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    1. 核数据评价与中国评价核数据库CENDL
    葛智刚, 续瑞瑞, 刘萍
    原子能科学技术    DOI: 10.7538/yzk.2022.youxian.0221
    录用日期: 2022-06-15

    2. 核电厂设计上实现实际消除论证方法研究
    邢继, 魏玮, 刘静, 喻新利
    原子能科学技术    DOI: 10.7538/yzk.2021.youxian.0744
    录用日期: 2022-02-05

    3. 福岛核事故后核安全改进行动及安全要求研究
    柴国旱, 杨志义, 肖军, 王岳巍, 丁超, 种毅敏
    原子能科学技术    2022, 56 (3): 399-409.   DOI: 10.7538/yzk.2022.youxian.0053
    摘要263)      PDF (2573KB)(332)    收藏
    2011年“3·11”日本福岛第一核电厂严重核事故给世界核工业界造成了巨大影响。本文总结了从福岛核事故中汲取的教训,介绍了主要核电国家,如美国、日本、法国以及中国在福岛核事故后十年来实施的一系列核安全改进行动和核安全法规标准修订。阐述了核安全要求和核安全理念在中国的实施现状及实践,包括实际消除早期或大量放射性释放、事故工况划分、纵深防御概念、移动设施配置等,对后续核安全发展方向进行探讨并提出建议。
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    4. CMOS器件单粒子效应电路级建模与仿真
    丁李利, 王坦, 张凤祁, 杨国庆, 陈伟
    原子能科学技术    2021, 55 (12): 2113-2120.   DOI: 10.7538/yzk.2021.youxian.0551
    摘要658)      PDF (6022KB)(488)    收藏
    单粒子效应电路级建模与仿真是近年来的热点问题。为实现更高的准确度和更精细的机制分析,研究了单粒子瞬态受重离子入射位置的影响并解析建模,基于纳米尺度测试芯片的辐照试验结果验证了仿真方法的准确性。以此为基础开发了瞬时辐射效应仿真软件TREES,其输入文件为GDSII格式的版图,软件中通过解析版图提取所有有源区的形状、尺寸信息。软件还包括其他用户自定义选项,包括重离子LET值、待分析区域、激励设置等。输出文件包括对应单次入射的波性文件、单粒子效应敏感区热点图、单粒子效应截面数据等。软件第1版实现了与商用设计流程相集成,可作为Cadence工具栏中的嵌入式软件。软件第2版为不依赖于上下游商业软件的独立软件。本工作可用于评价单元电路或中小规模单粒子效应敏感性,对于熟悉电路级仿真的设计人员,可用于在设计阶段快速评价集成电路的抗辐射加固性能。
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    5. 2024铝合金冷轧板材的中子衍射织构表征与力学性能分析
    侯宇晗, 白若玉, 朱桂杰, 刘晓龙, 李玉庆, 田庚方, 余周香, 刘蕴韬, 李眉娟, 孙凯, 陈东风
    原子能科学技术    2021, 55 (10): 1729-1737.   DOI: 10.7538/yzk.2021.youxian.0291
    摘要881)      PDF (7170KB)(669)    收藏
    2024铝合金是Al-Cu-Mg系铝合金的代表材料,在航空航天领域有重要应用,其力学性能受到晶粒择优取向(织构)的影响。本研究利用中子衍射与电子背散射(EBSD)技术表征了不同冷轧变形量下2024铝合金板材的晶粒形貌与取向分布,基于拉伸实验进行了特征力学性能测试,研究了织构与力学性能的关联性。拉伸试验结果表明板材沿轧向方向屈服强度最优,沿与轧向呈45°方向延伸率最优;通过中子衍射测得{111}极图定性分析了板材沿宏观方向力学性能变化趋势,结果与拉伸测试结果一致。研究表明,相对于EBSD,中子衍射能更好表征粗晶粒材料中晶粒取向的分布,反映材料体织构,从而可用于定性判断其力学性能,为优化材料工艺、提高服役性能提供有效支撑。
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    6. 基于SAC-3D系统软件的FFTF未能紧急停堆失流实验的数值模拟
    陆道纲, 吕思宇, 隋丹婷
    原子能科学技术    2021, 55 (8): 1345-1352.   DOI: 10.7538/yzk.2021.youxian.0274
