反应堆工程

  • MBIR反应堆水平实验通道用于中子俘获治疗的可行性评估

    克拉韦茨;克利诺夫;库拉琴科;贡恰鲁克;

    利用多用途快中子实验反应堆(MBIR反应堆)水平实验通道开展中子俘获治疗研究的可行性分析结果,并通过计算论证了引出特定性质中子束的准直器配置方案。该反应堆的特性,尤其是其硬谱和极高的束流强度,为这一前景的积极评估提供了依据。分析了MBIR第5水平实验通道在综合特性方面作为最适合进行中子俘获治疗通道的可行性。为评估中子俘获治疗的主要功能指标,计算中采用了最简单的轴对称准直器,其配置和材料组成基于计算经验确定。为评估MBIR第5水平实验通道中子束用于中子俘获治疗的可行性,对两项基本特性进行了分析:含有65×10~(-6 10)B的靶区(肿瘤软组织)剂量和含有18×10~(-6 10)B的健康组织剂量。上述性能沿组织深度的分布情况表明该束流配置有效。第5水平实验通道出口中子能谱的分布结果以及对健康组织和肿瘤中剂量特性的评估证明了该通道用于中子俘获治疗的技术可行性。

    2026年01期 v.46;No.197 1-7页 [查看摘要][在线阅读][下载 1084K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 基于流量分配的自然循环堆芯核设计特性分析

    沈季;魏婷;于悦海;陈志宏;

    以核设计软件包和最佳估算程序为工具,针对某一体化反应堆分别建立闭式并联多通道自然循环流量分配模型和堆芯核设计模型,将流量分配和堆芯核设计进行耦合计算。通过耦合计算结果与基于均匀流量分配的堆芯核设计结果进行对比,展开闭式并联多通道自然循环流量分配对堆芯核设计参数的影响分析。分析结果表明,自然循环流量分配会增大热组件功率和堆芯峰值因子。由于高功率组件分配的冷却剂流量也较高,在偏离泡核沸腾比(DNBR)分析中,采用均匀流量更保守。

    2026年01期 v.46;No.197 8-14页 [查看摘要][在线阅读][下载 1603K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • “华龙一号”堆型RIC测温效果水力学实验研究

    王阔;杨爱民;彭帆;卢冬华;苏前华;

    “华龙一号”堆型(HPR1000)RIC测温系统可用于测量堆芯出口温度,它从堆芯出口位置的燃料组件顶部向下插入到燃料组件仪表管的内部,处于仪表管内温度相对较低的旁流中,导致RIC最终的检测温度与堆芯出口实际温度存在一定偏差。由于理论计算和数值模拟存在一定的局限性,为了讨论RIC测量温度与堆芯出口温度之间的偏差,有必要开展相应的RIC测温系统测温效果实验。采用原型燃料组件、支撑柱及相关部件构建实验本体,通过加药系统经仪表棒底部锥头向仪表管内注入氯化钾(KCl)溶液,利用在仪表管出口和堆芯出口处阻流塞导向筒末端布置特制环形电导探针,该类探针可在中心插入金属棒的条件下使用,对上述两个位置的电导率进行测量,得到仪表管旁流占堆芯出口交混区域的流体份额,之后利用相关热工参数计算得到堆芯出口处的实际温度,进而体现该温度与RIC测量温度的偏差。

    2026年01期 v.46;No.197 15-21页 [查看摘要][在线阅读][下载 1085K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • Z形流道熔盐和翼形翅片S-CO2耦合的混合式换热器的热工水力特性研究

    林曼娇;陆道纲;曹琼;李臻;

    熔盐与超临界二氧化碳(S-CO_2)换热器是连接一二回路的关键设备,而熔盐的换热能力优于S-CO_2,因此,两侧需要的传热面积是不同的。Z形流道和翼型翅片流道耦合的印刷电路板式换热器(PCHE)可以匹配熔盐和S-CO_2的换热,而针对这种换热器的研究比较少。采用SST k-ω湍流模型对熔盐和S-CO_2的耦合换热进行数值模拟研究。首先,基于熔盐和S-CO_2的实验数据验证了数值模拟方法的精确性;其次,分析了熔盐和S-CO_2的耦合换热特性,发现在耦合换热的影响下,S-CO_2侧对应区域的换热强度会随之增强;分析了熔盐侧在不同工况下的沿程流动换热特性,随着Re增大,Nu增大,并且由于流道是Z形的,轴向摩擦阻力系数f显示出波动性变化;最后拟合了熔盐侧在3 000<Re<7 000下的Nu关于Re的经验关系式,拟合的关系式跟计算结果偏差在1.2%左右。

