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：许以全; 何建东 刊期：2017年第04期
在瞬态过程中,当处于承压状态下的反应堆压力容器（RPV）的内表面被快速冷却时,即为承压热冲击（PTS）。由此,反应堆压力容器可能出现贯穿裂纹而失效。为分析PTS事件导致RPV出现裂纹的频率,需要进行概率安全评价（PSA）。通过PSA模型确定可能引起PTS的事件序列,并结合这些序列的热工水力分析结果,为PTS概率断裂力学分析提供支持。
作者：李明; 汪海; 孙胜; 王育坤; 黄岗; 戴钰冰 刊期：2017年第04期
以PDMS为设计平台,对研究堆考验回路工艺系统进行三维数字化布置设计。针对单体大空间类型考验回路工艺间内设备实行系统分区化布置和模块化建模,高效实现了设备与工艺间空间合理匹配;管道系统分区及单元化的量化定性,从设备角度划分了整条回路各区域管道布置的优先级,使系统管道布置工作清晰明了且具有逻辑性;同时,结合系统间管廊化布置,使整条...
作者：高庆瑜; 宋英明; 徐宇超; 王珂; 杨永伟; 张璐 刊期：2017年第04期
加速器驱动次临界反应堆（ADS）中子时空动力学计算需要考虑外中子源和空间分布的影响,比临界系统中子动力学计算要复杂得多。本文将改进准静态（IQS）近似与蒙特卡罗（MC）方法相结合,对于带外源的ADS次临界系统中子时空动力学过程,形状函数、动力学参数由MCNPX程序计算得到,幅度函数与集总参数热工反馈模型进行耦合计算,并开发了IQS/MC计算程...
作者：彭程; 佟立丽; 曹学武 刊期：2017年第04期
高温熔融物与低温冷却剂间的相互作用是核反应堆严重事故下的重要现象,关于这一现象,国际上多年来开展了大量实验和数值研究。然而,熔融物与冷却剂热相互作用（FCI）的作用机理至今未能解明,数值模拟的分析结果同实验数据间仍存在较大差距。本研究通过建立中型熔融物与冷却剂相互作用实验台架,研究FCI影响因素及熔融物与冷却剂间的热相互作用机...
作者：陈军; 韩巍; 周冲; 韦庆典 刊期：2017年第04期
反应堆厂房入口仪用压缩空气流量计SAR001MD作为核电站重要监测仪表之一,流量数据的准确性关系到机组的安全运行。一旦出现故障必须予以高度重视,及时解决。某核电站CPR1000机组,在1号机组状态首次即将进入临界阶段时,出现SAR001MD流量计大幅度波动现象,导致安全壳泄漏率监测系统不可用,机组状态停滞。
作者：于志翔; 邹树梁; 何震 刊期：2017年第04期
船用反应堆的屏蔽设计问题直接关系到核能能否安全的用作舰船的动力系统。MCNP在船用反应堆的屏蔽计算中应用十分广泛,但其输入程序的编写及输出结果的整理较为繁琐,为了使用户更加简便的编写MCNP输入文件,直观的分析输出结果,本文开发了针对MCNP输入与输出文件的可视化软件。此外,在船用反应堆的屏蔽设计过程中需要MCNP进行大量屏蔽计算,所耗时...
作者：高辉; 尹延朋; 项伟灵; 刘晓波; 范晓强 刊期：2017年第04期
提出了脉冲堆动态引发过程中初始反应性测量的当量外推方法,由逆动态反应性测量系统、控制棒定位监测系统和裂变脉冲波形测量系统共同获得的数据而得到系统的反应性。此方法在裂变脉冲动态引发实验中成功地得到了应用,获得了初始反应性及其分布。
作者：周璇; 佟立丽; 曹学武 刊期：2017年第04期
本文基于我国聚变工程实验堆水冷包层优化设计与安全分析的要求,针对水冷包层模块第一壁的流动传热特性进行三维数值模拟研究。采用计算流体力学方法,建立了水冷包层模块第一壁的三维数值模型,研究流量分配的特点以及温度分布情况,分析与评估在稳态工况、瞬态工况及失流事故下的水冷包层模块第一壁传热能力。研究结果表明,不同冷却管间存在流量...
