先进铀资源技术

  • 先进地浸采铀技术与“国铀一号”工程

    苏学斌;田野;任宇;翟王宇阳;赵利信;原渊;

    原地浸出采铀工艺(以下简称“地浸采铀”)是世界上最主要的铀矿开采方式,系统总结了我国在复杂地质条件下先进地浸采铀技术方面的最新进展,涵盖复杂矿性中性催化浸出、复杂赋存条件地浸高效开采、低浓度大流量铀富集提取和铀矿全周期运行防控等关键技术突破。依托核心技术成果建成的“国铀一号”示范工程,作为我国首个复杂铀矿绿色高效开发示范基地,实现了从理论创新到工程转化的跨越,全面展现出高标准建设、高效能开发、高智能管控和高水平环保等优势,标志着我国地浸采铀迈入智能化、规模化、低碳化发展新阶段。

    2025年05期 v.45;No.195 819-831页 [查看摘要][在线阅读][下载 1504K]
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  • 铀钍矿产提取镭钍核素与制备医用α同位素初探——基于独居石和ECANS的医用α同位素制备技术

    汤彬;李发亮;邓建军;万江锋;蔡继鸣;邹继军;张雄杰;苏学斌;李金海;张丽娇;张志宾;陈建堂;

    介绍铀钍矿产提取前置核素、制备医用α同位素的方法与技术,展示了铀钍伴生矿产综合利用、医用核素制备的美好前景。具体包括:(1)核医疗是利用“核辐射”“核能量”构建的诊疗技术,精准诊疗需引入放射性同位素技术,其中世界上最热门的医用α同位素~(225)Ac/~(212)Pb与铀钍矿产密切相关,其器产方法与“医工结合”是推进核医疗事业发展的新动力;(2)铀钍衰变物与裂变物是制备医用α同位素的原材料,理想方案是提取前置核素,并用它制备医用α同位素,借鉴稀土多元素的综合开发技术,探索了铀钍中的前置核素~(228)Ra/~(228)Th/~(224)Ra/~(224)Ra与医用α同位素~(225)Ac/~(223)Ra/~(212)Pb的关联关系和制备方法;(3)独居石是稀土/铀钍伴生矿产,其“除放减排”产出的放废矿渣富集了铀钍衰变物,是制备医用α同位素的最佳原材料,探索了分步提取粗镭产品和精镭产品的工艺流程,实验数据表明,该流程有望实现医用α同位素的工业化制备;(4)简述了制备医用α同位素的东华加速器中子源(ECANS)及主要性能,指出其光核反应可规模化制备~(225)Ac/~(212)Pb等医用α同位素;(5)总结了我国量产医用α同位素的美好前景。

    2025年05期 v.45;No.195 832-844页 [查看摘要][在线阅读][下载 1262K]
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  • 不同流体中细颗粒运动沉积特性研究

    周涛;常博康;毛赏;何书宇;张豪磊;郭伟杨;

    先进反应堆的发展也是换热剂的不断革新与发展,水、超临界水、超临界二氧化碳、液态钠钾、铅铋、镓等金属流体都是反应堆冷却剂通道内重要的换热剂。在这些不同流体中细颗粒的运动沉积直接影响堆内换热的效果与反应堆的安全性。通过数值模拟、编程计算、实验验证等方法,得到不同类型、不同粒径的细颗粒在不同流体中的速度、温度、沉积率的变化。不同流体出口温度和速度边界温度梯度和速度梯度较大、中部温度梯度和速度梯度较小;颗粒浓度分布呈中部高、两端低的趋势;空气流体内出口颗粒浓度高于液态钠和超临界水流体内出口颗粒浓度;随着液态镓流速的增大,颗粒的沉积率逐渐降低,并趋于稳定,随温度增大,沉积率也降低,但并不明显;沿轴向,液态铅铋中的颗粒物浓度逐渐下降,并逐渐沉积在管道内;相对于超临界水流体,超临界二氧化碳流体中颗粒物的沉积率受温差的影响更为显著;颗粒物在超临界二氧化碳流体中的热泳沉积率随颗粒粒径增加先急剧减小后缓慢减小,而湍流沉积率是先缓慢增加后快速增加。团聚作用下,颗粒粒径增大,不同流体内颗粒总沉积率增加;温度梯度作用下,颗粒向着温度梯度降低的方向运动;速度梯度作用下,颗粒向着速度梯度降低的方向运动。