    2026年01期 v.46;No.197 22-29页 [查看摘要][在线阅读][下载 1327K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 大型钠冷快堆关键反应性敏感性研究

    梁继越;张东辉;乔鹏瑞;薛方元;张熙司;

    大型钠冷快堆具有复杂的反应性效应,在发生控制棒无法下落的各种瞬态事故时,反应性反馈对事故进程的影响至关重要。钠空泡效应、Doppler效应、各种膨胀效应等反应性效应是在反应堆物理和结构设计中相互平衡的结果,很难实现每种反应性效应都最优化。采用国际成熟的系统分析程序SAS4A为工具,以1 500 MW热功率的大型钠冷快堆为研究对象,开展了无保护失流事故过程中的关键反应性效应敏感性分析。分析结果表明,钠空泡反应性对冷却剂沸腾时间、燃料棒失效时间和第一功率峰值出现时间的延迟效应最为显著,而在无保护失流事故早期,轴向膨胀等负反馈效应对抑制事故快速恶化进而出现堆芯熔毁具有重要意义。研究结果有助于确定主要反应性效应对严重事故进程的影响类型和重要程度,从而为大型钠冷快堆的进一步优化设计和改进提供参考。

    2026年01期 v.46;No.197 30-38页 [查看摘要][在线阅读][下载 1298K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 基于快速非支配排序遗传算法的核电厂热工模型稳态参数智能优化研究

    王金培;林萌;李延凯;杨宗伟;赵锋;

    为解决工程人员在核电厂热工模型稳态参数优化过程中因知识差异和手动优化效率低下而导致的优化结果不理想及人力耗费的问题,提出一种基于快速非支配排序遗传算法(NSGA-Ⅱ)的核电厂热工模型稳态参数智能优化方案。通过以基于RELAP5建模的某四环路核蒸汽供应系统的热工模型稳态参数优化问题为例,验证了该方法的有效性。计算结果表明,在优化目标明确、优化参数及其范围设置合理的条件下,该方法能够实现参数优化过程的智能化,显著提高参数优化结果的精确性,并在多个优化目标之间实现有效的权衡。该方法有效克服了传统手动优化核电厂热工模型过程中效率低下的难题,实现了核电厂热工模型的智能参数优化。

    2026年01期 v.46;No.197 39-47页 [查看摘要][在线阅读][下载 1382K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 十字螺旋形弥散燃料中子物理特性研究

    陈超;马小雅;陈晨晨;

    十字螺旋形弥散燃料是一种自支撑燃料,这种燃料具有更大的表面积,可以增强换热,具有弥散形燃料的固有安全性。为了探究形状、螺距和燃料颗粒分布对中子物理计算的影响,使用蒙特卡罗程序(RMC)对十字螺旋形弥散燃料的中子物理特性进行了研究,并用反应性等效物理变换方法(RPT)方法对十字形燃料进行了等效建模和均匀化少群参数计算。分析结果表明,影响十字螺旋形弥散燃料中子物理特性的因素从大到小依次为形状、颗粒分布和螺距;十字螺旋形燃料在六角形栅元中的点接触数量更多、结构更稳定,这种燃料更合于六角形栅元的设计;可以使用RPT方法将燃料颗粒和部分基体在一定比例范围内打混,并用于截面均匀化计算,这种方法可以保证计算精度并提高计算效率。

    2026年01期 v.46;No.197 48-57页 [查看摘要][在线阅读][下载 1362K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 钠冷快堆缓发中子监测系统研制

    邱顺利;董进诚;葛孟团;肖伟;张海靓;刘海峰;李强;王超;李斌;袁传波;曾乐;裴煜;周宇琳;程辉;江重祥;

