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原子能科学技术
原子能科学技术

万钢

月刊

1000-6931

yzk@ciae.ac.cn

010-69358024

102413

北京市275-65信箱

原子能科学技术/Journal Atomic Energy Science and TechnologyCSCD北大核心CSTPCDEI
查看更多>>本刊由中国原子能科学研究院主办，1959年创刊，国内外公开发行，全国性学术与技术兼顾的原子能类核心期刊，先后被美国工程信息公司《EI Compendex》数据库、美国化学文摘《CA》、日本《科学技术文献速报》、《中国科学引文数据库》、《中国学术期刊（光盘版）》、《方正Apabi电子期刊》、《中国科技期刊数据库》、《CEPS中文电子期刊服务》等收录，并已入网“万方数据——数字化期刊群”。主要刊登核科学技术方面具有创造性的科技成果，旨在促进核科学与技术方面的交流、核技术与其它科学技术间的交叉渗透，推动核科技在国民经济方面的应用。
正式出版
收录年代

    压水堆一回路注锌的热力学与动力学特性

    刘延刘晓晶何辉张滕飞...
    961-969页
    查看更多>>摘要：堆芯腐蚀产物沉积会引起垢致功率偏移和垢致局部腐蚀，威胁反应堆的安全性和经济性。根据反应堆运行经验，注锌能有效缓解堆芯腐蚀产物沉积，但锌在一回路中热力学平衡、动力学置换和质量平衡理论尚不清晰。基于此，本文从理论机理和数值计算分析的角度分析一回路中锌的平衡与热力学动力学行为。理论分析表明，锌在冷却剂水化学条件下主要以氢氧化锌形式存在，锌对反尖晶石中二价离子的置换能力可以结合锌浓度与水解化学平衡进行求解。数值分析表明，模型预测值与核电站观测值有良好的吻合度，逐步降低注锌量是维持锌浓度在特定最优化范围内的有效手段，注锌有效缓解腐蚀释放的程度可达约50％，注锌后的污垢厚度约为注锌前的42％。本文研究结果能为核反应堆采取最优化注锌技术提供理论支撑。

    注锌技术锌行为腐蚀产物污垢

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    基于D-D中子源开展238U样品屏蔽积分实验研究

    丁琰琰聂阳波胡志杰赵齐...
    970-981页
    查看更多>>摘要：利用中国原子能科学研究院的中子学屏蔽积分实验装置，通过飞行时间法分别测量了 D-D中子源与不同尺寸238 U样品作用后在60°和120°的泄漏中子谱，样品表面积为30 cm×30 cm的板状样品，厚度分别为3、6和9 cm。利用蒙特卡罗程序对泄漏中子谱进行了模拟计算，其中238 U数据分别采用CENDL-3。2库、ENDF/B-Ⅷ。0库、JENDL-5。0库和JEFF-3。3库中的数据。通过对模拟结果与实验结果的比较，重点分析了 CENDL-3。2库中238 U数据存在的不足和需要改进之处，结果表明:在裂变反应能区内，CENDL-3。2库计算结果与实验结果符合较好，但在弹性散射能区60°和120°均有较大的高估，尤其是120°，而在裂变反应和分立能级非弹性散射的混合能区1。5～2。5 MeV又有明显低估。

    泄漏中子谱铀D-D中子源飞行时间法评价核数据

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    α+209Bi反应激发函数及厚靶产额计算

    刘洋阳黄小龙王记民刘丽乐...
    982-989页
    查看更多>>摘要：211At是理想的靶向α治疗核素，209Bi(α，2n)211At是产生该放射性核素的重要核反应，精确可靠的核反应数据对于211 At核素生产具有重要意义。209 Bi(α，3n)210 At反应产物210At核素会衰变为剧毒的210Po核素，掌握该反应信息也有助于安全有效提取211 At产物。为获得上述反应相关信息，对国际核反应实验数据库(EXFOR)中相关实验测量数据进行了收集分析，使用EMPIRE程序，基于选取的合理光学模型势与能级密度参数对上述反应的激发函数进行了计算。通过理论计算结果与实验数据的比对，得到了209Bi(α，2n)211At、209Bi(α，3n)210At反应激发函数。在此基础上，计算了211At核素和210At核素的厚靶产额。最后得到了入射能量小于50 MeV能区范围内209 Bi(α，2n)211At、209Bi(α，3n)210At反应激发函数推荐值及211At(医用放射性同位素)和210At(衰变子体为长寿命极毒性核素210Po)的厚靶产额推荐评价结果。210At核素厚靶产额计算结果表明，生产211At核素过程中，入射α粒子能量需低于29 MeV。此条件下210At与211At厚靶产额比小于10-5，满足国际放射防护委员会规定的职业摄入量，符合211At后续标记的要求。

