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钼锝靶件辐照装置堆外自然循环实验研究

原子能科学技术 2024年第1期58卷 103-111页

作者：郝思佳张培升高永光刁均辉韩智杰中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所北京102413

钼锝同位素辐照装置的堆外热工水力研究,对于确定靶件的辐照参数和辐照安全具有重要意义,相关结果可为靶件的设计验证和入堆辐照提供技术支持。本文针对自主研发的钼得靶件辐照装置,设计了堆外传热实验台架,开展了钼锝靶件辐照装置堆外... 详细信息

钼锝同位素辐照装置的堆外热工水力研究,对于确定靶件的辐照参数和辐照安全具有重要意义,相关结果可为靶件的设计验证和入堆辐照提供技术支持。本文针对自主研发的钼得靶件辐照装置,设计了堆外传热实验台架,开展了钼锝靶件辐照装置堆外传热验证实验,对比分析了不同热流密度、不同模拟靶件外径、不同辐照装置结构等条件下实验段的温度分布。结果表明,辐照装置内导流管的设计可有效提高装置的自然循环能力,证明了所设计辐照装置的安全性。

关键词：靶件辐照传热实验自然对流传热模拟

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新型热管堆装料及外推临界实验技术研究

原子能科学技术 2024年第10期58卷 2173-2179页

作者：张鹏展杨历军肖启冬刘凯凯张振洋中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所北京102413

热管堆为当前先进核动力的研究热点。由于新型热管堆采用少量大块燃料,传统的外推临界实验技术适应性差,使其在装料及外推临界过程中面临安全挑战。本文结合该反应堆的特点,确定了先装配块状燃料,再逐步提升侧反射层达临界的方案。基于... 详细信息

热管堆为当前先进核动力的研究热点。由于新型热管堆采用少量大块燃料,传统的外推临界实验技术适应性差,使其在装料及外推临界过程中面临安全挑战。本文结合该反应堆的特点,确定了先装配块状燃料,再逐步提升侧反射层达临界的方案。基于蒙特卡罗程序,计算分析了堆芯装配过程中的临界安全,确定了安全可控的初始堆芯装配方案;确定了中子源和探测器的布置;开展外推临界实验技术研究,针对直接外推侧反射层体积造成外推曲线上凸的问题,提出了以侧反射层的反应性价值为权重因子对体积进行加权处理的修正方法。利用此技术模拟了外推过程,结果表明本文确定的外推临界实验方案是可行的。本文结果可为新型热管堆装料及外推临界提供指导。

关键词：热管堆块状燃料侧反射层装料外推临界

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径向流氦氢分离床穿透特性实验与模拟分析

原子能科学技术 2024年第1期58卷 181-188页

作者：丁卫东占勤杨洪广连旭东中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所北京102413

为系统深入研究径向流氦氢分离床的吸附穿透性能,指导结构设计,本研究借助COMSOL Multiphysics软件耦合材料吸氢动力学方程、流体流动动量方程和质量传递方程,建立了径向床穿透数学模型,并结合实验验证了模型的可靠性,利用模型对特性参... 详细信息

为系统深入研究径向流氦氢分离床的吸附穿透性能,指导结构设计,本研究借助COMSOL Multiphysics软件耦合材料吸氢动力学方程、流体流动动量方程和质量传递方程,建立了径向床穿透数学模型,并结合实验验证了模型的可靠性,利用模型对特性参数进行参数化扫描,分析其对穿透性能的影响。结果表明,穿透实验结果与模拟数据符合较好,模型可靠。通过分析温度、高径比及孔隙率等参数对床体穿透性能的影响,推荐氦氢分离床床体参数如下:床体吸附温度为室温~343 K,在该温度范围内升高温度对传质区长度及出口处浓度-时间曲线影响较小;随着高径比的增加,床体效率明显下降,其中高径比为2.00~8.33时,维持高效率的时间较长;随着孔隙率的增加,床体吸附效率明显下降,考虑床层的吸附效率、压阻效应及粉末的装填难度,粉末孔隙率推荐0.56~0.64。以上结果表明,本研究建立的模型可较好地预测床体的吸附分离性能,可用于床体结构设计以及工艺参数的优化。

关键词：径向流氦氢分离床穿透特性数值模拟

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瞬发γ中子活化分析测定微量硼

中国无机分析化学 2024年

作者：唐婵娟姚永刚肖才锦赵守智中国原子能科学研究院

利用中国先进研究堆(CARR)建立的瞬发γ中子活化分析系统(CARR-PGNAA)，首次开展了高温合金标准物质(SRM1250和GH4169)中的B含量无损分析。研究发现，B的特征γ峰(478 ke V)由于多普勒效应存在近20 ke V的展宽，且由于样品基体元素的干... 详细信息

利用中国先进研究堆(CARR)建立的瞬发γ中子活化分析系统(CARR-PGNAA)，首次开展了高温合金标准物质(SRM1250和GH4169)中的B含量无损分析。研究发现，B的特征γ峰(478 ke V)由于多普勒效应存在近20 ke V的展宽，且由于样品基体元素的干扰导致B峰极不规则，两者均会影响B含量的精准定量分析。因此，初步通过扣除主要干扰元素Ni和Co对B峰产生的影响来矫正干扰峰并拟合B峰，获得高温合金中B含量与计数率之间的线性关系。分析结果表明，扣除干扰后B特征峰计数率随着其含量呈线性增加，线性拟合度趋近于1，进一步验证了CARR-PGNAA系统的可行性，为B的精准定量奠定了基础。

