特别约稿

• 对“实际消除核电厂大量放射性物质释放”的技术见解

  林诚格;史国宝;陈耀东;陈培培;刘伟;孙光弟;沈文权;刘志弢;詹文辉;梅其良;陈松;孙大威;苏夏;杨亚军;李林森;廖敏;崔蕾;邢勉;

  本文研究了《核电安全规划》中"实际消除大量放射性物质释放的可能性"安全目标的技术内涵和落实措施。建议将放射性释放量超过5×1014Bq的131I当量的放射性释放定为"大量放射性释放",同时从确定论和概率论目标要求两方面提出了"实际消除大量放射性物质释放的可能性"的对应要求,其中概率安全目标中的大量放射性物质释放频率不超过1×10-7/堆·年。为此,需要采取措施,在设计上实际排除能产生大量放射性释放的事故序列;在严重事故条件下尽量恢复堆芯冷却,并保持反应堆压力容器和安全壳的完整性,以及乏燃料池的冷却能力;扩展事故管理导则,提高事故缓解和控制能力。最终在技术上实现实际消除大量放射性物质释放后,无需场区外紧急撤离措施。

  2013年04期 v.33;No.129 337-345页 [查看摘要][在线阅读][下载 346K]
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反应堆物理

• 采用栅元重组CMFD加速技术的六边形几何模块化特征线方法及程序验证

  韩宇;蒋校丰;

  针对六角形几何堆芯中子输运问题,研究了特征线法(MOC)求解算法。除了将在方形几何领域获得成功应用的组件模块化特征线产生方法等技术推广应用于六角形几何外,还针对六角形几何的特殊性,提出了基于"栅元重组"技术的粗网有限差分(CMFD)加速方法。针对迷你堆芯问题的验证计算表明,基于本方法研制的程序可获得满意的计算精度和良好的加速效果。

  2013年04期 v.33;No.129 346-353页 [查看摘要][在线阅读][下载 1010K]
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• 非能动核电厂燃耗信任制方法研究及其应用

  洪谦;杨庆湘;杨波;

  在临界安全分析中采用燃耗信任制是实现核电厂乏燃料组件密集化贮存的基础之一。本文针对非能动先进压水堆核电厂研究了燃耗信任制的分析方法,建立了完整的计算体系,并在此基础上针对先进压水堆核电厂燃料组件的设计特征以及机械补偿(MSHIM)运行策略等特点,分析其轴向燃耗和温度分布以及组件径向富集度分布等关键参数对临界安全分析的影响,相关研究结果对乏燃料密集化贮存设计的工程应用具有实际的借鉴意义。

  2013年04期 v.33;No.129 354-361页 [查看摘要][在线阅读][下载 1073K]
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• MCNP温度相关热中子散射数据库研制

  梅龙伟;蔡翔舟;蒋大真;陈金根;郭威;

  基于ENDF/B-Ⅶ中子库,完成了针对熔盐堆的慢化剂热中子散射库thermal库的制作。温度点选取为熔盐堆特征温度。针对加工的ACE格式热中子散射库进行了热散射截面分析,并通过了基准题的积分检验,同时还与MCNP自带热中子散射库tmccs做了对比,偏差在合理范围内,证明得到的热散射库可以用作熔盐堆设计。

  2013年04期 v.33;No.129 362-367+403页 [查看摘要][在线阅读][下载 831K]
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• 基于蒙特卡罗-离散纵标双向耦合方法的三维程序开发

  韩静茹;陈义学;袁龙军;

  蒙特卡罗方法(MC)和离散纵标方法(SN)是辐射屏蔽设计常用的两种计算方法。蒙特卡罗方法可以精确描述复杂模型,但对于深穿透问题计算耗时;离散纵标方法计算速度较快,但在几何描述方面存在限制,多维计算还存在射线效应。单一的MC或SN方法在大型复杂核装置屏蔽计算中都存在一定限制。为了有效解决大型复杂核设施屏蔽计算问题,本文研究了蒙特卡罗-离散纵标双向耦合方法,通过自主开发的接口程序实现MC粒子概率分布与SN角通量密度之间的相互转换,实现蒙特卡罗和离散纵标方法的耦合计算,充分发挥两种方法的优势。本文进行了直角坐标系和圆柱坐标系下的测试验证,耦合程序计算结果与MCNP、TORT结果吻合良好,初步证明了蒙特卡罗-离散纵标双向耦合程序的正确性。

  2013年04期 v.33;No.129 368-373+391页 [查看摘要][在线阅读][下载 382K]
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快堆

• 含镎嬗变组件的结构设计

  徐宝玉;谢光善;

  为掌握长寿命核素在快堆中嬗变的基本规律,为建立我国"分离—嬗变"先进燃料循环技术奠定基础,拟以中国实验快堆(CEFR)为实验平台,开展嬗变技术的初步研究。本文详细说明了含镎嬗变组件的设计原则和具体结构,并对设计分析和设计验证环节做了简要介绍。含镎嬗变组件的设计能够满足辐照试验的要求。目前该组件的堆外水力试验正在进行当中,加工制造已接近尾声。

