原子能科学技术

原子能科学技术杂志 北大期刊 CSCD期刊 统计源期刊

Atomic Energy Science and Technology

杂志简介:《原子能科学技术》杂志经新闻出版总署批准,自1959年创刊,国内刊号为11-2044/TL,是一本综合性较强的科学期刊。该刊是一份月刊,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:封面文章、化学、反应堆工程、技术及应用

主管单位:中国核工业集团有限公司
主办单位:中国原子能科学研究院
国际刊号:1000-6931
国内刊号:11-2044/TL
全年订价:¥ 580.00
创刊时间:1959
所属类别:科学类
发行周期:月刊
发行地区:北京
出版语言:中文
预计审稿时间:1-3个月
综合影响因子:0.52
复合影响因子:0.42
总发文量:4191
总被引量:12273
H指数:23
引用半衰期:5.7653
立即指数:0.0345
期刊他引率:0.6915
平均引文率:11.0948
  • 膜分离级联间断取杂质时参数的动态模拟

    作者:彦建宇; 车军; 曾实 刊期:2017年第04期

    利用膜分离级联制备某些高纯气体时,杂质端取料量很小,不利于级联运行控制,为此考虑采用间断取杂质的运行方式。本文根据膜分离级联计算模型,采用动力学数值模拟方法,完成了级联间断取杂质时参数的动态模拟。模拟结果表明,纯化后气体纯度可达99.999%以上,但取出杂质中含有微量的目标成分。总体来看,间断取杂质能在增大杂质端取料量的同时使级联...

  • α-Pu和δ-Pu电子结构的密度泛函理论计算

    作者:朱芫江; 高云亮; 李进平 刊期:2017年第04期

    采用密度泛函理论框架下的平面波赝势方法,对α-Pu和δ-Pu的电子结构进行了对比研究。由电荷布居分析可知,α-Pu中8种位置的原子的轨道电荷分布各不相同,净电荷的得失主要由s和p电子贡献,而δ-Pu中各原子的轨道电荷分布一致,且无净电荷的得失;由态密度可知,α-Pu的态密度主峰较δ-Pu的态密度主峰峰值更低、宽度更宽,表明α-Pu中平均键能强于δ-Pu,导致其...

  • 热中子散射数据处理程序TSC的研制

    作者:温丽丽; 吴海成; 吴小飞; 刘萍; 葛智刚 刊期:2017年第04期

    为获得核工程应用上准确的热中子散射数据,同时顺应国内近年来对核电软件自主化的迫切需求,利用FORTRAN90计算机语言研制了热中子散射数据处理程序TSC。TSC程序的研制主要基于中子热化理论和变步长积分法,程序的设计采用模块化设计以及数据I/O独立设计以提高其可扩展性和可维护性。采用TSC程序计算了现有的热中子散射评价核数据,并与同类程序THE...

  • 射频波电流驱动抑制双撕裂模不稳定性研究

    作者:陈诗佳; 龚学余; 李新霞; 何志雄; 路兴强 刊期:2017年第04期

    采用不可压缩磁流体模型,在圆柱位形下研究了射频波电流驱动对双撕裂模不稳定性的影响。结果表明,托卡马克装置中沉积在有理面上的同向驱动电流能有效减缓3/1双撕裂模的发展。电流驱动幅值约占等离子体电流初始值的4%、驱动电流沉积宽度约为小环半径的7%时,抑制效果较好。此外,研究表明,在双撕裂模进入快速增长阶段前加入外部驱动电流,才能有效...

  • 氧化锆检测器在微量氢同位素色谱分析中的应用研究

    作者:陈平; 任兴碧; 肖成建; 曹大伟; 冉光明; 刘云怒; 夏修龙; 陈晓军; 王和义 刊期:2017年第04期

    针对氦气与氢同位素气体热导性差异较小的问题,以氧化锆原电池为气相色谱检测器、改性γ-Al2O3为填充柱,在液氮温度(77K)下系统研究了氧化锆检测器测量氢同位素的影响因素,对氦气中微量氢同位素气体进行了分离测试。结果表明,氧化锆检测器的最佳工作温度约为700℃,在载气流速为60mL/min条件下,仪器测量的相对标准偏差小于1%,该方法对H2的检测下...

  • 非均质条件下锶迁移的反向随机模拟

    作者:刘东旭; 司高华; 李哲; 富宝锋; WANG; Li-chun 刊期:2017年第04期

    通过重新分析用于模拟降雨入渗和示踪剂释放迁移的室内土柱(填装砂土和黏土)实验,基于对流弥散方程(ADE)和连续时间随机游走(CTRW)理论的模型,对实验穿透曲线进行了反向模拟,定量分析了锶(模拟~(90)Sr)的non-Fickian弥散迁移规律。结果表明,由于粒子扩散进入不流动区和吸附到矿物表面等因素的影响,从土柱中淋滤出来的溴和锶的最大质量...

  • Re(Ⅶ)在辐照膨润土中的扩散行为研究

    作者:王芝芬; 侯敏; 陈钰晨; 石磊; 伍涛; 李金英 刊期:2017年第04期

    高庙子(GMZ)膨润土在长期深地质处置过程中会受到高放废物的辐照,物理化学性质可能会发生改变。本文采用贯穿扩散实验法,研究了pH=3.0和10.0条件下,Re(Ⅶ)在1MGy辐照的蒙脱石和膨润土中的扩散行为,并与未辐照的蒙脱石和膨润土相比较,得到了有效扩散系数De和有效孔隙率εacc。结果表明:pH=3.0时,De=(1.00-1.49)×10^-11 m^2/s,εacc=0.09-0.1...