    2025年05期 v.45;No.195 845-862页 [查看摘要][在线阅读][下载 2386K]
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  • 碳酸铀酰溶液加氢还原试验研究

    李大炳;牛玉清;康绍辉;周志全;叶开凯;曹令华;曹笑豪;张佳宇;

    针对我国铀矿山碱性合格液制备铀产品及后续铀纯化过程存在化学试剂消耗高、工艺水循环利用率低、工艺流程冗长、放射性废物处理量大等问题,对碳酸铀酰溶液加氢还原制备铀产品工艺进行了研究,分别考察了催化剂种类、反应温度、氢气压力对铀的加氢还原效果的影响,确定了合适的加氢还原条件,获得了较高的铀沉淀率。对加氢还原反应动力学进行了探索研究,表明在反应前期界面化学反应是表观反应速率的控制步骤,铀的加氢还原反应符合一级反应规律。采用铀矿山碱性淋洗合格液进行了加氢还原验证试验,并制得了高质量铀产品,其质量满足GB/T 10268—2008标准要求。针对我国生产碱性淋洗合格液的铀矿山水冶工艺现状,提出了进行加氢还原制备铀产品的工艺改造流程简图,采用加氢还原工艺制备铀产品,有望显著提高我国铀矿山、铀纯化厂经济和环保效益。

    2025年05期 v.45;No.195 863-868页 [查看摘要][在线阅读][下载 814K]
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反应堆工程

  • 基于自适应RBF神经网络的小型铅铋快堆堆芯热工水力参数预测方法研究

    吴红;赵亚楠;赵鹏程;曾深权;于涛;

    为实现准确、高效预测铅铋快堆关键热工参数,提高铅铋快堆热工安全评价能力,提出了一种基于自适应径向基函数(RBF)神经网络的铅铋快堆燃料元件表面温度预测方法。利用子通道分析程序SUBCHANFLOW建立小型铅铋快堆SPALLER-100堆芯子通道模型,以计算得到的2 000组堆芯功率分布和各冷却剂流道质量流量分布数据作为训练样本,对自适应RBF神经网络模型进行训练,实现对铅铋快堆燃料元件表面温度的预测。通过对比,证明了自适应RBF神经网络方法的有效性、优越性和泛化能力。研究表明:自适应RBF神经网络方法预测燃料包壳最高温度相对误差不超过0.5%,可用于铅铋快堆热工水力参数的快速预测。

    2025年05期 v.45;No.195 869-877页 [查看摘要][在线阅读][下载 1218K]
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  • 非能动堆芯补水技术设计验证方法研究

    唐济林;刘宇生;谭思超;陈宝龙;李东阳;邱立青;王庶光;

    围绕全压非能动堆芯补水技术(FPMT)的设计验证问题,分析了商用压水堆和小型堆中堆芯补水技术的典型特征,总结了FPMT与其他安全系统耦合运行的具体特点;结合典型堆芯补水系统设计,回顾了其研发过程试验验证的内容及结论,研究了非能动堆芯补水技术的设计验证方法。结果表明,非能动堆芯补水技术具有良好的鲁棒性,能够与非能动安注系统、能动安注系统或一体化反应堆冷却剂系统(RCS)可靠地耦合运行,实现事故高压阶段反应堆系统的补水和冷却;堆芯补水箱(CMT)进出口的位置与其他安全系统的耦合运行方式,均对CMT系统和局部的热工水力行为具有显著影响;对于全新的CMT设计,应基于识别的重要热工水力现象,采取设计可行性验证、子系统性能验证和整体效应验证等方式开展设计验证。

