反应堆物理

• 超临界水冷混合堆快谱区组件物理——热工分析

  严勇;刘晓晶;程旭;

  提出了超临界水冷混合堆快谱区多层燃料组件设计方案。应用MCNP程序为该组件建立计算模型,并进行了相应的物理计算;同时运用子通道分析程序STAFAS对多层燃料组件子通道进行了初步的稳态热工分析。计算结果表明:超临界水冷混合堆快谱区多层燃料组件燃料转换比超过1.0,并且获得负的冷却剂空泡反应性系数;燃料包壳表面最高温度约为595℃,低于设计准则规定的上限值,同时组件各子通道出口冷却剂温度均匀性较好。通过对燃料棒径敏感性分析可知,较大棒径组件燃料转换比较大,但也会导致热通道包壳表面温度峰值升高。

  2009年03期 v.29;No.112 193-199+206页 [查看摘要][在线阅读][下载 277K]
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• 模拟退火算法搜索优化布料方案的机理及效率

  李倩倩;蒋校丰;王涛;张少泓;

  利用自行构造的已枚举所有布料方案并完成方案评价的压水堆布料优化基准问题,对应用较为普遍的以组件随机两两交换方式进行解域搜索的模拟退火算法进行了研究,揭示了算法的物理机理,并首次定量给出了算法的搜索效率。研究还表明,用组件"十"字平均k∞分布的约束来过滤非可行解十分有效,结合模拟退火算法使用可获得很高的搜索效率。

  2009年03期 v.29;No.112 200-206页 [查看摘要][在线阅读][下载 227K]
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• 一维特征线法中子输运程序开发及验证

  汤春桃;张少泓;

  为探讨两维/一维综合法堆芯分析方法,本文基于特征线法研制了一维中子输运程序——PEACH-1D。不同于通常的平源近似特征线方法,PEACH-1D可对子区的中子源项作线性近似;程序运用指数函数插值表和渐近源外推技术来加速计算过程。相关数值结果表明,PEACH-1D具有很高的计算精度和效率,线性源近似的特征线法具备处理较粗网格的能力,值得推广。

  2009年03期 v.29;No.112 207-211页 [查看摘要][在线阅读][下载 125K]
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• CENDL-3.1铜的检验和改进

  吴海成;张华;王文明;

  介绍了利用屏蔽基准实验OKTAVIAN以及核临界安全手册(ICSBEP)中的临界基准实验对CENDL-3.1铜的全套中子评价数据进行的宏观检验。在屏蔽基准检验中,除了中子和γ泄漏谱上发现了由非弹性散射截面造成的与实验测量结果的分歧,计算结果与实验符合相当好。在快中子谱临界基准检验中,装置HMF072、HMF073和PMF013的keff的计算结果高出实验值大约2%,严重偏离实验结果。针对HMF072装置的灵敏度分析显示,该分歧的产生主要是由于全截面在0.1~1.3 MeV能区的评价不当引起的。在对0.1~1.3 MeV的全截面进行修正后,临界检验的结果获得了明显改善。

  2009年03期 v.29;No.112 212-220页 [查看摘要][在线阅读][下载 264K]
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快堆

• 中国实验快堆主容器母材及其颈部支撑焊接件在高温钠及钠蒸气中的腐蚀

  许咏丽;张金权;李化青;张道德;

  在450℃钠和190℃钠蒸气中分别试验研究了中国实验快堆(CEFR)主容器316-316不锈钢焊接件及其颈部支撑316-5083钢焊接件与高温钠及钠蒸气的相容性特征。试验时间为3 000 h,钠中的氧含量及碳含量分别为<25μg/g和<14μg/g。试验后对腐蚀速率、微观腐蚀形貌、表面元素含量、力学性能进行了分析测试,结果表明,在本试验条件下,两种焊接件与高温钠及钠蒸气的相容性良好。

  2009年03期 v.29;No.112 221-227+238页 [查看摘要][在线阅读][下载 970K]
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• 中国实验快堆泵支承冷却系统温度场分析

  乔雪冬;杨红义;冯预恒;胡文军;

  中国实验快堆一回路泵支承套筒是承重设备,位于高温的热钠池中。为了限制套筒和套筒内部冷钠腔室的钠温度,维持主泵正常工作温度,设置钠泵支承冷却通道。利用计算流体动力学技术(CFD),对泵支承冷却系统进行三维模拟,通过对泵支承冷却系统冷却流道和支承结构的数值传热分析,得到了该系统的温度场分布情况,验证了泵支承冷却系统的冷却能力。

  2009年03期 v.29;No.112 228-231页 [查看摘要][在线阅读][下载 234K]
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• MOX燃料堆芯热工特性及设计限值研究

  刘一哲;喻宏;田和春;

  使用MOX燃料的快堆核电站以其线功率高、燃耗高、堆芯出口温度高等特点,对堆芯热工设计提出了新的问题。本文在对MOX燃料热工性能分析的基础上,给出了主要的热工设计限值,并以电功率870 MW电站为参考,初步分析了其堆芯热工特性和设计裕量。结果表明对于MOX燃料,较高的堆芯热工参数合理可行,且具有足够的裕量。

  2009年03期 v.29;No.112 232-238页 [查看摘要][在线阅读][下载 152K]
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反应堆工程