    带电粒子核反应数据评价激发函数厚靶产额

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    低温等离子体处理14C烷烃类化合物的实验研究

    裴鉴禄李永国夏胤陈泽翔...
    990-997页
    查看更多>>摘要：压水堆中的14C气态流出物主要以烷烃类化合物的形式存在。本研究以14C烷烃类化合物中占比最大且化学性质最稳定的14CH4作为处理目标，引入低温等离子体技术，对其放电行为和CH4处理性能进行探究。结果表明:在常温常压、输出电压17。89 kV、气体流速0。83 cm/s的最优条件下，等离子体的CH4处理效率可达99。37％，CO2选择性可达46。99％;通过提高输出电压、反应温度以及降低气体流速均能有效提升等离子体的CH4处理性能;除CO2外，等离子体处理CH4过程中伴随产生的副产物有30余种，以有机物为主;等离子体处理CH4的动力学过程符合准一级反应动力学模型，相应的速率常数为1。104 8 m3/(kW·h)。以上结果表明，等离子体技术在14C废气处理和监测领域，尤其是14C烷烃类化合物处理方面具有广阔的发展前景。

    14C等离子体甲烷压水堆

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    高庙子膨润土胶体释放影响因素试验研究

    李娜娜
    998-1006页
    查看更多>>摘要：高放废物处置库中缓冲回填材料膨润土与地下水相互作用时会释放出胶体，而胶体会直接影响放射性核素的迁移行为，因此，膨润土遇水释放胶体研究是处置库系统安全评价的重要内容之一。本文以高庙子膨润土为研究对象，通过室内试验，获得了离子种类、离子强度、pH、温度与浊度的关系曲线，并对这些因素影响胶体释放的机理进行了分析。结果表明:阳离子种类抑制膨润土释放胶体排序依次为Li+＜Na+＜K+＜NH4+＜Zn2+＜Mg2+＜H+＜Ca2+;阴离子中除OH-对胶体释放有显著促进作用外，其他阴离子基本对胶体释放影响不大;溶液离子强度越大，抑制膨润土胶体释放的能力越强;膨润土在中性条件下更容易释放胶体;在20～50 ℃之间，升高温度有利于膨润土胶体的释放。

    高庙子膨润土胶体浊度离子强度温度酸碱性

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    甘肃北山新场深部地下水中铀的赋存形态及其影响因素的地球化学模拟研究

    吴鹏王驹凌辉周志超...
    1007-1016页
    查看更多>>摘要：核能的快速发展产生了大量的高水平放射性废物(简称高放废物)，对生态环境和人类健康构成了巨大的威胁，其安全处置已成为国际放射性废物管理的重难点问题。深部地质处置被普遍认为是高放废物最安全可靠、技术上非常可行的处置方法。目前，我国已启动了甘肃北山新场高放废物地质处置地下实验室的建设，放射性元素铀在深部地下水中的形态分布及其影响因素从微观层面能为北山深地质处置性能评价提供基础数据，但尚不明晰，亟需开展相关地球化学模拟研究。基于PHREEQC中的llnl。dat数据库，添加NEA-TDB和ThermoChimie数据库中U(Ⅵ)的热力学数据，使用地球化学模拟软件PHREEQC。v3和PhreePlot。v11对铀在我国甘肃北山新场高放废物地质处置地下实验室场址BS28孔深部地下水中的赋存形态及分布进行了模拟计算，旨在厘清铀在北山深部地下水中的赋存形态，探讨pH、pE以及Ca2+与HCO3-浓度比对铀在北山深部地下水中形态分布的影响。模拟结果表明，在该深部地下水环境下，铀主要以六价的形式存在，Ca2UO2(CO3)3(aq)和CaUO2(CO3)32-是主要的赋存形态，其占比分别为84。14％和15。16％。受氧化还原氛围的影响，铀的价态在pE＜1时逐渐由U(Ⅵ)转变为U(Ⅳ)，且在pE=-1～1时，UO2(s)和可溶性碳酸铀酰络合物可同时存在。Ca2+与HCO3-的浓度比低倾向于形成CaUO2(CO3)32-，浓度比高易于形成Ca2UO2(CO3)3(aq)。Ca2+-UO22+-CO32-三元体系很大程度上会影响铀在北山深部地下水的溶解度和迁移能力。本研究结果将有助于查明铀在北山花岗岩裂隙中的迁移和吸附机理。

    高放废物铀赋存形态深部地下水地球化学模拟甘肃北山新场

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    共辐照接枝合成胺基型吸附剂对放射性废液中离子态和胶体态110Agm的去除