    2025年05期 v.45;No.195 878-886页 [查看摘要][在线阅读][下载 1051K]
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  • 固态燃料熔盐堆FuSTAR核热耦合数值分析

    林悦;张大林;刘雅鹏;孙林;李倩;胡艺;易腾;颜安;

    固态燃料熔盐堆FuSTAR可满足安全高效的军民两用多层次能源供给,既可满足民用低碳发电、熔盐储能等需求,在国防上也适用于国防稳定电源供应及高能耗军事应用等场景,服务于“一带一路”经济建设和国防建设。为确保其设计具备足够的安全性,需针对其设计开展核热耦合计算,分析其热工及物理特性,并为设计优化提供理论依据。基于西安交通大学自主开发的ACENA程序对FuSTAR堆芯进行核热耦合数值模拟,获得其功率分布、控制棒价值、冷却剂温度场及流场分布、燃料芯块及包壳温度分布等中子动力学及热工水力学基本规律,并开展失流事故瞬态计算分析,以验证FuSTAR堆芯设计的安全性。计算结果表明,稳态工况下堆内燃料芯块最大温度为1 369 K,包壳最大温度为1 299 K,满足热工安全准则。在0.5 s内引发50%失流事故工况下,FuSTAR堆芯依靠反馈性可达到自稳,最终功率稳定在107.88 MW,材料温度均在安全限值内,堆内不会发生损坏。ACENA程序的核热耦合分析表明,FuSTAR堆芯设计能够满足固有安全性准则。

    2025年05期 v.45;No.195 887-900页 [查看摘要][在线阅读][下载 1701K]
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  • 不同热源功率下高温钠热管启动特性试验研究

    张亚坤;王毅;阎鑫;柴宝华;韩冶;杨斌;宋旭;王晨龙;王泽鸣;

    研究了在不同工况下钠热管启动特性。试验结果表明,钠热管在421.8℃开始启动,与理论启动温度相差2.9℃,随着工作温度升高,等温性能变好,当量导热系数增大。热管在热源功率为1.0 kW、1.5 kW、2.0 kW、2.5 kW、3.0 kW、3.5 kW和4.0 kW条件下分别从冷动态开始启动,启动时间分别为108.0 min、22.5 min、13.7 min、9.7 min、8.3 min、7.0 min和6.5 min,稳定后冷凝段平均温度分别为472.8℃、519.0℃、576.0℃、623.6℃、675.8℃、707.4℃和734.7℃。试验得到不同工作温度下辐射散热功率与温度展平性能。热管启动稳定后突然提升热源功率,热管启动响应迅速。通过降低热源输入功率逐步实现热管冷冻,得到再启动特性。为有高温热管使用需求的项目提供启动响应特性试验数据支撑,对高温环境下实现热量高效传输具有重要意义。

    2025年05期 v.45;No.195 901-908页 [查看摘要][在线阅读][下载 1556K]
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  • 微型热管冷却反应堆系统紧凑化技术研究进展

    叶茂菁;陈相如;靳万龙;王利民;车得福;

    微型热管冷却反应堆系统主要由核反应堆、热电转换系统、热管和散热系统组成,是一种利用热管冷却堆芯的新型核动力系统。由于采用了热管、单片堆芯和高效能量转换系统,反应堆系统取消了主管道、循环泵和辅助设备,大大简化了结构,从而降低了成本提升了系统紧凑性。分析总结了微型热管冷却反应堆系统3个回路中紧凑性有待提升的方面以及提升系统紧凑性的技术,具体包括:从提升系统紧凑性角度描述了核反应堆一体化的优势,对比了不同冷却方式微型核反应堆的特征;总结了热管冷却反应堆热电转换系统的类型,对比了静态热电转换和动态热电转换技术的特点;总结了目前强化热管冷凝段换热器换热的方法以及提升热电转换系统紧凑性的方法,并在此基础上指出了未来进一步提升热电转换系统紧凑性的技术路径;总结了环路热管冷凝器的优化方法,并指出将环路热管与微型反应堆散热系统灵活结合可提升系统紧凑性。为未来微型热管冷却反应堆系统应用于深海、太空及车载运输等领域提供了发展思路。