    基于示范快堆工程燃料破损监测需求,研制新型钠冷快堆缓发中子监测系统具有重要工程应用价值。该系统主要由涂硼正比计数管、前置放大器、信号处理机箱和测量机柜组成。涂硼正比计数管采用绝缘密封结构设计,通过三同轴矿物质铠装电缆确保弱电流脉冲信号的传输稳定性。前置放大器提高信号抗干扰能力,便于远距离传输。信号处理机箱集成信号放大、甄别成形、脉冲计数、报警显示和系统自检功能,插件式隔离设计提升系统可靠性。核性能试验验证表明,系统性能指标满足钠冷快堆燃料破损缓发中子监测要求。

    2026年01期 v.46;No.197 58-64页 [查看摘要][在线阅读][下载 921K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 基于深度强化学习的反应堆功率控制系统设计

    黄轲;蒋冠孚;楚晴;杨鹏程;李羿良;

    传统PID控制在应对反应堆大范围变工况时往往效果不佳,而智能控制作为新兴的控制方式,有望改善控制系统的性能,因此,本文旨在探讨反应堆功率智能控制是否存在优越性。以压水堆堆芯为对象,建立了反应堆功率强化学习控制系统。针对反应堆运行特性,设计了基于深度确定性策略梯度(DDPG)的堆芯功率强化学习控制策略和奖励函数。通过典型瞬态工况仿真验证,对比分析反应堆功率强化学习控制系统与PID控制系统的表现。研究结果表明,反应堆功率强化学习控制系统能够实现对堆芯功率的良好控制,在调节时间和超调量方面效果均优于PID控制系统。建立的反应堆功率强化学习控制系统能够用于堆芯功率调节。

    2026年01期 v.46;No.197 65-71页 [查看摘要][在线阅读][下载 902K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]

核电厂

  • 预测性维修体系在核电智能运维中应用研究

    薛杨;张永健;童蒙;司恒远;刘志云;李盛杰;

    核电设备是国家战略性基础装备,是核电厂安全运营管理的重要内容,预测性维修(PDM)作为一种先进的维修策略,在保障设备安全、提高运行效率、降低维护成本方面展现出显著优势。为了保证核电厂设备能够全面应用预测性维修技术,并在核电厂全范围应用,建设了一套核电设备预测性维修管理体系,包括实施流程、组织机构、文件体系、检测技术、经济收益评价、综合健康评价,并开发了软件系统平台,成功在宁德核电厂、阳江核电厂试点应用。试点应用情况表明,目前预测性维修的体系性运作存在不足,传统的定期维修存在普遍的过度维修的情况,预测性维修策略具有显著的经济效益和可靠性收益。

    2026年01期 v.46;No.197 72-81页 [查看摘要][在线阅读][下载 1063K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 不同隔间开孔方案下安全壳内的氢气输运特性

    刘鑫棪;张璐;刘丰;孙中宁;高力;边浩志;

    针对严重事故下氢气容易在连通性较差的卸压箱隔间内聚集的问题,采用数值模拟的方法,构建了组分通量冷凝模型和多组分气体输运模型,开展了不同隔间开孔方案下安全壳内氢气输运特性的研究。结果表明,换热器表面的冷凝会引起周围氢气的聚集,而安全壳隔间的连通模式也会改变氢气的输运行为。当采用稳压器隔间顶部开孔的偏心布置时,尽管改变了氢气的循环模式,并且防止了稳压器隔间连通口进入燃爆风险区,但并不能有效地稀释上部空间的高浓度氢气;当采用稳压器隔间与环廊连通处开孔的侧面布置时,能促进氢气在下部区域的搅混,削弱氢气在穹顶区域的聚集,使高浓度氢气在安全壳内的空间占比从21%降低至4.3%,同时也使稳压器隔间连通口位于燃爆风险区的时间从中心布置下的90 s降低至6 s。

    2026年01期 v.46;No.197 82-91页 [查看摘要][在线阅读][下载 1636K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 大型核电厂主变压器无冲击投运方式研究

    钱厚军;吴舜华;翟常营;王东博;张晓伟;黄贵鑫;

