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：沈聪; 周世梁; 李聿容; 刘凤鸣; 张华夏; 王潇荦 刊期：2019年第03期
快堆瞬发中子寿命短,缓发中子份额小,反应性扰动下反应堆周期较压水堆短,功率变化快,控制其功率的难度很大。因此,要求快堆的控制器具有较快的响应速度和控制精度。考虑到快堆功率控制的这些难点,本文基于线性自抗扰控制(Linear Active Disturbance Rejection Control)理论设计了分别带有模型信息和不带模型信息的两个控制器。导出了用于自抗扰...
作者：章安龙 刊期：2019年第03期
二次中子源在反应堆装料和启动时提供中子,使得源量程获得区别于噪声水平的有效计数,用于反应堆的临界监督。随着反应堆通量的提升,在多普勒点出现时,二次中子源对反应堆通量的影响可以忽略。乏燃料组件中锕系核素的自发裂变能够产生大量中子,低泄露装载模式下堆芯燃耗较深的乏组件提供的中子源强,也能够使得源量程获得有效计数。大亚湾核电...
作者：王炜波; 胡珀; 杜卡帅 刊期：2019年第03期
非能动安全壳冷却系统是先进压水堆非能动安全系统的重要组成部分,其中空气对流换热的能力较差,对安全影响较大,因此本文主要研究了在大尺寸垂直单侧加热矩形通道内空气自下而上流动时的混合对流换热,用于模拟核电厂非能动安全壳冷却系统的换热情况。研究结果表明在较小雷诺数条件下自然对流的影响不能忽略且自然对流会占据主导作用;随着空气流...
作者：张信一; 张良; 江新标; 何彬; 王立鹏; 郭和伟; 姜夺玉; 朱养妮 刊期：2019年第03期
本文研究了计算反应堆中子代时间(Λ)的瞬发中子通量密度衰减法,基于反应堆仅释放瞬发中子的假设条件,研究了瞬发中子动力学方程,将Λ的计算转变为α本征值的计算问题,采用MCNP程序模拟瞬发中子通量密度的衰减特性以拟合出α值。该方法避免了抽样计算中子价值函数的复杂问题,实现相对容易。并根据西安脉冲堆(XAPR)堆芯三维燃耗分布拟合出不同燃耗深...
作者：王春涛; 蔡杰进 刊期：2019年第03期
利用扩散界面法对液态铅铋合金中弹状气泡在垂直管中的上升过程进行数值模拟研究,用来验证扩散界面法在模拟液态铅铋合金(LBE)中弹状气泡上升行为的准确性和可行性,并对模拟结果进行进一步分析,来解释弹状气泡在LBE中的上升行为。数值模拟得到不同液体流速情况下弹状气泡在上升过程中的形态和速度变化,数值模拟结果与文献中的经验关系式以及实验...
作者：秦亥琦; 陆道纲; 唐甲璇; 刘少华; 王嘉瑞; 钟达文 刊期：2019年第03期
管脚位于快堆燃料组件入口处,其结构尺寸直接决定了进入燃料组件内部的冷却剂流量,对于燃料组件压力损失、流速分布等流体力学行为均有重要影响。目前关于燃料组件的相关研究多集中于棒束区热工流体力学特性,管脚段研究较为缺乏,且尚无明确的选型标准,故在工程实践之前,有必要进一步研究快堆燃料组件管脚的流体力学特性,完善选型标准,为结构设计...
作者：陈超; 汪振; 陈珊琦; 戈道川; 陈志斌; 胡汉平; FDS凤麟团队 刊期：2019年第03期
回收和重新利用聚变堆中的放射性物质以避免或减少地表掩埋需求的管理策略已经成为国际聚变堆放废研究的一大趋势。在固态包层被辐照后,中子倍增剂铍(Be)的回收利用具有重要的价值。本文分析了 Be 中的杂质在多次回收利用的辐照循环中的活化对其回收利用的影响。计算结果表明经过 10~20 次的回收利用后,Be 的活度已经接近活化最大值。只有回收操...