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  • 基于堆机热协调的大型压水堆反应堆功率控制研究

    宋磊;张楠;张茹;严梦潇;

    核能综合应用将改变核能发电的单一用途,核电厂进行蒸汽供能后,负荷的多样性会给反应堆和负荷之间的匹配调节带来影响,这会对反应堆的功率控制提出更高的要求。对蒸汽供能的“华龙一号”核电厂反应堆功率控制开展研究,通过分析反应堆、汽轮机和蒸汽供能系统三者的动态特性与相互关系,设计基于堆机热协调的反应堆功率控制系统、冷却剂平均温度控制系统和负荷跟踪策略,并通过仿真平台进行了验证。结果表明,设计的控制系统和提出的控制策略可满足核电厂蒸汽供能反应堆控制的性能需求,可为类似核能综合应用项目提供技术参考。

    2025年05期 v.45;No.195 921-931页 [查看摘要][在线阅读][下载 1597K]
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  • 气冷堆燃料棒束气体工质流动换热相似性分析方法的研究

    梁恒华;曹琼;徐超;陆道纲;

    氦氙混合气体具有优良的流动换热特性,常常被用作空间气冷堆的冷却剂。在空间气冷堆设计时,常常需要通过实验方法获得氦氙冷却剂在燃料棒束内的流动换热特性,由于氦氙混合气体的价格昂贵,为了减少实验成本,用较便宜的其他气体代替氦氙混合气体开展实验,是一种有效的工程方法。为了将实验获得的空气下流动换热特性折算成氦氙混合气体下的流动换热特性,迫切需要建立气冷堆燃料棒束气体工质流动换热相似性分析方法。针对目前国际上缺乏该相似方法的现状,从无量纲方程出发推导出了空气与氦氙混合气体流动换热的无量纲相似性参数,并通过气冷堆堆芯棒束内的流动换热特性的数值计算,验证了相似性分析方法的正确性,最终提出了一套用空气替代氦氙开展氦氙混合气体流动换热特性实验研究的模化方法。

    2025年05期 v.45;No.195 932-938页 [查看摘要][在线阅读][下载 1041K]
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  • 混凝土材料不同布局方式的屏蔽性能测试分析

    孙欣欣;艾自辉;郑春;

    当源和防护对象处于屏蔽材料的内外或两侧时,对屏蔽性能的影响是不同的。为了评估两种布局方式下屏蔽性能的差异,采用~3He长计数器测量了~(252)Cf中子源与混凝土球壳在这两种布局方式下中子计数率的相对变化,并与相同条件下JMCT的模拟结果进行比较分析。结果表明,厚度为2 cm的混凝土球壳对位于中心的中子屏蔽很少,只有不到2%,而同样厚度的屏蔽体位于源和防护对象之间时,则可以屏蔽大于20%的中子。屏蔽体对中子的散射是产生差异的主要原因。结果可为屏蔽方式的选择和屏蔽设计提供参考。

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核电厂

  • 压水堆立式倒U形管蒸汽发生器传热污垢因子预测研究

    张倩;陈文振;曹国畅;张巍;施慧烈;桂春;

    随着腐蚀产物不断在蒸汽发生器内沉积,蒸汽发生器的传热性能会出现衰退现象,严重时会导致蒸汽压力降低,并影响机组的安全性和经济性。国外研究发现其在役的不同商业电站的蒸汽发生器污垢因子差异较大,已到寿期中期的国内某机组蒸汽发生器有必要开展自身污垢因子的评估并建立其预测模型。首先采集了该机组蒸汽发生器近18年的稳态运行的热工监测数据,结合蒸汽发生器能量方程式和传热模型计算获得了蒸汽发生器历史污垢因子;接着基于长期预测中常用的曲线回归预测方法,建立了衡量该机组蒸汽发生器结垢趋势的污垢因子预测模型;最后据此预测了30~60年寿期时的机组污垢因子、蒸汽压力或热功率水平。结果表明:该机组蒸汽发生器污垢因子数据总样本呈现出前期增幅较大,后期平缓增长的特点;该机组蒸汽发生器污垢因子预测模型选用对数曲线回归拟合是较合理的;在保持热功率不变的运行方式下,蒸汽发生器的蒸汽压力在60年寿期时相比当前预计下降约0.08 MPa。

