• 核和辐射恐怖事件后果的防护及其防范

    潘自强,陈竹舟,叶长青

    简述了国内外反核和辐射恐怖事件的现状,讨论了核和辐射恐怖事件的情景和防护、危机管理和后果管理的主要问题。分析了需要研究的主要问题。提出了加强反核和辐射恐怖事件的建议,其中主要是:建立防范核与辐射恐怖事件的法制基础;开展核设施和辐射装置的威胁评价;加强放射源的安全与保安;加强核材料和核设施保安;建立防范核与辐射恐怖事件的应急准备和响应体系,以及加强核与辐射应急管理的研究开发工作。

    2005年01期 1-13页 [查看摘要][在线阅读][下载 276k]
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  • 反应堆物理实验中的源倍增法研究

    史永谦,朱庆福,夏普,李义国

    给出了反应堆物理实验中临界测量和次临界度测量通常所采用的源倍增方法研究。首先从有源的扩散理论出发,导出了与以前不同的源倍增方法的公式。源倍增方法测量的参数实际是次临界系统在外源作用下的有源次临界中子倍增因子ks,而不是在这之前的中子有效倍增因子keff,然后研究了实验装置的临界质量,研究了ks与外源位置和能谱的关系,证明了导出的源倍增方法的理论是正确的。该方法可像过去那样用于反应堆物理实验中的临界外推测量,但不能用于次临界度测量。解决了长期困扰人们有关源倍增方法测量的参数问题。最后讨论了ks和keff的差别和关系以及对临界外推测量和核临界安全的影响。

    2005年01期 14-19+13页 [查看摘要][在线阅读][下载 179k]
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  • 一个求解点堆中子动力学方程组的数值积分方法

    陈昌友

    在求解点堆中子动力学方程组中,对中子密度N(t)使用分段全隐式一阶泰劳多项式近似技术,给出一个求解的数值积分方法。用FORTRAN语言在COMPAQ机上计算实例的数值结果表明:对给定的反应性输入,此方法能够取得较高精确度的数值结果,计算过程简洁且计算速度快,可适宜于反应堆中子动力学控制的设计分析和仿真计算。

    2005年01期 20-23+29页 [查看摘要][在线阅读][下载 137k]
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  • 基于蒙特卡罗方法的三维燃耗计算研究

    薛小刚,周培德,柯国土,赵守智,杨勇

    采用通过编写连接MCNP程序和ORIGEN2程序的接口处理程序的方法进行快中子系统的燃耗计算。由MCNP、ORIGEN2、接口处理程序和截面文件组成的软件系统可用于燃料或堆芯非均匀布置快中子系统的燃料同位素成分和燃耗反应性损失计算,在燃耗反应性损失计算中采用了伪裂变产物的方法。介绍程序系统的研制情况,并给出用该软件系统计算中国实验快堆首炉堆芯和OECD/NEAMOX燃料快堆基准题的燃耗计算结果。

    2005年01期 24-29页 [查看摘要][在线阅读][下载 130k]
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  • CREAM追溯法及其在根原因分析中的应用

    王遥,沈祖培,高佳

    认知可靠性和失误分析方法(CREAM)是第二代人因可靠性分析方法中的代表方法之一,它具有追溯和预测的双向分析功能。介绍了CREAM追溯分析方法的基本思想,给出了追溯分析的实现框架和具体步骤。应用CREAM追溯法对三哩岛事故进程中的重要人因失误事件进行了根原因追溯分析,结果表明根原因是和电站的情景环境有关的,是迫使人因失误发生的因素,也说明了CREAM追溯分析方法的实用性和有效性。

    2005年01期 30-34页 [查看摘要][在线阅读][下载 118k]
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  • 基于概率因果模型与遗传算法的船舶核动力装置故障诊断的新方法