关键词： PGNAA 硼 CARR 高温合金无损分析

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小型钠冷快堆核电源负荷跟踪运行模式研究

核动力工程 2024年第4期45卷 155-161页

作者：尹凯龚琳段天英侯斌戴饶棋刘勇胡加永中国原子能科学研究院核工程设计研究所北京102413

基于RELAP/GSE联合MATLAB/Simulink平台,针对小型钠冷快堆耦合斯特林热电转换模块的方案开展仿真建模,以研究某小型钠冷快堆核电源系统的负荷跟踪运行能力及运行模式。针对负荷阶跃且无控制系统介入的极端情况,分层次考验核电源各回路... 详细信息

基于RELAP/GSE联合MATLAB/Simulink平台,针对小型钠冷快堆耦合斯特林热电转换模块的方案开展仿真建模,以研究某小型钠冷快堆核电源系统的负荷跟踪运行能力及运行模式。针对负荷阶跃且无控制系统介入的极端情况,分层次考验核电源各回路系统的负荷跟踪能力,同时提出适应负荷跟踪模式下的控制方案并进行验证。仿真结果表明,该电源系统可承受±10%的负荷阶跃变化,具有较强的配合电网调峰的负荷跟踪能力。同时,本研究提出了该电源系统负荷跟踪运行模式的两套协调控制方案,通过仿真分析和比选给出了适用于小型钠冷快堆电源负荷跟踪运行模式的协调控制方案。

关键词：小型钠冷快堆斯特林负荷跟踪控制方案 Simulink

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可移动式整体γ扫描废物桶测量装置研制

核电子学与探测技术 2024年

作者：王燕伶王祥丽柏磊邵婕文中国原子能科学研究院

针对核设施退役产生的中低放射性水平废物桶的测量需求，设计、构建了可移动式整体γ射线扫描测量系统。该测量系统以方舱模式构建，能够实现不同场所中废物桶的检测，且能够在10 min测量时间下快速分析得出结果，测量结果的偏差小于30... 详细信息

针对核设施退役产生的中低放射性水平废物桶的测量需求，设计、构建了可移动式整体γ射线扫描测量系统。该测量系统以方舱模式构建，能够实现不同场所中废物桶的检测，且能够在10 min测量时间下快速分析得出结果，测量结果的偏差小于30%。某退役核设施实际应用的废物桶检测结果表明，该测量系统对于中低放的废物桶可进行有效测量，能够满足应用要求。

关键词：整体γ扫描技术废物桶退役核设施

MC法模拟YAP:Ce闪烁体测量α放射性核素

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核电子学与探测技术 2024年

作者：熊超杰刘联伟中国原子能科学研究院

使用MC程序包构建YAP:Ce闪烁体探测器的几何结构，模拟α放射性核素与YAP:Ce闪烁体材料发生相互作用产生闪烁光子进入光电倍增管的物理过程。计算放射性核素衰变产生的α粒子与闪烁体材料相互作用产生闪烁光子的物理过程以及闪烁光子在... 详细信息

使用MC程序包构建YAP:Ce闪烁体探测器的几何结构，模拟α放射性核素与YAP:Ce闪烁体材料发生相互作用产生闪烁光子进入光电倍增管的物理过程。计算放射性核素衰变产生的α粒子与闪烁体材料相互作用产生闪烁光子的物理过程以及闪烁光子在闪烁晶体中吸收、反射等光学过程，统计进入光电倍增管的光子数，累计得到模拟计算的谱图。通过实测241Am和239Pu的能谱图对比结果表明，模拟程序计算结果准确可靠，可为闪烁体探测器测量α放射性核素的相关实验和实际应用提供技术支持和参考。

关键词： MC模拟计算 YAP:Ce闪烁体 α放射性核素

加速器驱动的次临界铀溶液同位素生产堆概念设计

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原子能科学技术 2024年第2期58卷 393-400页

作者：李焕星夏兆东刘锋周琦朱庆福宁通孙旭柯国土中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所北京102413

加速器驱动的次临界铀溶液系统作为新型同位素生产技术,具有固有安全性高、同位素比活度高及提取工艺简单等优势。本文从次临界系统的基础理论出发,确定了堆芯设计原则,针对加速器中子源和燃料选型进行说明,利用蒙特卡罗程序完成了次临... 详细信息

加速器驱动的次临界铀溶液系统作为新型同位素生产技术,具有固有安全性高、同位素比活度高及提取工艺简单等优势。本文从次临界系统的基础理论出发,确定了堆芯设计原则,针对加速器中子源和燃料选型进行说明,利用蒙特卡罗程序完成了次临界堆芯的概念设计并给出了一系列设计参数,此外,对堆芯长寿期燃耗特性和^(99)Mo产能进行了计算分析。结果表明,该方案^(99)Mo的年产能可达20 kCi(1 Ci=3.7×10^(10)Bq)以上,考虑运输过程中衰变损失,保守估计可满足全国1/3的临床需求,对后续掌握^(99)Mo生产技术并实现工程应用具有重要的现实意义。

关键词：医用同位素生产 ^(99)Mo/^(99)Tc^(m) 加速器驱动的次临界装置溶液堆

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