪; 俞盛朋; 郑晓磊 刊期：2017年第02期
在国际热核聚变实验堆（ITER）中，窗口生物屏蔽插件需为电子设备和工作人员提供必要的辐射屏蔽防护。基于中子学分析的生物屏蔽插件设计是ITER设计的重要内容。本文基于超级蒙卡核模拟软件SuperMC，在ITER大厅三维中子学模型中整合了ITER设计整合部门（DIN）最新设计的下窗口生物屏蔽插件模型，对四种下窗口生物屏蔽插件进行了屏蔽分析。分析结...
作者：吴宜灿; 邹俊; 郝丽娟; 王明煌; 杨琪; 宋婧; 汪进; 尚雷明; 龙鹏程; 王芳; 胡丽琴; 何桃; FDS团队 刊期：2017年第02期
FDS团队结合聚变堆、先进裂变堆、聚变驱动次临界堆、加速器驱动次临界堆等核能系统对应用核数据的需求，设计开发出混合评价核数据库HENDL。HENDL包括输运核数据库、嬗变与活化核数据库、辐照损伤核数据库等，并针对先进核能系统的物理特点，从能量自屏效应、热散射效应、温度多普勒效应等方面进行了精确的截面修正。HENDI。已通过国际基准模型...
作者：石兴伟; 兰兵; 靖剑平; 毕金生; 张春明 刊期：2017年第02期
应用MELCOR2．1程序，建立了大功率非能动反应堆主要回路、非能动安全系统及安全壳的热工水力模型，并以热段小破口叠加ADS1阀门失效和内置换料水箱失效触发严重事故为研究对象，对事故进程进行模拟，对堆芯熔毁进程进行了分析。分析结果表明：1）锆合金和不锈钢氧化释热功率在蒸汽充足的情况下高于燃料的衰变功率，将加速堆芯的恶化；2）约13．...
作者：朴君; 杜海鸥 刊期：2017年第02期
中国实验快堆钠工艺间的钢覆面结构是防止泄漏的钠与混凝土接触的重要屏障，其完整性直接关系到钠火事故下建筑结构的完整性和可靠性。本文以中国实验快堆309管廊间作为研究对象，梳理了可能破坏钢覆面结构完整性的各项因素，基于池式钠火分析软件的输出结果，在建立钢覆面破损二维瞬态模型的基础上，利用ANSYS热一结构耦合功能系统地分析了钢覆...
作者：吴宇翔; 张国强; 张雪霜 刊期：2017年第02期
福岛事故后，同一厂址多台机组同时发生超设计基准事故（包括严重事故）的后果开始受到关注，为此需要从设计上保证核电厂事故应对措施的独立性。我国运行和在建的大部分核电厂为双堆布置的二代改进型核电厂。分析表明，水压试验泵和安全壳过滤排放系统（EUF）为双堆公用，对双堆超设计基准事故的应对能力存在影响。进而研究了这两个公用设施在...
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