    施小成,孙凤,谢春玲,钟山

    介绍一种将概率因果模型和遗传算法相结合的核动力装置二回路凝给水系统的故障诊断方法,它将概率因果模型的似然函数作为遗传算法的适应函数,从而将复杂系统的故障诊断转化为最优问题。仿真结果表明,该方法能够适应诊断过程中出现的不确定性,并实现多故障诊断,具有较高的诊断可靠性和实用性。

    2005年01期 35-38页 [查看摘要][在线阅读][下载 85k]
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  • 300MW燃料组件设计改进的回顾与展望

    陈瑜,景益

    简述了国产300 MW燃料组件的设计发展过程,描述了300 MW燃料组件FA300 1至FA300 4的设计特点,回顾了自开展秦山一期的首炉燃料组件设计以后,为提高燃料组件的安全性能而开展的持续的设计改进工作,提出了300 MW燃料组件将来的设计改进方向和目的。

    2005年01期 39-44页 [查看摘要][在线阅读][下载 131k]
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  • 向上倾斜管内气-水两相流流型转变分析

    曹夏昕,阎昌琪,孙立成

    对管径15 mm,管长6 m的有机玻璃管,在两种不同的向上倾斜角度(15°、30°)下,同向通过的气水两相流流型转变进行了分析,列出相应的转变准则关系式。结果显示,弹状流向泡状流转变界限的实验值与计算符合较好,间歇流向环状流的转变界限在低液体流速下符合较好。

    2005年01期 45-49页 [查看摘要][在线阅读][下载 131k]
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  • 底部封闭矩形通道临界热流密度的理论研究

    王迅,渠颖

    分析研究了在底部封闭矩形通道内逆流汽液两相流条件下的临界热流密度的发生机理。研究表明,临界热流密度与流入矩形通道内的最大下降液体流量相对应,并且临界热流密度可通过求解动量方程、包络线和能量方程得到。通过与日本数土幸夫建立的模型、经验关联式和实验数据比较,该模型可在精度±30 %范围内预测底部封闭矩形通道条件下的临界热流密度。

    2005年01期 50-54页 [查看摘要][在线阅读][下载 123k]
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  • 体热源沸腾池的建模及其验证

    石晓波,罗锐,王洲

    在事故保护系统和自动停堆系统失效的假设下,快堆中一大类事故可能会发展到熔融池和沸腾池阶段,此阶段的特征是:液态钢和液态燃料为池内主要成分,以燃料的裂变热为体热源,整个池子被附着在冷壁面上的UO2固化壳包裹,当其中钢的温度超过沸点时,便开始沸腾。建立了一个半经验模型来描述体热源沸腾池的行为。模型中,用漂移速度模型来预测空泡份额分布,用修正后的Greene关系式计算平均传热系数并在此基础上根据实验结果确定局部传热系数,用焓方法求解包裹沸腾池的固化壳的温度场及厚度。对SCARABEE BF2实验(单组分UO2沸腾池)及BE+2(UO2 钢混合沸腾池)进行了模拟计算,计算结果与实验结果基本吻合。

    2005年01期 55-60页 [查看摘要][在线阅读][下载 145k]
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  • 稳态自然循环特性计算分析

    王飞,聂常华,黄彦平

    在高温高压立式回路实验研究的基础上,利用RETRAN02 程序进行了稳态自然循环特性的验证性计算,计算结果与实验数据符合较好;利用该计算模型对某些参数作了敏感性研究,拓展了实验研究内容,加深了对系统自然循环特性的认识。

    2005年01期 61-65页 [查看摘要][在线阅读][下载 96k]
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  • 核电企业星级管理绩效评价体系的探索

    王森

    从核电企业安全文化的角度,将其内涵按目标管理、安全管理、质量管理、场所管理、成本控制、授权管理、团队协作、信息沟通、持续改进等九个方面进行划分,每个方面按呈现的特征分成五个“星级”,形成对管理过程进行定性和定量星级管理绩效评价体系,将企业现实的情况与之对照,找出差距,以持续改进,提升企业管理水平。该体系除具有评价功能外,还有对管理者实施具体的管理行为给出工作方向、方法、工作水平和能力提升的步骤的指导功能,同时也是对公司管理层、员工的执行力的一个衡量评价体系。