  • 蒸汽发生器U型管倒流现象的数值模拟和实验研究

    作者:张洋; 郝建立; 章德; 储玺; 陈文振; 胡高杰 刊期:2017年第04期

    针对蒸汽发生器U型管倒流现象展开实验研究。基于实验数据,采用CFD方法对倒流进行模拟。结果表明:蒸汽发生器发生倒流后,进口腔室出现显著的温度分层,倒流现象降低了蒸汽发生器U型管的换热能力;发生倒流后,进出口腔室压降绝对值减小,正流管流速增大,流动阻力增大,倒流降低了系统的自然循环能力。

  • 涡流发生器对超临界CO2传热和流阻性能影响的数值模拟研究

    作者:赵振兴; 林原胜; 王苇; 张克龙; 刘洲洋; 肖颀 刊期:2017年第04期

    采用数值模拟方法,对布置有不同结构参数小尺度涡流发生器的矩形槽道内超临界流体的传热特性进行了研究。分析了涡流发生器所诱导的纵向涡对超临界流体传热影响的内在机理。结果表明,斜截半椭圆柱涡流发生器对超临界CO2传热恶化现象具有明显的抑制效果,而对于超临界CO2非传热恶化现象的影响并不明显。超临界CO2发生传热恶化现象时,涡流发生器下...

  • 先进安注箱试验研究

    作者:王阔; 卢冬华; 苏前华; 彭帆; 邢军; 童刚; 谢翀 刊期:2017年第04期

    先进安注箱与传统安注箱相比,可在安注的不同时期根据堆芯冷却需要自动转换安注流量,提高冷却液利用效率,同时可简化安注系统,节约建造成本。为获得所设计的先进安注箱水力学特性,在基于模化相似理论设计的先进安注箱试验回路上开展水力学试验研究,最终获得了箱体安注过程中安注流量、压力、液位、介质温度和水力学部件流阻系数等参数的变化规律...

  • T型管直接接触冷凝特性实验研究

    作者:任五岳; 汪刘; 于国军; 边嘉伟; 田文喜; 苏光辉; 秋穗正 刊期:2017年第04期

    在反应堆发生LOCA时,一回路系统压力降低,产生大量的蒸汽,安注水注入冷腿后可能会发生冷凝现象。为研究冷凝现象,通过开展T型管冷凝实验,在主管通纯蒸汽、支管通过冷水的情况下,研究了不同蒸汽流量和不同安注水流量下的冷凝量。结果表明:冷凝量存在一定的限制,即主管内蒸汽无法全部被冷凝。基于实验结果提出了一个冷凝效率与热力学比系数RT之间...

  • CPR1000核电厂LBLOCA裕量提升研究

    作者:王婷; 庄程军; 杨江; 卢向晖; 吕逸君 刊期:2017年第04期

    为进一步提升核电厂安全性,核电厂用户提出了15%安全裕量的要求。为提升CPR1000核电厂大破口失水事故(LBLOCA)安全裕量,从改动最小、收益最大的角度出发,提出了两种改进措施:增加安注箱水体积和采用热棒统计分析方法(HRSM)。利用CATHARE程序,对安注箱水体积增加进行敏感性计算,以得到水体积增加量的最优值;热棒统计法中,对3个很大程度上影...

  • 海洋核动力平台堆舱非能动冷却特性研究

    作者:李勇; 林原胜; 谭思超; 王瑞奇; 戴春辉 刊期:2017年第04期

    海洋核动力平台以输出电能和生产淡水为目标,为国家海洋能源战略提供保障。针对严重事故下海洋核动力平台堆舱安全性问题,在其堆舱非能动冷却系统(PCCS)方案的基础上,提出采用三维冷凝换热与一维自然循环流动换热耦合计算的方法,利用Fluent软件并结合UDF编程,建立堆舱含不凝结气体环境的蒸汽冷凝与舱外海水自然循环耦合换热模型,并分析失水事...

  • 应用ECF图对控制棒驱动机构电源全部丧失导致反应堆自动停堆事件分析

    作者:焦峰; 孙树海; 郑丽馨; 刘时贤; 李华升; 段军 刊期:2017年第04期

    国内某核电厂发生了控制棒驱动机构电源全部丧失导致反应堆自动停堆运行事件,为系统分析导致事件发生的原因,本文运用事件原因因素(ECF)图分析法对其进行了事件调查和原因分析。通过梳理事件序列,确定了事件发展过程中的失效点,通过对各失效点深入分析,确定了事件发生的促成原因和根本原因。发生该事件的根本原因是:隔离经理不了解触碰3RAM60...

  • 秦山一厂严重事故管理导则典型事故缓解对策有效性验证

    作者:王勇; 魏严凇; 史晓磊; 张应超 刊期:2017年第04期

    在日本福岛核事故后,国家核安全局要求核电运营单位提升应对严重事故的能力。按照国家核安全局要求,秦山一厂开发了严重事故管理导则。应用MELCOR程序建立了秦山一厂严重事故分析模型,模拟典型严重事故序列,根据严重事故管理导则的缓解对策,分析实施事故缓解对策对核电厂主要参数的影响,从而验证事故缓解对策的有效性。分析结果表明:在严重事故...