原子能科学技术

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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
  • 蒙特卡罗临界计算能量偏倚的最佳源偏倚方法

    作者:潘清泉; 饶俊杰; 王侃 刊期:2019年第07期

    使用堆用蒙特卡罗程序RMC进行临界计算时采用了传统的裂变源迭代法,即每代源中子按照真实物理过程产生、存库和再抽样。传统裂变源迭代法的计算代之间存在较大的相关性,导致了方差低估计现象,同时总体方差未实现最优化。为实现源中子在空间和能量上的最佳分布,并消除方差低估计现象,提出了能量偏倚的最佳源偏倚方法。该方法基于最佳分层抽样法,...

  • 基于非均匀变分节块法的pin-by-pin计算加速算法研究

    作者:张滕飞; 吴宏春; 曹良志; 李云召; 刘晓晶; 熊进标; 柴翔 刊期:2019年第07期

    计算效率是制约pin-by-pin计算工程应用的主要因素之一。本文利用三维扩散的非均匀变分节块法的非均匀节块的描述能力,在不改变原问题栅元均匀化材料分布的前提下,将传统pin-by-pin计算中使用的均匀材料细网剖分方式替代为非均匀材料粗网剖分方式(粗网加速方法),既能保证pin-by-pin的计算分辨率,又能显著降低红-黑迭代所需的浮点数操作数目,减小...

  • 全陶瓷微密封燃料有效多群截面计算方法研究

    作者:尹文; 祖铁军; 贺清明; 曹良志 刊期:2019年第07期

    全陶瓷微密封(FCM)燃料是一种弥散颗粒燃料。由于弥散颗粒燃料存在双重非均匀性,传统的确定论方法及蒙特卡罗方法皆难以处理这种双重非均匀效应以获得有效多群截面。本文基于超细群方法建立FCM燃料的有效多群截面计算方法。为描述燃料棒内TRISO颗粒的非均匀性,在共振能量段,通过采用超细群方法求解包含TRISO颗粒的一维球模型得到超细群缺陷因子,...

  • NECP-X中基于改进泄漏项分割技术的二维/一维耦合输运方法

    作者:赵晨; 刘宙宇; 曹良志; 吴宏春 刊期:2019年第07期

    二维/一维耦合输运方法较好地平衡了效率与精度,因此被广泛应用于一步法全堆芯输运计算。二维/一维耦合输运方法中,由于泄漏项在方程右端,导致二维特征线法(MOC)计算时方程右端总源项在迭代过程中可能成为负值,造成迭散。本文针对二维/一维耦合输运计算中的负源项问题,提出了一种改进的泄漏项分割方法。新的泄漏项分割方法可在不造成计算精度损...

  • 不等温分布下燃料棒径向温度相关238U共振吸收截面计算

    作者:张乾; 王超; 姜荣; 赵强; 吴宏春; 娄磊 刊期:2019年第07期

    为精确预测燃料棒径向不等温分布下的238U共振吸收截面,提出了一种基于求解超细群慢化方程的共振计算方法。该方法通过温度扰动模型,将径向不等温分布对燃料棒能谱的影响分解为每个径向子区对燃料棒能谱的独立影响,从而实现了对不等温分布下的径向相关共振吸收截面的预测。数值结果表明,以MCNP5统计结果为基准,温度扰动模型对238U共振吸收截面的...

  • FCM燃料压水堆弥散可燃毒物中子学分析

    作者:李满仓; 刘仕倡; 秦冬; 于颖锐; 王侃 刊期:2019年第07期

    为将全陶瓷微胶囊封装(FCM)燃料应用于小型压水堆,对FCM燃料组件开展了可燃毒物中子学设计与分析。通过寿期初引入负反应性、寿期内消耗速率和寿期末残留3个方面,对弥散在SiC基体中的弥散型可燃毒物Gd2O3、Er2O3、Sm2O3、Eu2O3、Dy2O3及HfO2进行评价。FCM燃料中TRISO颗粒核芯直径达800μm,燃料颗粒自屏效应强烈,在RMC程序中引入随机介质计算功能,...

  • SARAX程序系统在钠冷快堆瞬态分析中的应用

    作者:贾晓茜; 郑友琦; 杜夏楠; 何明涛; 翟梓安 刊期:2019年第07期

    无保护事故下的瞬态分析是钠冷快堆安全分析的重要内容。基于OECD/NEA的MOX-3600和MET-1000基准题,本文利用SARAX程序系统对不同钠冷快堆进行了瞬态计算,分析了堆内各种反应性反馈效应,并计算了无保护失流(ULOF)事故和无保护超功率运行(UTOP)事故下燃料温度和冷却剂温度的变化。计算结果表明:SARAX程序系统在快堆瞬态分析中可给出合理的参数预测...

  • 刚性限制法在瞬态中子输运计算中的应用

    作者:汤春桃; 毕光文; 杨波 刊期:2019年第07期

    刚性限制法(SCM)可有效缓解中子动力学方程中的刚性问题,可采用较大时间步长获得同等计算精度,提高计算效率。现有SCM主要用于求解两群瞬态中子扩散方程。本文将SCM应用于求解多群瞬态中子输运方程,在原有中子输运方程特征线方法求解程序PEACH的基础上,增添了瞬态求解功能,开发了PEACH-K程序。采用OECD/NEA最新的基准题C5G7-TD对PEACH-K程序进行...