• CLAM钢TIG焊后的热处理工艺研究

  乔建生;黄依娜;万发荣;

  为了解决利用钨极氩弧(TIG)焊方法焊接的CLAM钢在焊缝区存在的强度、硬度增加而韧性减弱的问题,从回火温度、回火时间以及重复回火等方面研究了回火对焊缝区硬度的影响,得到了回火温度选择为760℃、回火时间选择为2 h和在760℃保温1 h回火,重复进行两次的两种最佳热处理工艺。

  2009年03期 v.29;No.112 239-246页 [查看摘要][在线阅读][下载 707K]
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• 矩形窄缝流道角部结构对流动和传热的影响

  徐建军;陈炳德;王小军;

  为了深入了解矩形窄缝通道角部结构对流动和传热的影响,文中采用CFD程序CFX10.0对矩形窄缝通道的流场和温度场进行了数值模拟。研究结果表明,采用削薄角部金属固体,并且在发热固体总量基本相同的条件下,直角型和圆角型结构下的内壁面温度分布与原型结构相差不大,可以反映原型结构中的传热特性。在雷诺数相同的条件下,角部圆角型结构和直角型结构下的二次流分布和摩擦压降基本相同,表明了完全可以采用圆角型结构来模拟原型结构。

  2009年03期 v.29;No.112 247-252页 [查看摘要][在线阅读][下载 384K]
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• 应用MELCOR对FPT1棒束失效过程的模拟分析

  陈耀东;

  应用MELCOR1.8.6程序对严重事故试验PHEBUS-FPT1进行了模拟分析。通过对棒束毁损过程中涉及的燃料棒过热、锆水反应、裂变产物释放和迁移、燃料熔融坍塌等现象和机理的建模计算,得到的结果和趋势与试验测量值进行了比较分析。分析结果表明:计算得到的棒束失效过程中发生重要事件与试验值较吻合;表征严重事故过程的重要现象——锆水反应所产生的氢气趋势,计算值与试验值比较一致;棒束栅元单一控制体划分,会使得计算得到的燃料峰值温度等表征严重事故来临时间晚于试验值;用CORSOR-M模型预测得到的大部分裂变产物核素释放总量要低于试验测量值,并且该模型较高的估计了氧化热对Xe、CsI、、Te等易挥发核素释放的影响。

  2009年03期 v.29;No.112 253-259页 [查看摘要][在线阅读][下载 718K]
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核聚变

• 中国实验包层模块材料研发进展

  黄群英;李春京;刘少军;严资林;高胜;吴庆生;李艳芬;宋勇;朱志强;柏云清;郭智慧;吴宜灿;FDS团队;

  聚变堆包层技术是聚变能实现应用的关键技术之一,而材料问题是包层技术的核心问题之一。本文在介绍了目前国际热核聚变实验堆ITER实验包层模块材料选择和中国实验包层模块概念设计中所选材料的性能特点的基础上,重点介绍了国内开展的相关材料研究进展,并阐述了下一步研究中应重点解决的问题。

  2009年03期 v.29;No.112 260-265页 [查看摘要][在线阅读][下载 146K]
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• ITER氚增殖实验包层设计研究进展

  刘松林;柏云清;陈红丽;李春京;黄群英;吴宜灿;FDS团队;

  国际热核实验反应堆(ITER)为人类开发聚变能提供重要的物理和工程技术实验平台,ITER氚增殖实验包层模块(TBM)技术是必须掌握的关键技术。参与ITER计划的成员国根据本国商用演示堆包层发展策略,分别提出了各自的实验包层概念,以便在ITER运行期间进行实验。本文对ITER-TBM目前已经开展和正在进行的主要设计研究工作进展进行总结,介绍了各方提出的设计方案、支撑设计的相关技术研究进展,以及合作实验窗口的分配现状。

  2009年03期 v.29;No.112 266-272页 [查看摘要][在线阅读][下载 454K]
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• 慢正电子束研究质子辐照CLAM钢产生的缺陷及其退火行为

  章征柏;叶邦角;翁惠民;彭蕾;刘建党;楼捷;FDS团队;

  为了研究中国低活化马氏体CLAM钢的辐照损伤机理,本文利用慢正电子技术研究了质子辐照CLAM钢时所产生的缺陷及其退火回复行为,发现辐照在材料中产生空位团数密度随质子注量增加而增多,而其尺度增大并不明显。辐照仅产生原子尺度的空位和空位团,400℃退火可以使缺陷很好地消除。此外分析了硅对CLAM钢辐照性能的影响,实验上没有观察到硅的添加抑制了质子辐照缺陷的产生。

  2009年03期 v.29;No.112 273-277页 [查看摘要][在线阅读][下载 128K]
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核燃料循环

• 地质环境中Am的化学行为研究进展

  章英杰;冯孝贵;梁俊福;陈靖;

  评述了近年来与高放废物深部地质处置有关的地质环境中Am化学的研究进展,讨论了Am在地下水中的存在价态、溶解度、配合反应(包括水解反应)、胶体的形成等对迁移的影响。提出了近期和长期应开展的若干研究课题。

  2009年03期 v.29;No.112 278-288页 [查看摘要][在线阅读][下载 358K]
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• 《核科学与工程》征稿简则

  2009年03期 v.29;No.112 290页 [查看摘要][在线阅读][下载 285K]
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