    摘要108)      PDF (3920KB)(588)    收藏
    本文利用系统分析软件SAC-3D对美国快通量试验堆(FFTF)堆芯及一回路进行了建模,并根据国际原子能机构(IAEA)提供的FFTF未能紧急停堆的失流实验的边界条件数据进行了事故瞬态仿真计算。计算得到堆芯热工水力及中子物理关键参数,仿真结果与实验测量数据符合较好。对比结果验证了SAC3D在模拟液态金属冷却快堆事故工况中的有效性与准确性,也证明了FFTF堆型具有可靠的非能动安全性。
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    7. FeCu模型合金中Cu析出物导致硬化的位错动力学研究
    滕明航, 贺新福, 豆艳坤, 王东杰, 贾丽霞
    原子能科学技术    2021, 55 (7): 1153-1162.   DOI: 10.7538/yzk.2021.youxian.0098
    摘要478)      PDF (7311KB)(697)    收藏
    压水反应堆压力容器(RPV)钢服役过程经高能中子辐照产生的溶质-缺陷团簇,导致辐照硬化和脆化,是影响其服役寿命的关键因素。利用位错动力学方法结合分子动力学和分子静力学计算获得的缺陷钉扎力,研究了FeCu模型合金中Cu析出物导致硬化的机理,分析了钉扎力、脱钉临界角等因素对计算结果的影响,并对计算结果的置信度进行了分析。结果表明:半径小于1 nm析出物的脱钉判据主要为力判据,需精确计算缺陷对位错的钉扎力;半径大于1 nm析出物的脱钉判据主要为临界角判据,对于Cu析出物,其临界角约为130°。本研究结果对于深入研究RPV钢辐照硬化机理以及预测辐照脆化趋势具有重要意义。
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    8. 数字乳腺X射线摄影成像参数优化研究
    胡安康, 邱睿, 王文静, 段文思, 武祯, 李春艳, 李君利, 康天良, 牛延涛, 冯泽臣
    原子能科学技术    2021, 55 (6): 961-967.   DOI: 10.7538/yzk.2020.youxian.0637
    摘要86)      PDF (1533KB)(455)    收藏
    为使女性受检者接受尽量低的剂量同时获得尽量好的图像质量,本文针对Hologic Lorad Selenia数字乳腺X射线机型进行了数字乳腺X射线摄影成像参数优化研究。采用不同靶/滤过组合、管电压,对不同厚度和腺体百分含量的乳腺模体成像,获得不同成像参数下图像的对比度噪声比,用于表征图像质量。采用适用于中国女性的平均腺体剂量转换因子,计算数字乳腺X射线摄影中受检者的受照剂量,进而探究图像质量一致的情况下,受检者的受照剂量随不同成像参数的变化规律,最终对适用于中国女性的数字乳腺X射线摄影成像参数给出建议。本文结果为中国女性数字乳腺X射线摄影成像参数的优化提供参考。
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    9. 华龙一号非能动安全壳热量导出系统热工水力特性研究
    葛魁, 王辉, 王明军, 田文喜, 苏光辉, 秋穗正
    原子能科学技术    2021, 55 (5): 769-777.   DOI: 10.7538/yzk.2020.youxian.0469
    摘要80)      PDF (1476KB)(447)    收藏
    本文针对华龙一号非能动安全壳热量导出系统(PCS),基于漂移流模型开发了一套一维自然循环瞬态计算程序。利用该程序对PCS内热工水力特性进行了分析研究,得到PCS自然循环流量、换热系数、换热器进出口温度、上升管路竖直段出口含气率及水箱水位等热工水力参数随PCS换热功率的变化。本文研究结果将为评估华龙一号PCS的换热能力提供可靠工具,对PCS的设计和改进也具有指导意义,并为后续开发能够模拟带有PCS的安全壳内热工水力行为的程序打下基础。
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    10. 启明星Ⅱ号零功率装置铅堆堆芯首次物理启动
    朱庆福, 周琦, 夏兆东, 刘洋, 张巍, 罗皇达, 陈晓亮, 王璠, 陈效先, 刘锋, 刘东海
    原子能科学技术    2021, 55 (4): 577-583.   DOI: 10.7538/yzk.2020.youxian.0737
    摘要673)      PDF (5716KB)(629)    收藏