  2013年04期 v.33;No.129 374-377+383页 [查看摘要][在线阅读][下载 418K]
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• 中国实验快堆运维一体化信息平台

  王雪飞;吴纯良;申凤阳;

  本文介绍了中国实验快堆运维一体化平台的构建思路和技术方案,通过MIS、SIS和EAM等功能模块的有机结合,达到运行核心业务的有效整合,实现中国实验快堆运行管理的规范化、标准化,并为运行数据的有效利用和开发奠定坚实基础。

  2013年04期 v.33;No.129 378-383页 [查看摘要][在线阅读][下载 1057K]
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反应堆工程

• 蒸汽发生器稳态运行特性的数值模拟研究

  陈佳跃;张小英;

  基于四方程漂移流模型,采用一维分布参数方法对U型管蒸汽发生器的一次侧、二次侧、传热管和蒸汽室进行模拟。采用基于交错网格的一阶迎风差分格式对模型方程进行离散化,通过交叉计算热工-水力过程来迭代求解稳态运行特性,并编制了基于MATLAB语言的仿真程序。利用此程序对秦山核蒸汽发生器的稳态运行工况下的热工水力过程进行计算,将结果与RELAP5程序的计算结果进行比较,并分析了100%、75%、50%、30%、15%负荷下的蒸汽发生器的运行特性。

  2013年04期 v.33;No.129 384-391页 [查看摘要][在线阅读][下载 424K]
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• 10MW高温堆乏燃料贮存自然通风余热排出数值计算与分析

  王金华;黄一凡;吴彬;

  10MW高温气冷堆的乏燃料贮存在具有屏蔽功能的乏燃料贮罐内,乏燃料贮罐置于乏燃料贮存库内的水泥屏蔽套内,贮罐采用干式贮存方式,通过通风冷却排出乏燃料的余热,本文通过详细的分析,并采用有限元分析程序ANSYS对温度场进行数值计算,验证乏燃料贮罐余热排出的安全性,以保证乏燃料及贮罐的最高温度低于安全限值。本文通过计算表明,贮罐内球床中心温度最高,沿径向逐渐衰减,贮罐罐体内的温度分布比较均匀,温差不大,混凝土屏蔽套内的温度沿径向向外逐渐减小,内外壁温差较大。计算表明采用自然通风的方式排出乏燃料的余热从技术上和安全性上均是可行的,在自然通风工况下,乏燃料元件和贮罐的最高温度均满足安全要求,这为高温堆乏燃料元件余热排出方式的选择提供了理论依据。

  2013年04期 v.33;No.129 392-397+408页 [查看摘要][在线阅读][下载 769K]
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• 屏蔽式电动泵内部流场的分析与可视化

  成德;薛亚波;沈洪;姚振强;吕向平;李藏雪;

  屏蔽式电动泵主要是由屏蔽电机部分和泵部分组成。其中屏蔽电机内部是由水循环冷却润滑的。电机转子尺寸大,转速偏高,内部流道复杂。本文使用Fluent软件计算电机内部关键部分的流场分布情况,后期使用Ensight流场后处理软件,对计算出的流场的数据进行可视化处理。了解电机内关键部位流场的速度压力分布规律,并形象展示中部叶轮的增压效果,流场的速度梯度等规律。

  2013年04期 v.33;No.129 398-403页 [查看摘要][在线阅读][下载 2240K]
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• AP1000核电厂硼排放量计算和排放适应性分析

  刘昱;刘佩;姚兵;

  本文概述了硼的本底水平和硼化物对动植物的危害,并简要介绍了国内外饮用水标准和污水排放标准中对于硼的要求,分析了AP1000核电厂硼排放量的计算方法并根据该方法计算得到了核电厂硼排放量,最后比照最严格的硼排放要求对核电厂硼排放进行了分析。经分析表明只需限制一回路流出液的排放流量小于1.41m3/h,即可使得AP1000核电厂的硼排放基本满足目前最严格的要求。

  2013年04期 v.33;No.129 404-408页 [查看摘要][在线阅读][下载 123K]
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核聚变

• 液态铅铋实验回路KYLIN-Ⅱ热平衡理论分析研究

  王苏豪;黄善清;高胜;姜志忠;黄群英;FDS团队;

  铅铋合金共晶体(PbBi)是加速器驱动次临界系统(ADS)的重要靶材料和冷却剂候选材料,也是先进快中子堆的重要冷却剂材料,液态铅铋实验回路是开展液态铅铋重金属研究的必备实验平台。本文介绍了FDS团队正在设计建造的KYLIN-Ⅱ铅铋液态金属材料实验回路的整体结构及关键部件,对三种运行工况下主回路的热收支情况进行了计算与分析。计算表明,在这三种工况范围内,整个回路的热收入与热支出平衡,关键部件的设计能够满足回路的加热与冷却需求,可以保证回路的稳定运行。

