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研究堆用铝合金辐照性能研究

原子能科学技术 2024年第8期58卷 1621-1627页

作者：曾珍杨笑房永刚蔡光博初起宝张宇汤琪张长义马若群生态环境部核与辐射安全中心北京102400 中国原子能科学研究院北京102413

铝合金由于其较好的力学性能和优良的抗中子辐照性能,常被选作研究堆关键部位的结构材料。随着研究堆运行寿命的增加,该结构材料经过高中子注量的辐照后,其力学性能是否能满足堆芯结构完整性要求值得关注,本文基于上述问题对铝合金的辐... 详细信息

铝合金由于其较好的力学性能和优良的抗中子辐照性能,常被选作研究堆关键部位的结构材料。随着研究堆运行寿命的增加,该结构材料经过高中子注量的辐照后,其力学性能是否能满足堆芯结构完整性要求值得关注,本文基于上述问题对铝合金的辐照性能开展研究,获取了研究堆辐照孔道及堆芯支撑结构材料(LT-21型铝合金)拉伸试验及冲击试验数据。

关键词：研究堆铝合金辐照性能冲击试验

基于时间差法的位置灵敏3He正比计数管位置分辨性能研究

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核技术 2024年第6期47卷 65-75页

作者：王欣悦刘国荣李井怀梁庆雷周浩田园中国原子能科学研究院北京102413

中子定位技术可用于乏燃料后处理流程监测,以避免发生核临界安全事故。利用蒙特卡罗(Monte Carlo,MC)算法模拟了不同中子发射方式、^(3)He气压、管径、慢化体厚度等对位置灵敏^(3)He正比计数管位置分辨能力和探测效率的影响。对于管径为... 详细信息

中子定位技术可用于乏燃料后处理流程监测,以避免发生核临界安全事故。利用蒙特卡罗(Monte Carlo,MC)算法模拟了不同中子发射方式、^(3)He气压、管径、慢化体厚度等对位置灵敏^(3)He正比计数管位置分辨能力和探测效率的影响。对于管径为2.54 cm、灵敏区长80 cm、^(3)He气压为405300 Pa的位置灵敏^(3)He正比计数管,MC模拟结果表明:轴向各处位置分辨能力相同,对热中子点源的位置分辨极限为0.17 cm;慢化体厚5 cm且^(244)Cm源紧贴慢化体外壁时中子探测效率为3.0%,位置分辨为9.25 cm。用时间差法测试了^(244)Cm源在灵敏区不同位置、源管距、慢化体厚度等情况下此位置灵敏^(3)He正比计数管对^(244)Cm源的位置分辨能力与探测效率,测试结果表明:实验装置的理论位置分辨极限可达2.64 cm,当慢化体厚5 cm且^(244)Cm源紧贴慢化体外壁时位置分辨为18.50 cm,为理论值的一半。

关键词：位置灵敏 3He正比计数管中子定位蒙特卡罗模拟时间差法位置分辨

90Sr和241Am在非饱和粉质黏土中迁移规律的比对

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核化学与放射化学 2024年第3期46卷 264-270,I0004页

作者：陈超杨松朱君石云峰李婷谢添张艾明骆志平中国原子能科学研究院辐射安全研究所北京102413 中国辐射防护研究院山西太原030006

设施选址阶段厂址的适宜性评估以及事故工况下放射性核素的环境风险评估过程中需要开展核素迁移实验研究工作。本工作采用室内静态批式法及动态原状土柱实验,开展了90Sr、241Am在非饱和多孔介质粉质黏土中的迁移转化过程研究,通过实验... 详细信息

设施选址阶段厂址的适宜性评估以及事故工况下放射性核素的环境风险评估过程中需要开展核素迁移实验研究工作。本工作采用室内静态批式法及动态原状土柱实验,开展了90Sr、241Am在非饱和多孔介质粉质黏土中的迁移转化过程研究,通过实验室精细化物理模拟试验和数值模拟技术分析了不同环境要素对核素迁移过程的影响。结果表明:90Sr、241Am在粉质黏土介质中的吸附、解吸等温线性相关系数r2均大于0.9,表明Freundlich等温吸附模型可较好地描述不同核素在粉质黏土中的吸附和解吸过程,岩土介质对强吸附核素241Am的阻滞能力远大于90Sr,且体系的可逆性好于90Sr。对90Sr而言,动态柱法非平衡吸附模式考虑了溶解相与吸附相之间的一级速率反应系数β,计算的浓度分布曲线与实测浓度点吻合程度较好,通过非平衡模式拟合得到90Sr在非饱和粉质黏土中的吸附分配系数为3.6 mL/g,β为0.55/h;241Am在平衡吸附、非平衡吸附两种模式下得到的核素浓度分布曲线与实测值吻合均较好,表明核素在土壤介质中的吸附特性越强,吸附、解吸速率越快,越接近瞬时吸附时体系更容易达到平衡,两种模型均可以较好地描述核素的迁移反应过程,利用平衡模式拟合得到吸附分配系数为3×10^(3)mL/g。