    启明星Ⅱ号铅堆堆芯的首次物理启动旨在完成国内首座铅冷快堆零功率装置的装料与达临界,掌握堆芯安全特性。考虑铅堆堆芯使用两种燃料元件,临界元件数量较大,不同区域的中子能谱与燃料元件价值差异大的特点,首次物理启动对启动中子源与中子计数探测器进行了选取与验证,评价了模拟元件对中子的散射与吸收的影响,制定了分区外推的装料方案。按照装料方案,铅堆堆芯完成了装料,安全实现了首次临界,测量了模拟元件、燃料元件、安全棒和调节棒反应性。本文工作为后续实验运行提供了重要的实验参数与临界装载方案。

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    11. 环形燃料流量分配比范围研究
    胡立强, 季松涛, 杨立新, 何晓军
    原子能科学技术    2021, 55 (3): 385-390.   DOI: 10.7538/yzk.2020.youxian.0609
    摘要672)      PDF (4375KB)(676)    收藏

    针对环形燃料双冷却通道的特殊结构形式,基于计算流体力学(CFD)方法建立了单棒精细化流固热耦合数值计算模型,通过计算内外包壳与内外通道冷却水的温度场分布对环形燃料流量分配比(φ)的取值范围进行了研究。计算结果表明:内外包壳温差与内外通道出口温差均随着φ的增大而减小;当φ≤0.72时,外包壳内部径向温度曲线斜率在包壳表面附近出现陡变;0.86≤φ≤1时,包壳内部温度变化均匀,无温度陡变现象,且内外包壳温差小于8 ℃,内外通道出口冷却水温差小于10 ℃。综合考虑环形燃料双侧冷却优势的充分发挥和包壳的机械安全性,确定了φ的取值范围为0.86~1。

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    12. 钠冷快堆六角形组件换热特性分析
    师泰, 张东辉, 刘一哲
    原子能科学技术    2021, 55 (2): 211-218.   DOI: 10.7538/yzk.2020.youxian.0149
    摘要768)      PDF (2332KB)(643)    收藏

    钠冷快堆乏燃料组件在转运过程中,会暴露在传热性能较差的氩气环境中。为保证燃料组件温度在转运过程中低于安全限值,本研究基于37棒燃料组件开展了在氩气环境下的实验研究及数值模拟计算。研究结果表明:可采用等效导热法对组件内绕丝模型进行简化,简化模型能满足计算精度要求。将计算结果与实验研究结果进行对比分析,结果表明数值模拟方法能较好模拟组件在氩气环境下的换热。六角形燃料组件在氩气中的换热分析中,辐射换热具有重要的影响,实验工况下辐射换热占总换热量的36%~57%。

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    13. 聚变堆金属材料中子辐照多尺度计算模拟
    吕广宏
    原子能科学技术    2021, 55 (1): 1-7.   DOI: 10.7538/yzk.2020.youxian.0509
    摘要881)      PDF (2412KB)(832)    收藏

    中子辐照条件下材料结构与性能是中国聚变工程实验堆(CFETR)以及未来聚变反应堆工程设计的重要依据。钨材料是CFETR拟全面使用的壁材料,但中子辐照导致钨硬度升高和韧性大幅下降,严重影响材料的服役性能,进而影响CFETR运行的安全性和稳定性。在目前缺乏聚变中子源进行辐照实验的情况下,开展聚变堆材料中子辐照模拟研究显得愈发重要和紧迫。在国家磁约束核聚变能发展研究专项的支持下,本文以钨为模型材料,构建金属材料聚变中子辐照模拟平台,解决中子辐照模拟的共性关键技术问题,实现中子级联损伤→辐照微结构→力热性能的多尺度模拟,籍此预测聚变中子辐照条件下材料的行为。

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