    2025年05期 v.45;No.195 945-950页 [查看摘要][在线阅读][下载 999K]
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  • 面向数字孪生应用的核电主泵电缆多物理场降阶模型构建方法研究

    石岩;刘伟;吴东方;陈子萌;雷成;李洪伟;汤炜;许列琦;

    为实现对服役状态下核电主泵电缆内部温升和热应力分布的快速计算以便满足数字孪生计算实时性与准确性的要求,基于降阶模型(ROM)技术构建了三芯主泵电缆的多物理场快速计算模型。对现场主泵电缆运行电流和环境温度两种变量进行拉丁超立方抽样(LHS)来获取设计点,构建了ROM的试验设计(DOE)的输入矩阵并进行有限元求解获取温升和热应力的输出结果。将试验设计获取的温度场和应力场通过奇异值分解(SVD)进行模型降维,得到满足求解精度的模型阶数,进而生成满足试验设计范围内任意载荷和环境温度下的主泵电缆ROM。结果表明:三芯电缆温度、热应力降阶的阶数为4阶。相较于常规有限元计算,采用ROM计算的温度误差小于0.5%,热应力误差小于15%,计算速度提高了到秒级别,能够实现现场主泵电缆发热温升和热应力分布的快速计算。为现场核电主泵电缆的数字孪生(DT)模型构建和应用提供了一种快速有效的仿真引擎。

    2025年05期 v.45;No.195 951-959页 [查看摘要][在线阅读][下载 1107K]
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  • 大功率钠冷快堆蒸汽发生器壳侧流量分配均匀性模拟研究

    张天清;张巍;施慧烈;王聪;李净松;张倩;王子健;

    为降低大功率钠冷快堆蒸汽发生器壳侧流量分配不均匀性,减弱蒸汽发生器管束区流量偏差和热偏差所带来的不利影响和运行风险,设计了一种双环板型式的环腔均流装置,并采用数值计算方法模拟研究了该型均流装置中不同结构方案对壳侧流量分配不均匀性的改善程度。研究结果表明:大功率钠冷快堆蒸汽发生器未安装环腔均流装置时,壳侧流体经进口钠窗进入管束区的速度分布极不均匀,对应的非均匀系数达到23.51%;在蒸汽发生器中安装不同结构方案的双环板型环腔均流装置,其中内环板居上的方案对于改善壳侧流场均匀性并无效果,外环板居上的方案可降低壳侧流场分布不均匀性;经综合评估均流效果与阻力增加程度,最终选用环板相对宽度为30%的外环板居上型环腔均流装置方案,对应的非均匀系数将降低至1.76%,对于改善大功率钠堆蒸汽发生器壳侧流场均匀性具有重要意义。

    2025年05期 v.45;No.195 960-967页 [查看摘要][在线阅读][下载 1075K]
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  • “华龙一号”设计安全特征研究

    陈石;车娟;王天月;朱荣亚;羊本林;赵鑫樾;胡龙翔;熊振鹏;

    基于“华龙一号”(HPR1000)研发经验,结合国内外法规标准和工程实践,研究提出了“华龙一号”设计安全特征概念,确定方法和应用范围。研究表明,设计安全特征是正向设计过程中具有相对严密逻辑的一环,可以合理进行核电厂构筑物、系统和部件(SSC)的物项分级和制定事故应对策略等相关工作。