    詹杰苏兴东李家文李雪菲...
    1017-1023页
    查看更多>>摘要：在核电厂正常运行所产生的放射性废液中，放射性核素110Agm的形态复杂，除盐床无法将其彻底去除，研究其高效去除技术具有重要意义。本研究提出了以胺基型新材料PP-g-GMA@EDA为吸附剂的吸附分离方法实现对离子态(Ag(Ⅰ))和胶体态银(Ag·Nps)的共去除。采用γ射线诱导的共辐照接枝法制备了 PP-g-GMA@EDA，并通过批式实验分别研究了其对Ag·Nps和Ag(Ⅰ)的去除性能及吸附机理。结果显示，在不同pH的Ag·Nps溶液中，PP-g-GMA@EDA较核电厂常用的商业树脂IRN9766具有更好的去除效率，溶液pH作用下的吸附曲线呈典型的阴离子交换吸附特征。在最佳pH=4条件下，材料对Ag·Nps的吸附效率可达100％，最大吸附量为101。44 mg/g。对于Ag(Ⅰ)的吸附，PP-g-GMA@EDA呈螯合吸附特征，在420 min达到吸附平衡。批式实验证实了胺基型吸附剂PP-g-GMA@EDA在放射性废液中多形态110Agm去污的适用性，为110Agm从放射性废液中去除提供了一种高效、可持续和工业上可行的方法。

    放射性废液110Agm去除离子态胶体态PP-g-GMA@EDA

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    高温钠热管启动传热振荡及热疲劳安全分析

    张凌义张智鹏王成龙郭凯伦...
    1024-1032页
    查看更多>>摘要：高温热管的启动是复杂的相变及流动过程，若发生传热振荡将造成温度波动，进而影响热管堆运行安全。本文通过实验及仿真方法研究高温钠热管在启动过程中的传热振荡现象及热疲劳后果。在竖直工况中，不同输入热流密度将引起钠蒸发速率变化，呈现不同振荡特征;热流密度提升时振幅下降，周期缩短;振荡发生时，若输入功率骤降，波形将从锯齿状转变为梯形状;在水平工况中，传热振荡被明显抑制。热管在堆内发生传热振荡时，应力风险区为热管蒸发段内壁中部;异相振荡时相较同相振荡工况应力均值升高，振幅下降，疲劳损伤减轻;当安全因子K低于1。4时热管不存在疲劳失效风险，K达1。4以上后损伤逐渐显著;其中同相工况疲劳损伤最严重，K=1。6时管壁材料疲劳寿命已降低至3。29年。本研究对高温钠热管传热振荡的机理分析及完善热管可靠性评估具有重要意义。

    高温钠热管传热振荡启动特性热疲劳

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    铜表面-氧化石墨烯纳米涂层池沸腾换热特性实验

    王雪鉴袁朝飞赵亚楠于涛...
    1033-1039页
    查看更多>>摘要：石墨烯材料因其优异的导热性能和化学惰性，在核反应堆先进换热设备领域有很大的应用前景。为探索石墨烯材料的强化换热性能，本文采用沸腾沉积法制备氧化石墨烯纳米涂层，开展了氧化石墨烯涂层-去离子水池沸腾换热特性实验。氧化石墨烯纳米流体工质浓度为0。001、0。003、0。005 mg/mL，加热时间控制为1 h和2 h，通过沸腾沉积在裸露铜表面制备6种氧化石墨烯涂层。以此为基础开展池沸腾实验，结果发现氧化石墨烯涂层对池沸腾换热系数的影响很小，但可显著增强池沸腾临界热流密度。从涂层表面润湿性、热导率及形貌结构变化等角度分析了氧化石墨烯涂层对池沸腾换热特性的影响机理。

    氧化石墨烯表面特性池沸腾换热特性临界热流密度

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    基于人工神经网络的水平管道气液两相流流型识别算法研究

    姚鹏川
    1040-1047页
    查看更多>>摘要：流型是研究流动过程中一个十分重要的水力学状态参数，传统流型识别方法一般采用观测手段，往往需要苛刻的实验观测条件，难以应用在工程中。本文利用人工神经网络黑匣子特性通过人工神经网络对从水平管道内气液两相流流型测量实验中获取的数据进行学习，设计了一种无需使用直接观测手段而仅基于两相流速的流型识别的模型并进行了测试，效果良好，误差率低，提出了一种基于数据的流型识别方法。并对人工神经网络模型进行了神经网络结构无关性分析，研究了神经网络隐藏层神经元数对模型精度的影响。

    流型识别人工神经网络数据驱动方法

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