关键词：放射性核素不可逆吸附迁移非平衡模式

上钠腔设计对大型MOX燃料快堆冷却剂沸腾瞬态的影响研究

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原子能科学技术 2024年

作者：张熙司李新宇霍兴凯徐李刘一哲薛方元中国原子能科学研究院

钠空泡反应性效应是钠冷快堆核设计和安全分析的重要内容。本文基于多群节块扩散法，采用微扰理论对1 000 MWe钠冷快堆具有上钠腔结构的MOX燃料堆芯的总钠空泡反应性、空间分布、物理分项进行计算。基于钠空泡反应性的计算结果，利用中... 详细信息

钠空泡反应性效应是钠冷快堆核设计和安全分析的重要内容。本文基于多群节块扩散法，采用微扰理论对1 000 MWe钠冷快堆具有上钠腔结构的MOX燃料堆芯的总钠空泡反应性、空间分布、物理分项进行计算。基于钠空泡反应性的计算结果，利用中国原子能科学研究院自主开发的钠冷快堆堆芯瞬态分析程序对1 000 MWe钠冷快堆进行了无保护失流事故的瞬态分析，分别对具有上钠腔设计的堆芯和无上钠腔结构的堆芯安全性进行了评价。分析结果表明，上钠腔设计大大缓解了钠冷快堆冷却剂沸腾瞬态的事故后果，为钠冷快堆堆芯的安全设计提供了重要参考。

关键词：钠冷快堆钠空泡反应性微扰理论 MOX燃料无保护失流事故冷却剂沸腾

钠冷快堆小栅板联箱压降对组件流量分配影响研究

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原子能科学技术 2024年

作者：林超高鑫钊周志伟余新太中国原子能科学研究院

钠冷快堆堆芯采用大栅板联箱、小栅板联箱和组件的三级流量分配方式，小栅板联箱的压降影响组件的流量分配，进而影响堆芯的安全，因此进行钠冷快堆小栅板联箱压降对组件流量分配影响研究有重要意义。根据小栅板联箱压降造成组件流量分... 详细信息

钠冷快堆堆芯采用大栅板联箱、小栅板联箱和组件的三级流量分配方式，小栅板联箱的压降影响组件的流量分配，进而影响堆芯的安全，因此进行钠冷快堆小栅板联箱压降对组件流量分配影响研究有重要意义。根据小栅板联箱压降造成组件流量分配偏差的机理，提出了理论计算模型和堆芯组件优化设计的方法，并针对中国实验快堆（CEFR）堆芯进行了组件压降的优化设计，通过优化设计降低了CEFR燃料组件流量分配负偏差。结果表明，在进行钠冷快堆堆芯热工水力设计时，需要结合实际堆芯布置分析组件压降设计值的优化方向，并进行敏感性分析，以确定组件的最优设计压降，将小栅板联箱压降对组件流量分配影响降低到最低程度。本文结果可为钠冷快堆堆芯热工水力设计提供参考。

关键词：钠冷快堆堆芯小栅板联箱热工水力流量分配

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基于数据驱动的核电站主给水泵故障预测研究

原子能科学技术 2024年

作者：张国辉骆志平中国原子能科学研究院

目前，核电站设备传感器每天都会产生大量的监测数据，但这些数据的利用程度较低，对于利用监测数据进行核电站重要设备的故障预测研究还处于探索阶段。针对这种情况，本文以核电站主给水泵作为研究对象，将表征主给水泵运行状态的各类... 详细信息

目前，核电站设备传感器每天都会产生大量的监测数据，但这些数据的利用程度较低，对于利用监测数据进行核电站重要设备的故障预测研究还处于探索阶段。针对这种情况，本文以核电站主给水泵作为研究对象，将表征主给水泵运行状态的各类监测数据进行预处理和降维，进而通过多个选定的机器学习模型预测设备在未来是否会发生故障。通过对预测模型的效果评估发现，长短时记忆网络模型（LSTM模型）具有较好的预测精度。当模型预测结果超过阈值时发出预警信息，提醒核电站运维人员加强关注，及时采取故障诊断和维修措施，以有效防止因设备的突然故障停运造成较为严重的后果，保证核电站的安全和经济运行。