    2025年05期 v.45;No.195 968-977页 [查看摘要][在线阅读][下载 1860K]
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  • 基于MATLAB/Simulink的核电机组给水加热系统仿真建模与特性分析

    刘俊峰;陈权;王鹏飞;黄嘉驷;马晓珑;董雷;周海华;刘卫军;王硕;

    针对核电机组采用的给水加热系统,基于MATLAB/Simulink构建了由除氧器、低压加热器和高压加热器组成的核电机组给水加热模型,并选取高温气冷堆核电站机组负荷的30%、50%和100%3个运行工况计算值与设计值进行比较。结果表明:机组各种运行工况下给水加热系统关键参数的稳态响应结果与热平衡设计值吻合良好,最大误差小于1%,满足计算精度要求,证明所开发核电机组给水加热系统仿真软件的准确性。基于所开发的仿真模型验证了给水加热系统在机组线性功率变化和停机不停堆瞬态运行工况下动态特性满足运行规范要求。研究结果可应用于新型核电机组给水加热系统的热力系统设计。

    2025年05期 v.45;No.195 978-986页 [查看摘要][在线阅读][下载 1072K]
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核安全

  • 内陆低温供热堆抵御常见气象灾害的能力研究

    占金美;温丽;徐志新;刘俊强;王成章;

    鉴于低温供热堆为新型核反应堆,其安全水平备受关注,而中国自然灾害较多,因此有必要评估低温供热堆抵御自然灾害的能力。以常见的气象灾害为研究对象,以某内陆低温供热堆为依托,通过借鉴大型压水堆的良好工程实践经验,结合内陆低温供热堆的技术特点和厂址特点,用行业内通用的外部灾害一级概率安全评价方法,从易损度和危害性两个方面定性评估气象灾害导致的始发事件,并通过包络分析和概率安全评价软件定量评估常见气象灾害对内陆低温供热堆造成的影响,以期预估内陆低温供热堆抵御气象灾害的能力,为内陆低温供热堆的发展和应用提供参考。根据内陆低温供热堆的设计特点,通过其抵御气象灾害能力研究,可以得出,相较于大堆而言,内陆低温供热堆抵御气象灾害的能力还是比较强的,对于部分气象灾害,内陆低温供热堆相较于大堆甚至可能还有一定的优势。

    2025年05期 v.45;No.195 987-992页 [查看摘要][在线阅读][下载 806K]
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  • “华龙一号”非基岩厂址土-结构相互作用分析研究

    马英;张莉;杨建华;沈亮;

    随着核电产业的发展,基岩厂址日益成为稀缺资源、非基岩厂址日渐增多。以某拟建“华龙一号”核电厂为背景,研究了非基岩厂址核电厂的地震动力响应分析方法,提出了土-结构相互作用(SSI)分析中相互匹配的地震动输入和地基土模型的计算方法,研究了不同埋置效应及其模拟方法、地基土层特性对核岛厂房楼层反应谱的影响,并对比研究了其与“华龙一号”标准设计反应谱的异同。研究表明:非基岩厂址核岛厂房SSI分析中应结合不同的地基土模型采用与之相匹配的地震动输入,并应考虑地基土的埋置效应;考虑埋置效应计算得到的核岛厂房楼层反应谱低频部分降低、高频部分增加,地基土层特性对核岛厂房楼层反应谱有较大的影响,非基岩厂址核岛厂房楼层反应谱低频部分可能会高于基岩厂址的反应谱,并可能高于“华龙一号”机组标准设计反应谱,设计中应予以重视。

    2025年05期 v.45;No.195 993-1000页 [查看摘要][在线阅读][下载 1097K]
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  • 安全壳结构整体性试验卸压过程钢内衬承载性能评估技术研究

    曹舟;

    为了研究安全壳结构整体性试验卸压速率提升对钢内衬的影响,开展了安全壳结构整体性试验卸压对钢内衬承载性能评估技术的研究。通过卸压状态下钢内衬受力机理分析确定结构潜在的受损工况,并结合试验数据采用数学解析方法计算得到钢内衬卸压过程最不利荷载工况,进一步分析和评价钢内衬结构的承载性能,整体上建立起安全壳结构整体性试验卸压对钢内衬安全性的评估技术,作为试验卸压速率提升可行性评价的技术支撑。