    大型核电厂主变压器投运通常采用全电压空载合闸方式进行,该方式会产生较大励磁涌流与和应涌流,对主变本身构成部件振松、绕组变形等潜在损伤,对相邻机组构成功率波动、机组振动、保护误动跳闸等潜在影响,对电网亦构成电压和潮流的波动。通过研究核电厂电气主接线结构、大修期间电气隔离特点,提出一种大型核电厂主变全新的投运方式,通过核电厂柴油发电机组对主变进行零起升压后经同期合闸投运,从原理上消除全电压空载合闸方式的弊端,提高核电机组运行的安全性和稳定性,并通过功率匹配计算、自励磁分析计算,确认此方案具有较高可行性。

    2026年01期 v.46;No.197 92-100页 [查看摘要][在线阅读][下载 888K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • DVI安注管线内空化现象数值模拟研究

    朱光昱;贾斌;乔雪冬;李聪新;高新力;王昆鹏;

    采用压力容器直接注入(DVI)技术的核电厂安注系统,一般在安注管线上设置文丘里管以控制安注流量。冷却水流经文丘里管时压力会发生变化,在其喉部位置可能发生空化现象从而造成设备磨损甚至影响安注系统正常运行。基于FLUENT软件,采用稳态雷诺平均纳维—斯托克斯(RANS)方法以及两相流模型计算安注管线上文丘里管内的空化流场,获得不同压力、不同水温和不同喉部几何条件下的触发空化流速。结果表明,触发空化流速随着环境压力升高而升高,随着冷却水温升高而降低,随着文丘里管喉部直径增加或喉部下游扩张角增加而降低。在DVI安注系统设计过程中可考虑增加喉部直径或喉部下游扩张角以降低管线内发生空化现象的风险。

    2026年01期 v.46;No.197 101-106页 [查看摘要][在线阅读][下载 1673K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 混合碱化剂在三门核电二回路系统应用分析

    聂雪超;苗丽;王顺达;侯涛;万钦;

    三门核电针对二回路原纯氨pH控制模式存在的问题开展了混合碱化剂(氨-ETA)应用研究,并于2023年3月在2号机组进行了试验运行,本文对试验期间产生的数据进行分析研究,在评估试验效果的同时,从ETA气液分配系数、ETA热稳定性、ETA消耗量、ETA分布规律等方面进行计算分析,为后续ETA添加优化提供理论支撑,对未来新建机组二回路氨-ETA的添加及控制具有一定借鉴意义。

    2026年01期 v.46;No.197 107-115页 [查看摘要][在线阅读][下载 919K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • EPR机组控制棒棒位异常波动原因分析及改进措施

    李广;刘义;吕龙华;何开兵;刘建军;

    EPR机组控制棒测量棒位存在异常波动现象,有可能导致棒位长期不可用,违反运行技术规范引起机组后撤。通过控制棒测量棒位工作原理和结构分析,结合电缆接头材质和接触电阻特性,确定棒位波动的根本原因为初级线圈接头的压接工艺存在缺陷,叠加振动和温度变化引起线圈电阻变化,并给出了解决棒位异常波动的短期和长期改进措施。

    2026年01期 v.46;No.197 116-122页 [查看摘要][在线阅读][下载 853K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 脉冲X射线能谱蒙特卡罗仿真计算与实验验证

    徐喆;刘伟达;严宇;彭炎;杨会敏;陈希强;吴凌峰;

    脉冲X射线机凭借其小型化、轻量化优势,在违禁品检测、医疗诊断及艺术品鉴定等领域展现出显著应用潜力。通过蒙特卡罗方法建立了脉冲X射线能谱仿真模型,模拟了脉冲X射线机中电子轰击钨靶的射线生成过程,计算了脉冲X射线中光子的能量分布,分析了其在304不锈钢中的输运特性,并通过实验对仿真结果进行了验证。结果表明:仿真与实验获得的脉冲X射线在304不锈钢中平均衰减系数分别为1.477 cm~(-1)和1.551 cm~(-1),相对误差为5%,验证了仿真模型的可靠性;能谱分析表明脉冲X射线机所产生X射线中低能光子占比显著高于传统X射线源,其310 kV激励下等效平均能量仅与211 kV常规X射线相当。该研究揭示了脉冲X射线能谱与传统X射线能谱的差异,为脉冲X射线机在无损检测领域的应用奠定基础。