关键词：核电站主给水泵机器学习故障预测拟合

Inconel 718合金辐照损伤研究进展

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稀有金属 2024年第4期48卷 552-563页

作者：杨大伟钱进王鑫中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所北京102413

Inconel 718合金是一种在核能领域广泛应用的耐高温,耐腐蚀的材料。在反应堆中,燃料组件是其核心部件,而材料的辐照损伤研究是保证燃料组件安全和可靠运行的重要一环。反应堆材料经过辐照后不仅引起材料的微观结构发生变化,而且会导致... 详细信息

Inconel 718合金是一种在核能领域广泛应用的耐高温,耐腐蚀的材料。在反应堆中,燃料组件是其核心部件,而材料的辐照损伤研究是保证燃料组件安全和可靠运行的重要一环。反应堆材料经过辐照后不仅引起材料的微观结构发生变化,而且会导致材料力学性能改变。Inconel718合金是一种典型的镍基合金,具有高强度、耐高温、抗蠕变和抗氧化性能等多重优势,在反应堆材料中被广泛应用。辐照后的Inconel 718合金会产生缺陷,如位错环、空位、间隙原子、气泡、位错线等,引起材料的物理、机械性能变化。从反应堆材料辐照损伤的角度综述Inconel 718合金在离子、质子和中子辐照等方面的研究进展,为开发新的抗辐照合金以及探索不同辐照方式对该合金的影响提供数据支持。

关键词：燃料组件辐照损伤 Inconel 718合金研究进展

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月球基地用反应堆电源方案研究

载人航天 2024年第3期30卷 269-276页

作者：高剑郭键吕征中国原子能科学研究院北京102413

针对月球基地反应堆电源应用需求及月球的特殊使用环境,提出了一种锂回路冷却快堆方案。采用MCNP程序对该方案的核特性进行深入研究,详细计算分析了反应性、燃耗、通量及功率分布等堆芯物理量,并对反应堆的掉落临界安全和屏蔽进行了详... 详细信息

针对月球基地反应堆电源应用需求及月球的特殊使用环境,提出了一种锂回路冷却快堆方案。采用MCNP程序对该方案的核特性进行深入研究,详细计算分析了反应性、燃耗、通量及功率分布等堆芯物理量,并对反应堆的掉落临界安全和屏蔽进行了详细的计算分析。研究结果表明:锂冷回路冷却快堆方案具有堆芯结构紧凑、质量轻、导热效率高、堆芯固有安全性高、功率输出性能好、停堆深度深等优点,适合用作月球探索活动的能量源。

关键词：月球反应堆 MCNP 堆芯物理量临界安全屏蔽优化

基于溶液实验的堆芯物理多群常数库临界基准检验方法

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原子能科学技术 2024年第5期58卷 1069-1075页

作者：陈莹吴海成温丽丽吴小飞肖越唐辉中国原子能科学研究院北京102413

堆芯物理多群常数库为反应堆计算程序的中子学计算提供多群截面数据以及燃耗数据,是反应堆物理计算的重要前提。目前国际上对多群数据库的验证通常将待验证的多群数据库耦合组件计算程序通过对临界基准实验进行模拟计算的方式来进行,各... 详细信息

堆芯物理多群常数库为反应堆计算程序的中子学计算提供多群截面数据以及燃耗数据,是反应堆物理计算的重要前提。目前国际上对多群数据库的验证通常将待验证的多群数据库耦合组件计算程序通过对临界基准实验进行模拟计算的方式来进行,各组件计算程序由于几何处理方法的局限无法对球形装置进行建模,因此尚未有基于球形临界基准实验对多群常数库进行基准检验的方法。本文提出了一种裸球形实验装置的模型建立方法,大幅增加临界基准检验使用的基准实验选择范围,同时基于国际核临界安全手册(ICSBEP2006)挑选了不同能谱指标下的49个铀、钚溶液实验对中国核数据中心研制的堆芯物理多群常数库进行临界基准检验,并给出了不同能谱指标下基准实验的参考结果范围。本文结果可扩大堆芯物理多群常数库基准检验规模和覆盖范围,有助于高保真堆芯物理计算程序准确性的进一步提升。

关键词：多群常数库国际核临界安全手册溶液实验临界基准检验

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