    2025年05期 v.45;No.195 1001-1007页 [查看摘要][在线阅读][下载 1052K]
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  • 基于IEWT-AK-CNN的轴承故障诊断

    杨辰昕;边豪杰;苏泓臣;于佳鑫;张宇宁;冼海珍;

    为实现核电厂旋转机械轴承故障的有效诊断,提出了一种基于改进经验小波变换、自相关峭度和卷积神经网络的特征提取和智能诊断方法。首先,引入数学形态学改进经验小波变换,优化经验小波变换模态划分步骤,避免模态混叠现象。其次,通过改进经验小波变换得到多个模态分量,计算各模态分量的自相关峭度,提取周期性冲击特征,并构建特征向量。最后,搭建和训练卷积神经网络,得到智能诊断模型,实现轴承的智能故障诊断。利用核电厂实测轴承故障和正常信号进行测试,同时与基于经验模态分解和原始经验小波变换的智能诊断方法对比,结果表明,提出的方法平均准确率最高,准确率可达90.67%。

    2025年05期 v.45;No.195 1008-1017页 [查看摘要][在线阅读][下载 1444K]
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  • Inconel 718合金中δ相析出行为及其对力学性能的影响

    马帅;姜岳峰;杨亚倩;李奥迪;梁田;王惠生;马颖澈;

    Inconel 718合金作为一种典型的Ni-Cr-Fe基沉淀强化型变形高温合金,广泛应用于航空、航天、核能及石油化工等行业,其优异的力学性能高度依赖于合金中析出相的赋存形态和演变行为。利用扫描电镜(SEM)和透射电镜(TEM),结合室温及高温下的力学性能测试和断裂行为分析,系统研究了不同时效温度下Inconel 718合金中δ相的析出行为及其对力学性能的影响,以及δ相析出对合金强度和塑性的影响。结果表明,在850~950℃时效过程中,δ相的析出行为呈现显著差异:850℃时效时,δ相以短棒状沿晶界析出,导致γ″相强化元素Nb贫化,合金强度下降;而900~950℃时效时,δ相以长针状向晶内扩展,虽加剧脆性断裂,但对高温强度表现出一定的钉扎强化作用。因此,在实际应用中,需考量δ相析出对合金综合性能的影响,从而优化合金的时效处理工艺,以实现最佳的使役性能。

    2025年05期 v.45;No.195 1018-1031页 [查看摘要][在线阅读][下载 1621K]
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  • 事故后安全壳内热量吸收材料性能分析及优选

    王延禄;王辉;苏美伊;曹夏昕;

    为了优化安全壳设计、提升核动力装置非能动安全特性,提出了基于相变储能原理的安全壳非能动热量吸收系统以实现事故后初期安全壳内压力降峰及延峰作用。以核电厂在不同运行工况下安全壳内的环境温度为相变材料筛选的约束条件,通过对有合适相变温度且常见的相变材料进行流变性能及传热系数测定,分析对比了石蜡56-58、PEG6000、MA以及SAT材料的热稳定性、相变温度、相变焓值及换热能力。发现石蜡56-58在热稳定性、经济性及储热性能等多方面综合性能最佳,与安全壳非能动热热量吸收系统的适配度最高,可作为储热材料应用于事故后安全壳内热量吸收,为进一步研发储能相变换热器提供设计依据。

    2025年05期 v.45;No.195 1032-1039页 [查看摘要][在线阅读][下载 1055K]
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核技术

  • CLAPA激光加速器核物理研究进展

    王美植;吴笛;蓝浩洋;陈忠义;夏宇辉;王哲男;徐新路;颜学庆;