    2026年01期 v.46;No.197 123-131页 [查看摘要][在线阅读][下载 1157K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • TMD技术在核电主泵振动治理中的应用

    刘学赓;陈星文;孙宗延;张成林;翟世轩;李盼;沈利源;

    核电主泵因轴系布置细长,且相对支撑刚度低的特点,其工作转速很容易接近设备的结构共振区,进而产生大幅度振动。鉴于主泵在核电厂的关键作用,对其振动控制显得尤为关键。通过将调谐质量阻尼器应用于主泵振动控制中,将主泵的低频振动速度最高降低了72%,满足了设计标准中滤波后振动速度不超过5 mm/s振动报警限值的要求。

    2026年01期 v.46;No.197 132-141页 [查看摘要][在线阅读][下载 2166K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 基于装错料事故分析的换料物理启动试验优化研究

    曹泓;施建锋;杨庆湘;

    核电厂换料循环启动期间,在低功率阶段需开展堆芯功率分布测量,以充分验证堆芯燃料装载的正确性,发现可能的燃料组件装错。针对典型压水堆核电厂,基于装错料事故分析,对低功率阶段功率分布测量功率平台开展优化研究,将验证堆芯燃料装载正确性的功率分布测量试验的功率水平从25%FP(满功率)提升至50%FP。分析表明,基于25%FP和50%FP的装错料事故分析结论一致,即堆芯功率分布测量试验的功率水平由25%FP提升至50%FP,不影响验证堆芯燃料装载正确性。优化方案满足现行国内外法规标准的要求。实行该项优化可节省换料物理启动试验时间,提高发电能力。

    2026年01期 v.46;No.197 142-147页 [查看摘要][在线阅读][下载 772K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]

核安全

  • 基于风险指引的设备安全重要性评估方法研究

    汪孝凡;高巍;颜珍;王文升;

    风险指引型设备分级(RISC)在核电厂设备原有确定论安全分级的基础上,结合概率安全分析(PSA)技术和风险指引理念,将设备划分为高安全重要和低安全重要,是对核电厂设备分级及相关管理要求的有效补充和完善。作为其中关键步骤,设备安全重要性评估通过PSA定量化计算设备重要度,是RISC分级的主要依据,因此,有必要对其开展方法研究。重点调研国内外风险指引型设备安全重要性评估方法,并在此基础上结合核电厂实际运行状态提出改进型方法;以M310机组为试点对象,开展方法应用与对比分析,研究结果表明,通过分析设备在各风险、各运行状态下的设备安全重要性,有效提高了设备安全重要性评估方法的全面性和结果的可靠性。

    2026年01期 v.46;No.197 148-156页 [查看摘要][在线阅读][下载 940K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 三维隔震核岛主蒸汽管道地震损伤评估与失效分析

    汤赣;许浩;孔德睿;刘文光;

    随着三维隔震技术在核电厂工程中的推广应用,核岛主蒸汽管道因多向位移耦合效应和竖向变形而面临的损伤风险显著增加。为评估管道系统的抗震性能,提出了一种基于塑性变形率与累积耗能耦合的多维损伤评价指标,并评估三维隔震核岛主蒸汽管道在多级地震载荷下的损伤。通过弯管数值模型分析了不同加载工况下管道内力和损伤特性,结果表明加入平面外扭转变形使弯管环向应变比仅平面内加载的提高1.13倍,且弯管的损伤指数显著提高。通过布鲁克海文国家实验室核岛(BNL)隔震模型时程分析结果表明,三维隔震下弯管的损伤指数较水平隔震增加了1.31倍,且在0.6g峰值加速度下普遍超过安全限值。与现有损伤指标相比,提出的损伤指标能够更加全面、准确地评估管道在多级地震载荷下的损伤状态。

    2026年01期 v.46;No.197 157-167页 [查看摘要][在线阅读][下载 1489K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 核电厂失磁事故分析和保护整定方案研究

    熊立昆;石贤佐;赵艳军;张兴振;