    2005年01期 66-71页 [查看摘要][在线阅读][下载 121k]
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  • 用于放射性核素测量的固相萃取片技术

    郭景儒

    用于放射性核素测量的固相萃取片技术是最近几年开发的新技术,它的原理是在聚四氟乙烯纤维制成的薄片中嵌入特效的萃取剂,在片上完成对核素的浓集、纯化及测量源的制备。它比传统的放射化学分析法更简便快速。片子有良好的动力学特性,溶液能够在较高流速(50 ml/min)下通过片子,这使得此技术更适用于大体积水样品的分析。介绍了用一个1 L水样,应用固相萃取片可以在0 5 h内完成活度测量源的制备过程。经过仔细地检验,表明这个技术可以取代传统的放化分析方法,应用于环境监测之中。这个技术的普遍应用会节省大量的分析样品费用。

    2005年01期 72-75页 [查看摘要][在线阅读][下载 89k]
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  • 聚变发电反应堆概念设计研究

    吴宜灿,汪卫华,刘松林,李静惊,王红艳,陈红丽,陈明亮,张士杰,黄群英,黄德所,郑善良,曾勤,胡丽琴,柏云清,章毛连,李艳芬,李春京,冯岩,宋勇,龙鹏成,FDS课题组

    在广泛分析聚变能相关领域研究发展状况和国际热核聚变实验堆(ITER)物理与技术基础上,提出了一个考虑了技术可行性的聚变发电反应堆概念(称之为FDS Ⅱ)。这个概念具有ITER参数适量外推的等离子体物理与技术水平的聚变堆芯和具有发展潜力的液态锂铅氚增殖包层,在对这个概念进行中子学、热工水力学、力学、安全与环境影响和经济学等一系列计算分析的基础上,给出了初步的概念设计和进一步设计优化的共性原则。

    2005年01期 76-85+38页 [查看摘要][在线阅读][下载 845k]
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  • 聚变发电反应堆双冷液态锂铅包层氚增殖中子学分析研究

    李静惊,曾勤,吴宜灿

    针对聚变发电反应堆(FDS Ⅱ)双冷液态锂铅(DLL)包层进行了中子学设计与分析,设计主要的原则是满足聚变堆的氚自持,并在此基础上,分析计算DLL包层核热分布。中子学一维优化分析使用的程序是自主开发的多功能中子输运/燃耗/优化程序VisualBUS1.0以及相应的数据库HENDL1.0/MG。基于二维模型进行校核计算所使用的程序为MCNP4C,相应的数据库为FENDL 2/MC。

    2005年01期 86-90+49页 [查看摘要][在线阅读][下载 296k]
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  • 聚变发电反应堆双冷液态锂铅包层模块结构设计与分析

    刘松林,汪卫华,龙鹏程,吴宜灿

    给出聚变发电反应堆FDS Ⅱ模块式液态锂铅包层(DLL)结构方案,以低活化马氏体(RAFM)钢为结构材料,采用液态金属LiPb作为增殖材料和冷却剂,使用碳化硅流道插件作为电绝缘和热绝缘。包层的设计特点体现在:从增殖区、冷却剂流道、屏蔽包层、母管、机械连接、维修装配等几个方面全局考虑包层设计,结构布置完整;独有的“”形隔板设计使氦气冷却回路容易实现,增殖流道简单,可简化制造工艺,提高可靠性。同其他液态锂铅包层相比,DLL包层在冷却剂系统、制造、装配上可成就较高的可行性。

    2005年01期 91-96页 [查看摘要][在线阅读][下载 353k]
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  • 中国核学会2005年活动计划表

    孙建华

    2005年01期 97-100页 [查看摘要][在线阅读][下载 66k]
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