作者：刘忠国 刊期：2017年第04期
37R燃料的每根元件尺寸相同,中心元件的冷却剂流道面积较小,事故工况下热工裕量相对较小。37M燃料减小中心元件尺寸,从而增大中心元件和整个燃料棒束的热工裕量。本文从反应堆物理角度定量分析两种燃料的反应性差异,采用WIMS程序和RFSP程序,计算了温度系数、空泡系数、重水纯度和慢化剂毒物浓度变化导致的反应性变化。计算结果表明37R燃料和37M...
作者：李新梅; 郑华庆; 郝丽娟; 宋婧; 胡丽琴; 江平 刊期：2017年第04期
在聚变堆辐射屏蔽计算中,如何有效解决深穿透问题是近年来国际聚变辐射安全领域关注的焦点之一。针对该问题,本文研究了直角坐标系与圆柱坐标系下基于网格的权窗减方差技术。本文基于超级蒙卡核模拟软件系统SuperMC实现了该方法,并选取减方差技巧的基准例题进行测试与分析,初步得出＂粗划真空或密度很小的区域、细分密度大的区域＂的网格划分规...
作者：聂淼; 王芳; 王家群; 汪进; 袁润 刊期：2017年第04期
由于聚变堆部件特殊的运行环境,部件可靠性数据极度匮乏,通常采用环境因子方法对现有可靠性数据进行修正,但现有可靠性数据修正模型未考虑解决高温模型不能适用的问题。本文提出了高温环境下的失效物理模型修正优化方法,提升了高温失效物理模型在极端环境下的适用范围和部件服役寿命修正精度,并基于失效物理模型修正方法开展了ITER中国氦冷固态...
作者：黄学龙; 信敬平; 刘少军; 郑明杰; 毛小东 刊期：2017年第04期
实验包层模块（TBM）是聚变反应堆最重要的组件之一,作用是产氚和能量提取。锂陶瓷具有良好的化学稳定性、热机械性能、产氚性能以及可在更高温度下使用等特点,被认为是聚变堆包层最具吸引力的氚增殖剂材料。中国ITER-TBM设计方案采用了氦冷固态氚增殖剂（HCCB）TBM结构,其聚变环境下的辐照损伤行为可为中国HCCB TBM结构设计提供支持。针对固态...
作者：毕金生; 靖剑平; 石兴伟; 宋祖荣; 胡文超 刊期：2017年第04期
采用严重事故一体化分析程序MELCOR,对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故进行校核计算研究,获得了严重事故工况下核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性,并与安全分析报告中MAAP的计算结果进行了对比分析。结果表明：虽然校核计算结果与安全分析报告中的结果存在一定差异,但总体上事故序列和主要参数的变化趋...
作者：温丽丽; 袁凯; 佟立丽 刊期：2017年第04期
本文采用集总参数法,在先进非能动压水堆核电厂严重事故一体化分析模型基础上,考虑先进压水堆非能动安全特性以及严重事故下采取熔融物堆内滞留（IVR）措施等特性对氢气风险的影响,开展了典型严重事故下安全壳内氢气风险分析。分别选取了冷段双端剪切断裂大破口、冷段大破口叠加IRWST重力注水有效以及ADS-4误启动三个典型大破口失水事故序列,对...
作者：胡文超; 彭常宏; 郭赟; 曾和义 刊期：2017年第04期
使用REALP5/SCDAP分析了IRIS堆汽轮机停机和部分失流事故导致的严重事故进程及缓解措施。分析结果表明IRIS堆内水装量大,使得堆芯较长时间处于淹没状态,事故发生后近7个小时堆芯开始裸露,10小时后堆芯开始损坏。对于不卸压不安注的情况,压力容器会完全干涸,堆芯和蒸汽发生器之间形成蒸汽自然循环流动,堆芯温度缓慢升高,低熔点的控制棒金属首先熔...
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