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：马小强; 杨洋; 朱明山; 张祥贵; 陆元志; 刘兵 刊期：2018年第06期
介绍了放射性废树脂热态超级压缩处理技术,并利用非放树脂开展了工程试验研究。试验结果显示,经过10h干燥,废树脂含水率可达1.4%,热态超级压缩后压饼24h体积反弹0.56%,24h后无体积反弹。放射性废树脂热态超级压缩处理技术实现了废树脂减容处理,减容比可达2,满足放射性废物管理最小化原则,其应用前景广阔。
作者：李斌; 张继革; 李天斌; 刘昺轶; 王德忠 刊期：2018年第06期
针对湿绕组电机主泵双金属飞轮内嵌钨合金棒的特殊结构,在满足飞轮结构完整性和功耗要求的前提下,为了提高飞轮的转动惯量,对飞轮结构的关键参数进行优化设计是十分必要的。本文以钨合金棒直径为优化目标,利用优化设计软件Isight及有限元分析软件Workbench,对内嵌的双排钨合金棒直径尺寸进行优化设计,保证飞轮在满足应力强度要求的前提下,拥有较...
作者：吴杨; 李冬慧; 李鹏飞; 成翔 刊期：2018年第06期
本文基于轴向预热器对蒸汽发生器(SG)的强化传热效果以及强化传热机理进行了系统地分析研究。研究结果表明,在相同的热负荷下,加装轴向预热器后,蒸汽压力提高了接近4.3%。若原型SG单纯靠增加传热面积来达到此效果,需要增加29.6%的传热面积。轴向预热器对自然循环SG的强化传热效果明显。另外,为深入探明加装轴向预热器的强化传热机理,对原型SG以...
作者：郑乐乐; 熊进标; 卢川 刊期：2018年第06期
偏离泡核沸腾(DNB)型临界热流密度(CHF)的预测是压水反应堆热工水力分析的一项重要内容。本文使用商用CFD软件STAR-CCM+,采用欧拉两流体模型,模拟了16MPa下在不同出口平衡含气率、不同进口流速下圆管内水的核态沸腾,并基于Weisman-Pei气泡雍塞模型预测CHF值。通过与查询表值进行比较,发现过冷工况下,本文采用的模型组合得到的CHF预测值与查表值...
作者：张潇湘; 杨琪; 刘超; 宋婧; 孙光耀 刊期：2018年第06期
加速器驱动次临界系统(ADS)的次临界度在线监测是ADS运行和安全的核心问题,目前次临界度的测量方法主要有:外推.周期法,跳源法,脉冲中子源法等。本文研究了基于逆动态法的ADS次临界度在线测量方法,并对该法进行初步数值模拟验证。基于临界堆反应性逆动态测量方法,增加外源项的特殊考虑:采用次临界稳态中子通量密度(或功率)及初始次临界度以确定...
作者：何翼麟; 张帆; 袁名礼; 王坤 刊期：2018年第06期
船用堆严重事故情况下气载放射性物质的释放对操作人员危害较大,本文选取典型失水事故,基于严重事故一体化计算程序MELCOR,对喷淋系统放射性核素的工程去除能力进行评估,通过改变喷淋参数,研究喷淋条件对减少气载放射性物质的影响。结果表明:在相同的喷淋条件下,改变喷淋系统投入阈值,会使放射性核素的释放总量发生变化;喷淋系统的投入能减少卤...
作者：杨生兴; 陈金波 刊期：2018年第06期
基于棒束通道注水再淹没系统,提出重力注水方案,运用RELAP5/MOD3.2建立其再淹没模型,模拟从棒束底部依靠重力注水再淹没高温棒束通道时的骤冷现象。模拟结果显示:再淹没的过程中出现持续的流动振荡,冷却水周期性地注入、逐出,振荡过程可分为初始阶段的剧烈振荡和后续阶段的平稳振荡,在此期间的注入流量,棒束通道汽空间压力,壁面温度和传热系数都...
作者：彭帅国 刊期：2018年第06期
反应堆功率控制系统是核电厂DCS系统的重要组成部分,本文阐述了其基本原理,并详细介绍了在工厂测试阶段完成其功能测试的实现方案。该方案以LabVIEW为基础,并结合相应的硬件设计,实现了反应堆功率控制系统信号的采集、处理和发送,以及测试结果的存储、计算和分析。通过在阳江核电厂反应堆功率控制系统工厂测试中的应用,该方案得出的测试结果表明...