作者：张思纬; 王永峰; 王伟; 季翔; 王志刚; 刘超; 吴宜灿; FDS凤麟团队 刊期：2019年第03期
氘氚中子源通过氘离子束轰击氚靶片引发氘氚聚变反应,产生 14.1 MeV 高能中子。高能中子调控后亦可产生宽能谱中子场,是先进核能及核技术交叉应用研究的重要实验平台。作为中子源的核心部件,氚靶片由靶片基底和储氚薄膜组成,其中储氚薄膜的核素组成会影响氚原子密度与入射氘离子射程,最终直接关系到中子源强的高低。本文基于 MATLAB 和 SRIM 软...
作者：林磊; 李贵杰; 徐德城; 韩学杰; 董艳波; 薛飞; 高红波 刊期：2019年第03期
某核电厂机组启机过程中,对高压缸进汽管道和相连仪表管进行了振动加速度和应变的连续监测。通过振动信号时频分析、机组工况参数分析,发现进汽管道及相连仪表管的振动水平与机组状态及主调节阀的开度显著相关,当电功率达到核功率的 53%、主调节阀开度达到 13.7%时,管道振动水平明显下降。升速及低功率平台下,进汽管道及仪表管以 450 Hz 以上高...
作者：马续波; 杨乐; 唐辉; 许谦; 仇若萌; 陈义学 刊期：2019年第03期
第四代核能系统是一种具有更好安全性、经济竞争力、核废物减少,以及防止核扩散的先进核能系统,代表了先进核能系统的发展趋势和技术前沿。铅基快堆是第四代核能系统中重要堆型之一。目前国际上通用的反应堆程序,比如 MCNP + ORIGEN、RMC 或者 Serpent,很多研究主要针对压水堆,国际上也有研究发现针对铅基快堆基准题 RBEC-M,确定论方法和蒙卡方...
作者：江灼威; 蔡杰进 刊期：2019年第03期
在压水堆发生 LOCA 事故时,需要依靠回流流动来进行堆芯的冷却,而存在着回流流动极限(Counter-Current Flow Limiting,CCFL),即冷却剂受重力作用向下流动时,会受到向上流动的蒸汽或其他气体阻挠,出现部分或全部冷却剂被气相带走的现象,导致冷却剂流速不能再增大,从而限制了传热效果。使用 RELAP5 对 LOCA 事故时弯头肘部的 CCFL 现象进行分析,分...
作者：叶水祥; 曹光辉; 郗海英; 李琼哲; 杨鹏程 刊期：2019年第03期
核安全重要设备和系统的定期试验属于核电厂纵深防御设计概念的第二层次防线范畴,其目的是通过执行定期试验来发现设备缺陷或潜在的设备问题。因此制定合理的试验周期以及试验策略对核电厂生产计划、设备可靠性以及优化大修工期具有重要影响。本文结合风险指引型技术在国内、外定期试验监督要求中的研究应用情况,提出了风险指引型技术应用于核电...
作者：陈钊; 石康丽; 张勇; 石秀安 刊期：2019年第03期
自然循环反应堆一回路运行不需要设置驱动泵,具有结构简单、经济性好、固有安全性高等特点,是开发高安全性反应堆的重要发展方向。铅基冷却剂(铅或铅铋合金)的密度是水 10 倍以上,在相同温差下,铅基冷却剂的密度差比水更大,具有更好的自然循环能力,是设计自然循环反应堆的理想冷却剂。目前,国内外学者关于小型自然循环铅基快堆的研究主要集中于...
作者：袁显宝; 夏寅泳; 张彬航; 张永红; 刘芙蓉; 俞玲; 黄家胜; 林钦 刊期：2019年第03期
在发生全厂断电的情况下,冷管段出现破口将会进一步加快事故进程。利用一体化严重事故分析程序 MAAP4 对百万千瓦级核电站全厂断电叠加冷管段破口进行计算分析,得到该事故时间序列和关键热工水力参数随时间的变化趋势。对于重要参数(一回路压力,堆芯液位,时间序列等)的分析:随着中小破口当量直径由 4 cm 增至 5 cm,堆芯裸露时间分和失效时间提前...
作者：高雪梅 刊期：2019年第03期
核保障光纤电子封记是核材料衡算与控制的重要技术手段之一。该封记属于主动封记,与被动封记相比该封记具有可重复使用和连续记录监视期间发生事件的日期、时间的功能。该封记利用光纤传输信号、单片机记录光信号的输入输出时间、USB 通讯方式实现单片机同上位机的数据传输,以及通过专门的加密方式读入数据并存储在相应的数据库中以实现封记数据...
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