    激光核物理作为典型的前沿交叉学科,在能源、医学、基础研究等领域有着重要研究意义。介绍北京大学核科学与技术全国重点实验室紧凑型激光等离子体加速器装置在激光核物理领域的研究进展。依托200 TW激光器,通过激光尾场加速产生60~250 MeV、电荷量300~600 pC的近单能电子束,由轫致辐射产生强度达10~(20)/s(≥8 MeV)、脉宽百fs量级的γ源,并利用光核反应实现γ源通量监测。在光核反应研究方面,采用活化测量获得了百余个不同反应道的反应截面数据,其中~(197)Au(γ,xn;x=7~9)、~(96)Ru(γ, p)等反应截面为国际上首次获得,有效补充了光核反应数据库。利用超短脉冲γ源实现了~(115)In(γ, n)~(114m2)In等短寿命产物的在线测量,为超短寿命同质异能素研究及~(229m)Th核钟探索提供了新途径。在应用方面,提出了增强型正电子源收集传输系统,构建了基于Pb和ThO_2的超亮光核中子源,实现了材料中痕量核素检测,并验证了利用光核反应生产~(47)Sc、~(67)Cu等医用同位素的潜力,还探索了基于光核反应的~(229m)Th核钟生产方案。研究成果丰富了核数据库,拓展了激光核物理在各领域的应用,展望了CLAPAⅡ装置在该领域的进一步发展潜力。

    2025年05期 v.45;No.195 1040-1050页 [查看摘要][在线阅读][下载 1123K]
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  • 基于Geant4的叠层闪烁体探测器设计优化研究

    司书尧;陈俊良;周旺;龚伟;李连顺;刘延彰;周宇航;杨廷贵;

    本文利用Geant4对本团队设计的三层闪烁体探测器开展了进一步的优化研究,模拟了LaBr_3和阈值选取对探头识别混合场中β和γ粒子能力的影响,并根据模拟结果对探头设计进行了优化。结果显示,与第三层采用BaF_2的原设计相比,第三层采用LaBr_3可有效提高探测器的γ识别率,并且LaBr_3的发射峰与SiPM吸收峰更匹配。阈值的选取可显著影响本底计数和β粒子识别率,并且阈值的选取应与第一层闪烁体厚度相匹配以保证探测器对β粒子的有效识别。根据模拟结果,当阈值分别取15 keV、20 keV、25 keV、30 keV、40 keV和50 keV时,第一层闪烁体的最佳厚度应为0.2 mm、0.2 mm、0.3 mm、0.3 mm、0.4 mm、0.5 mm。最后结合最新研究结果和实际工艺等因素,给出了0.4 mm BC444+17.6 mm BC444+25 mm LaBr_3的新结构,且阈值设为40 keV,新探头对γ粒子的识别率和误甄别率分为44.18%和0.23%,对β粒子的识别率为97.97%,对β粒子的误甄别率极低,整体小于0.01%。

    2025年05期 v.45;No.195 1051-1059页 [查看摘要][在线阅读][下载 1398K]
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  • 《核科学与工程》征稿简则

    <正>《核科学与工程》是由中国科学技术协会主管,中国核学会主办的原子能技术类核心期刊,本刊已纳入中文科技期刊要目总览(2023版)、中国科技核心期刊、中国科学引文数据库(CSCD)来源期刊核心库,被多家国内外著名检索系统收录。自1981年创刊以来,始终秉承传播核领域最新成果、促进核科学与工程研究成果交流的办刊宗旨,服务核领域内专家和科研人员。期刊收录核科学技术与工程类具有创造性科研成果文章,主要栏目设置:核反应堆工程与物理、核聚变、核安全、核化学等核科学与工程相关栏目。欢迎专家学者投稿并请注意以下事项:1.欢迎关注本刊网站(http://nuclse.cbpt.cnki.net)或订阅本刊微信公众号(hkxygc)。2.请认真阅读本说明,并按照要求进行论文投稿和稿件进度查询。

    2025年05期 v.45;No.195 1062页 [查看摘要][在线阅读][下载 200K]
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