作者：杨昆; 李川; 阮毅 刊期：2018年第06期
钍(232Th)作为一种潜在的增殖燃料,长期以来仅作为其他矿产资源开采的废渣而未得到合理利用,国内外对钍在原位增殖—焚烧(Breed-and-Burn,B&B)堆芯中物理性能的研究较少。本文以金属钍作为反应堆的核燃料,给出了一种新型长寿命堆芯的配置方案。该堆芯在寿期内无需停堆换料,且达到平衡态后能自稳临界运行而无需反应性控制系统。研究表明,理论上钍...
作者：韩静茹; 苗毓文; 兰兵; 陈海英; 郭瑞萍 刊期：2018年第06期
JMCT2.0是北京应用物理与计算数学研究所自主研发的三维蒙特卡罗粒子输运程序,本文采用三种自设模型对JMCT2.0开展校验计算,并将JMCT2.0计算结果与MCNP结果进行对比分析。验算模型包括临界计算、中子屏蔽和光子屏蔽计算三种模型。结果表明,JMCT2.0计算结果与MCNP结果吻合较好,其中临界计算结果偏差在0.1%以内;中子屏蔽计算结果偏差在1.8%以内;光...
作者：杨文华; 赵国正; 张亮; 斯俊平; 童明炎; 孙胜; 汪海 刊期：2018年第06期
高通量工程试验堆(HFETR)作为我国在役运行功率最高的研究堆,是我国进行各种反应堆燃料和材料辐照性能研究的重要工具和平台。HFETR以动力堆燃料和材料的辐照研究为主,同时兼顾同位素生产等其他任务。HFETR辐照试验能力与其结构相关,包含静态容器辐照试验、仪表化辐照试验和回路辐照试验三种辐照试验形式。HFETR具有与各种辐照试验匹配的成熟的...
作者：刘汉臣; 孙明军; 佟立丽 刊期：2018年第06期
严重事故管理(SAM)过程中,氢气控制相关的缓解措施可能与其他缓解措施相互影响,带来负面效果。本文研究了安全壳冷却应用于安全壳降压策略与氢气控制策略进行事故缓解时对氢气风险的影响。利用MATLAB开发了安全壳氢气可燃性判断辅助计算(CA)用于氢气可燃性判断。在此基础上,利用一体化分析程序建立了核电厂主系统与安全壳耦合分析模型,研究了安...
作者：郭亚平; 宋英明; 卢川; 付孟婷; 张泽寰 刊期：2018年第06期
在核设施退役过程中,随着退役设备的拆除,需要计算其三维辐射场的分布,并对核退役场景进行快速、精确的剂量计算和评估,以降低辐射对人员和环境的危害。目前,使用单一的确定论方法和随机性方法计算结构复杂的辐射场均存在不足,无法快速准确的计算退役设施辐射场的分布,而蒙卡-点核耦合计算可精确快速给出辐射场的分布,因此,利用蒙卡-点核耦合方...
作者：刘坤秀; 田秀峰; 刘京宫; 刘鑫伟 刊期：2018年第06期
福岛事故后,国家安全监管部门对核电厂火灾概率安全分析中人员可靠性分析提出了新的要求。火灾情景下,合理评估人误概率,并根据评估结果对电厂火灾后的管理和响应提出合理化建议,对电厂安全具有重要意义。NUREG-1921导则是专门的和最新的火灾HRA导则,首次明确提出定性分析在整个火灾人员可靠性分析活动中的重要性。基于导则的学习、消化和吸收,...
作者：于淼; 易璇 刊期：2018年第06期
随着我国核电的快速发展,对后处理能力有了越来越大的需求。更大的后处理能力,意味着对于临界安全提出了更高的要求。因此需要对核临界事故分析开展研究。本文使用修正的准静态方法计算了溶液系统临界事故的平均功率,并且使用CRAC实验、TRACY实验和JCO事故进行了验证。在非沸腾工况期间和沸腾工况期间,该方法得到了较好的计算结果。验证表明,该...
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