    本文分析了核电厂失磁事故的特点,并针对失磁保护和失步保护的配合问题,提出了优化整定方案。首先分析了失磁事故的3个阶段:失磁后到失步前、临界失步点和异步运行阶段,并通过Matlab仿真验证了不同失磁方式和发电机输出功率下的阻抗轨迹。接着,分析了核电机组失磁事故案例,并结合失步保护的特性,提出了失磁保护的整定方案,建议采用静态稳定圆并设置适当的延时,以确保核电厂厂用电系统的安全稳定运行。

    2026年01期 v.46;No.197 168-177页 [查看摘要][在线阅读][下载 1011K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 基于分层多粒度分类网络的核电分层故障诊断研究

    陈姜文;郭江;程东振;李思维;王巍;孙宪;

    核电厂的稳定运行依赖于其复杂机电系统的可靠性,而核电机组的故障诊断是保障这一稳定性的关键。传统的故障诊断通常关注于独立的设备或子系统,未能全面考虑整个机组中故障的相互关系。为了克服这一局限,开发了一种新型的核电机组故障诊断模型。该模型通过AP1000全范围模拟机模拟核电机组中关键系统部件的故障,创建了详尽的故障数据集。进一步地,研究基于EfficientNet框架,提出了一种创新的分层多粒度分类模型,用于实现核电故障的精确分层识别。经过广泛的工况测试验证,新模型在故障识别上的准确率超过了94.96%,证实了其在对核电机组的多系统和多部件故障进行有效分层分类方面的高效性和可靠性。

    2026年01期 v.46;No.197 178-186页 [查看摘要][在线阅读][下载 1135K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 核电厂人因可靠性数据库研究

    张佳佳;宫宇;钱鸿涛;肖军;依岩;

    人的因素对核电安全运行的重要作用受到业界广泛关注。核电厂事件报告、状态报告,以及日常模拟机培训记录等包含大量人因相关数据,是人因可靠性数据库的主要来源。对人因可靠性数据库的来源和用途进行了介绍,对美国、韩国等国家人因可靠性数据库采集实践进行了研究和对比,总结了国内人因可靠性数据库的采集情况,并针对后续国内人因可靠性数据的建立和应用给出建议。

    2026年01期 v.46;No.197 187-193页 [查看摘要][在线阅读][下载 810K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 安全系统误动作概率分析及应用

    王公展;尚宪和;费志松;高江波;刘欣平;

    为了保证核安全,核电厂的安全系统普遍采用失效安全设计。这有利于核安全,却也带来了误动作的风险。对安全系统的误动作概率,以往缺少精确的分析。从失效形式的排列组合入手,推导了多通道的安全系统误动作次数计算公式。最后根据实际的历史数据,计算了不同设计配置下的误动作概率。此结果可以作为运行决策的依据,例如是否可以采用在线维修的策略。

    2026年01期 v.46;No.197 194-201页 [查看摘要][在线阅读][下载 983K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]

核燃料循环

  • 一项地浸采铀抽注液系统的技术革新及其应用前景

    李建军;苏学斌;王海峰;赵海军;原渊;张兆光;陈伟山;李子沐;

    地浸采铀技术作为一种环境友好型铀矿开采方式,其抽注液系统的高效运行直接影响资源回收率和开采经济性。为解决目前常规的地浸采铀开式抽注液系统技术存在的氡气释放、泄压能耗损失等问题,开创性地提出了地浸采铀矿山先进闭式抽注液系统的技术路线及其成果,并以小型地浸采铀矿山为例分析其高效节能、降低成本、环境友好的应用优势,并对其应用前景进行预测,先进闭式抽注液系统更加适合我国地浸铀矿床的地质和分布特点,能够提升我国铀资源保障的技术实力。

    2026年01期 v.46;No.197 202-208页 [查看摘要][在线阅读][下载 791K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 等离子体炉处理中低放射性废物过程出料特性研究

    李磊;吴光升;陈勇;李箫波;

    近年来等离子体气化熔融技术作为一种新兴的放射性废物处理技术,逐渐应用于核电厂等核设施运行及退役废物的处理。等离子体熔融炉出料过程包含流体流动、传热、传质和复杂化学反应,需对出料特性进行探究,避免堵塞事故的发生。通过实验对等离子体熔融炉的出料特性进行了研究分析。结果表明,控制单次出料量在60~100 kg范围有助于促进出料过程;钼电极辅助加热促进出料后的玻璃体的抗压强度和浸出性能提升,使用钼电极升温能有效解决炉内堵料事故工况;废物源项纸衣应控制其在单次进料中的比例低于10%(质量分数)、树脂处理量应低于20 kg/h、相关结论可为后续等离子体热解气化熔融处理放射性废物技术工程化提供借鉴。