  • 基于正向蒙特卡罗计算的自动源偏倚方法在屏蔽计算中的应用

    作者:邱有恒; 史涛 刊期:2019年第07期

    反应堆屏蔽计算是粒子输运数值计算的难点问题之一。由于仅有少量处于堆芯组件的高能中子能到达屏蔽层外,如果对源粒子采用无偏抽样,大量的计算时间用于模拟无用的源粒子,计算效率很低。偏倚抽样是提升蒙特卡罗模拟计算效率的重要途径,包含源偏倚、输运偏倚和碰撞偏倚等。 MCNP 程序的权窗发生器可为输运偏倚和碰撞偏倚提供参数,但不包含源...

  • 堆芯在线监测系统SOMPAS中子学计算核心测试验证

    作者:杨伟焱; 汤春桃; 杨波; 张宏博; 费敬然; 曹泓; 党哈雷; 杜炳 刊期:2019年第07期

    SOMPAS是上海核工程研究设计院有限公司(SNERDI)开发的堆芯在线监测系统,其中子学计算核心为SNERDI最新开发的堆芯核设计系统SCAP。SCAP在SOMPAS中应用前必须进行全面的测试,特别是与电厂实测值比较,以验证确认其精度、可靠性和适用性等。测试验证对象为我国自主开发的300 MWe级核电站,涵盖秦山一期和恰希玛1、2号机组总共32个循环的电厂实测数...

  • 高温气冷堆不确定性分析的新进展

    作者:郭炯; 李富; 王黎东; 卢佳楠; 郭建; 牛进林; 箴; 邬颖杰; 刘保坤; 崔梦蕾 刊期:2019年第07期

    球床高温气冷堆由于采用流动球床堆芯和燃料多次通过的运行方式,不能直接套用轻水堆中一般采用的“系统分解,逐级传递”的分析思路,其不确定性的传播和分析具有特殊性。清华大学核能与新能源技术研究院基于高温气冷堆的设计分析经验,开展了高温堆的不确定性研究,并取得了一些进展。目前高温气冷堆已建立起完整的不确定性分析计算框架。在此框架...

  • 微生物质水热碳锰复合材料对铀的吸附行为研究

    作者:王慧琳; 廖卫; 刘军; 李飞泽; 杨吉军; 廖家莉; 杨远友; 刘宁 刊期:2019年第07期

    以工业啤酒酵母为碳源,采用一步法合成了微生物质水热碳锰复合材料(MHTC),并利用XRD、FT-IR和SEM等对材料进行了表征。在此基础上,系统研究了不同C/Mn原子比、初始pH值、接触时间、初始铀浓度对MHTC吸附铀性能的影响。结果表明:C/Mn原子比为1∶10的碳锰复合材料(MHTC-10)对铀的吸附性能最优。在铀初始浓度为50 mg/L、初始pH=4.5条件下,12 h可达...

  • ESR法研究pH值对Pt催化N2H4断键的影响机制

    作者:张晓腾; 郝帅; 何博; 蒋冬梅; 唐菲菲; 夏良树 刊期:2019年第07期

    为明确酸性条件下Pt催化N2H4还原U(Ⅵ)制备U(Ⅳ)的反应历程和反应机理,有针对性地提高其反应速率、优化工艺流程,本文采用电子自旋共振(ESR)法实验研究·NH2转化为·OH的机理及0.25mol/L和0.5mol/LN2H4浓度条件下不同酸度的高氯酸体系中Pt催化N2H4分解过程中产生的自由基,确定反应过程中pH值对N2H4断键的影响机制。结果表明,在高氯酸介质中,Pt催化...

  • 空间核电推进球床反应堆热工水力特性数值分析

    作者:张冉; 王成龙; 秋穗正; 田文喜; 苏光辉 刊期:2019年第07期

    球床反应堆的功率密度高、堆芯尺寸小、裂变产物完全包容,在空间核动力系统中具有广泛的应用前景。针对空间核电推进球床反应堆,开发了稳态热工水力分析程序,对堆芯进行了全功率稳态运行工况下的热工水力设计优化及安全特性分析,重点优化冷、热孔板孔隙率以消除堆芯热点。计算结果表明,燃料球中心最高温度距燃料熔点具有873 K的安全裕量,冷孔板...

  • 反应堆内熔融物冷却的三维数值模拟研究

    作者:薛峰; 袁明豪; 张建; 陈秋炀 刊期:2019年第07期

    目前国际上普遍采用堆芯熔融物压力容器内滞留(IVR)策略来缓解严重事故后果。本文基于日本应用能源研究所开发的核电厂事故分析程序SAMPSON,对其压力容器内熔融物冷却分析(DCA)模块进行改进,增加了熔池内金属和氧化物分层模型,开发了熔融物三维直角坐标网格与压力容器三维曲面坐标的交界面几何参数前处理程序,改进了压力容器外冷却的传热关系式...