  2013年04期 v.33;No.129 409-413+428页 [查看摘要][在线阅读][下载 190K]
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• 铋含量对铅铋合金黏度的影响

  徐敬尧;王龙;刘少军;徐刚;黄群英;FDS团队;

  本文对Pb44.5Bi55.5(LBE),Pb60Bi40,Pb70Bi30及Pb80Bi20合金和纯Pb在液相线以上一定温度范围内进行了黏度性质研究,结果显示,随温度升高五种熔体的黏度都呈现减小趋势。LBE,Pb60Bi40,Pb70Bi30和Pb80Bi20四种熔体在测试温度范围内黏度值都有突变,纯Pb黏度值在测试温度范围内没有明显变化,黏度的突变表明了熔体微观结构的转变。在623~923K温度范围内,Pb60Bi40黏度值明显高于其他比例的铅铋合金,温度在1 023K以上时,相同温度下的铅铋合金黏度随铋含量的减小而增加。实验结果为先进核反应堆用亚共晶铅铋合金的成分选择提供了一定数据支持。

  2013年04期 v.33;No.129 414-418页 [查看摘要][在线阅读][下载 338K]
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核技术应用

• 基于故障树方法的核电厂数字化反应堆功率控制系统可靠性分析

  周世梁;刘玉燕;杜文;

  运用故障树方法对某核电厂反应堆功率控制系统的可靠性进行了评价计算,包括不确定性分析以及敏感性分析。定义了"失去调节"和"失去调节"顶事件,分别建立了对应的故障树,分析各类硬件和软件对系统安全性的影响程度,指出在"失去调节"事件中,软件共模故障、驱动机构、传感器以及操作员操作敏感度比较高,对系统可靠性影响较大。在"失去有效控制"事件中,软件共模故障和操作员操作的敏感度比较高,对系统可靠性影响较大。

  2013年04期 v.33;No.129 419-428页 [查看摘要][在线阅读][下载 624K]
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• 多点源核料位测量方法及其精度修正

  程晓龙;赵修良;周剑良;贺三军;刘丽艳;杨志远;

  文章的主要目的是研究一种更好的多点源核料位计源项分布的计算方法。本文采用估算加修正的方法,首先建立一计算模型,根据线源的设计理论归纳出一个多点源核料位计源项分布的计算式,然后用源强补偿法和残差分析法进行非线性修正,最后将计算结果与传统的等效点源法进行对比。结果表明,新方法不仅计算简便,且得出的各项参数均优于传统方法。经过对比最终明确了估算加残差分析法是最佳的计算方法。

  2013年04期 v.33;No.129 429-437页 [查看摘要][在线阅读][下载 489K]
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辐射防护

• 人体MCNP重复结构辐射计算模型可视化方法

  赵凯;王文;范言昌;程梦云;龙鹏程;胡丽琴;吴宜灿;FDS团队;

  人体体素模型包含体素数目巨大,在应用MCNP(Monte Carlo N-Particle Transport Code)进行剂量计算中通常采用重复结构形式,但是却存在几何正确性校验困难等问题。本文研究一种快速和准确的人体辐射计算模型可视化方法。该方法通过MCNP输入文件中的栅元描述获取相同材料的体素信息,对其赋予三维坐标值并深度合并。在保持几何形状不变的前提下,成功构建器官模型,实现了对其进行三维显示与交互。测试结果验证了该方法对于人体重复结构计算模型几何校验的正确性与高效性。

  2013年04期 v.33;No.129 438-442+448页 [查看摘要][在线阅读][下载 1341K]
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核化学

• 核动力装置净化核级离子交换树脂选型研究

  王琳;付霄华;谢杨;陈童;

  净化用核级离子交换树脂在船用核动力装置一回路水化学中具有重要作用。目前的工程实践中缺乏系统全面的导则来指导其应用。本文基于EJ/T 734和火电厂的树脂相关标准的技术要求,综合考虑净化核级离子交换树脂使用的环境因素,开展了树脂的选型研究,并提出了净化核级离子交换树脂新的性能指标要求、性能试验的方法及其评价准则。

  2013年04期 v.33;No.129 443-448页 [查看摘要][在线阅读][下载 505K]
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• 《核科学与工程》第33卷2013年总目次

  <正>~~

  2013年04期 v.33;No.129 449-455页 [查看摘要][在线阅读][下载 124K]
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• 《核科学与工程》征稿简则

  <正>1)欢迎关注本刊网站,网址:http://nuclse.cbpt.cnki.net。1)请认真阅读相关说明,并按照要求进行投稿和查询。3)"论文模板"、"版权协议模板"、"论文审查证明模板"请在我刊首页下载。4)投稿同时,请先后上传2份文件:①投稿全文;②单位盖章的论文保密审查证明扫描件(pdf格式),并将原件寄给编辑部。5)投稿同时,请提供一份所有作者签名的版权协议,

  2013年04期 v.33;No.129 457页 [查看摘要][在线阅读][下载 270K]
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