    2026年01期 v.46;No.197 209-216页 [查看摘要][在线阅读][下载 1075K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]

辐射防护

  • 不同释放条件对核素大气扩散特征影响研究

    郭瑞萍;岳峰;郜建伟;王瑞英;李雯婷;

    为分析不同释放条件下核电厂事故时放射性核素释放对环境造成的辐射影响,基于NACPADS软件模拟了不同事故源项和气象情景下的核素大气迁移扩散特征。情景设计时选择了设计基准事故源项和严重事故源项,并分析了不同风场气象条件情景下核素浓度和有效剂量的分布。结果表明:不同事故源项情景下核素~(131)I和~(137)Cs的近地面空气瞬时浓度最大值随时间呈波动变化;不同气象条件情景下CASE8和CASE9情景下最大值随时间无显著变化,CASE10情景下最大值变化波动明显,CASE2情景下最大值变化波动较大。不同气象条件下CASE10情景下核素~(131)I和~(137)Cs的近地面空气瞬时浓度最大值为最高,受气象场影响核素扩散区域分布存在显著差异。不同气象条件下释放后24 h的全身有效剂量分布差异显著,CASE8情景下主要分布在释放点的南方位、CASE9情景下主要分布在释放点的东南方位、CASE10和CASE2情景下则扩散范围较广,覆盖了整个计算区域。CASE2情景下全身有效剂量和甲状腺剂量的最大值为最高。该结果可为事故后果评价和应急防护行动决策提供技术参考。

    2026年01期 v.46;No.197 217-223页 [查看摘要][在线阅读][下载 947K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 基于MIKE21的近海核电厂液态流出物排放优化数值模拟研究

    左庆宁;胥密;林大超;郑平辉;白晓平;魏其铭;

    通过使用MIKE21水动力软件对我国某近海核电厂址排放的液态流出物开展了数值模拟研究,基于海域流场的数学建模,研究了液态流出物的稀释扩散规律,比较了不同排放方案下液态流出物的稀释扩散效果及公众辐射影响。结果表明,近海厂址的液态流出物不掺混排放至海域时,其排口处部分核素活度浓度无法满足海水水质标准,因此,需要将液态流出物同厂址的二次循环冷却水掺混后进行排放,在此基础上,采用间歇排放的方式时能够进一步优化液态流出物的稀释效果,降低其对公众的辐射剂量。基于本文的研究结果,推荐近海核电厂的液态流出物采用掺混间歇排放的方式。

    2026年01期 v.46;No.197 224-231页 [查看摘要][在线阅读][下载 1274K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 高性能橡胶基无卤阻燃伽马射线屏蔽复合材料研制及性能研究

    李玉龙;刘峰;刘夏杰;李利;

    为满足核电厂停堆检修期间辐射热点处伽马射线的屏蔽需求,采用混炼硫化工艺研制了一种以氢化丁腈橡胶(HNBR)为基体,微纳级重金属钨粉为功能填料的高性能屏蔽复合材料,重点研究了钨粉填充量、钨粉粒径对橡胶基屏蔽复合材料性能的影响;开展了阻燃性能研究,得到以微包覆红磷(P)为阻燃剂的无卤阻燃体系,高比重金属填料下屏蔽材料的阻燃性能达到V-0级。通过研制得到一种微纳级钨粉含量达到90.034%,抗拉强度达到7.5 MPa,断裂伸长率达到210%的无卤阻燃高性能屏蔽材料。综合考虑该高性能橡胶基屏蔽材料良好的屏蔽性能、阻燃性能、力学性能及环境友好性,其在核电厂控制区放射性管道防护具有较大的应用前景。

    2026年01期 v.46;No.197 232-242页 [查看摘要][在线阅读][下载 1596K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]

  • 《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。

    2026年01期 v.46;No.197 244页 [查看摘要][在线阅读][下载 1599K]
    [下载次数:0 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 下载本期数据