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期刊信息/Journal information
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

    基于随机抽样的衰变热不确定度量化研究

    马纪敏郭海兵黄洪文
    1280-1286页
    查看更多>>摘要：为研究核数据引起的核素存量及导出量的不确定度，在自主程序GNET上实现了基于随机抽样的不确定度量化方法。利用贝叶斯更新方法获得裂变产物独立产额的协方差数据，弥补裂变产额协方差数据缺失。对热中子引起的235U一次裂变后衰变热不确定度进行了计算。结果表明，裂变产物产额的不确定度贡献占主要部分。该算例表明GNET程序具备了核素存量的不确定度量化功能。

    不确定度量化随机抽样衰变热协方差贝叶斯更新方法

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    96Y衰变能谱的精确计算

    王香涵黄小龙杨东
    1287-1296页
    查看更多>>摘要：精确计算衰变能谱对探索不稳定原子核结构、获取中微子能谱及验证衰变理论等均有重要科学价值与意义。衰变能谱的精确计算依赖于衰变分支比和单条能级衰变能谱，前者通常利用γ-γ符合测量或全吸收谱仪对β衰变产物进行直接测量而获得，后者通常由费米衰变理论计算获得。本文以96Y衰变为例，对96Y衰变的实验衰变分支比数据进行评价，然后结合费米衰变理论进行理论分析，为提高能谱的精度，对能谱加入了形状因子修正，最终获得了高精度的96Y衰变能谱。

    衰变能谱衰变分支比96Y

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    高通量核用SDMS-350-8型单台多级离心萃取器的水力学性能

    邢运瞳杨昕未陈勇王博...
    1297-1303页
    查看更多>>摘要：离心萃取器作为萃取设备的一种，具有传质效率高、料液停留时间短等优点，然而现有的单台单级离心萃取器通常占地面积较大。为了在控制厂房面积的前提下满足后处理厂通量需求，本研究设计加工了一台转鼓直径为350 mm、总级数为8级的高通量核用SDMS-350-8型单台多级离心萃取器，该萃取器可实现单台设备内的多级离心萃取。基于实际应用工况，以HNO3和30％TBP-煤油为体系，开展了水力学性能实验，研究了转鼓转速、重相堰板尺寸、搅拌桨尺寸对SDMS-350-8型单台多级离心萃取器水力学性能的影响。结果表明:SDMS-350-8型离心萃取器的合适转速范围为1 400～1 600 r/min，低于1 400 r/min时，其难以在需要的流比(200/800)下建立稳定的水力学运行状态，而随着转速的提高，两相夹带量会逐渐提高;不同重相堰板尺寸适用于不同流比，半径113 mm的重相堰板适用于1/5～1/3的流比，半径110 mm的重相堰板适用于1/1～2。5/1的流比，半径107。5 mm的重相堰板适用于5/1的流比;将搅拌桨半径由118 mm提高到122 mm，最大处理通量可达1 600 L/h。以上结果表明，所研发的SDMS-350-8型单台多级离心萃取器具有处理通量大、操作范围广、水力学性能好的优点，具备应用于核工程的潜力。

    离心萃取器单台多级水力学性能

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    10BF3制备H310BO3反应进程在线监测

    周文辉胡石林张彦彪周秀林...
    1304-1310页
    查看更多>>摘要：工业规模生产富集10B的硼酸(H310BO3，10B＞19。8％)时需要监测反应的进行程度和判定反应的终点。为解决现有监测方法步骤繁琐、人为误差大、精准度低等问题，本文设计并建造了一套在线监测反应进行程度的实验装置，并采用该实验装置对通过富集10B的三氟化硼(10BF3，10B＞19。8％)与难溶于水的碳酸锶(SrCO3)反应制备H310BO3的实验进行原位、实时、在线监测。测试得到的溶液离子浓度随时间变化的数据曲线可以用ct-c1=c0e-kt公式进行拟合，其拟合系数R2为1。000 00。在相同条件下，进行了 4次重复性测试实验，得到的4条溶液离子浓度随时间变化的数据曲线用ct-c1=c0e-kt公式拟合，其拟合系数R2都为1。000 00，说明用该实验装置进行长时间、多次测试，得到的数据精准度高、误差小、重现性好;且拟合方程的3个参数c1、c0、k的标准偏差(s)均小于0。3％，这说明用ct-c1=c0e-kt方程拟合的精密度高。ctc1=c0e-kt方程可以用于10BF3制备H310BO3反应的进行程度监测。实验得到的离子浓度-时间曲线的拟合方程ct-c1=c0e-kt与化学反应的一级动力学方程ct=c0e-kt在表现形式上一致，表明用ct-c1=c0e-kt方程拟合10BF3制备H310BO3反应的进行程度符合化学反应进行实质，ct-c1=c0e-kt方程能够作为10BF3制备H310BO3反应进行程度和反应终点的判定依据。10BF3制备H310BO3较合理的加料方式是难溶固体粉末SrCO3与H2O先混溶，搅拌下形成悬浮液，然后把悬浮液加热至设定温度并保持恒定，再向悬浮液中加入10BF3。在线监测结果表明，10BF3制备H310BO3需经过3步加羟基脱氟取代反应，其前两步反应是快反应，第3步反应是慢反应，即第3步反应是10BF3制备H310BO3反应的速率控制步骤。10BF3制备H310BO3反应为表观化学一级动力学反应。

    10BF3H310BO3反应进程在线监测

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    基于压缩感知理论的中子能谱解谱方法

    吴广皓邵刚时光刘斌...
    1311-1318页
    查看更多>>摘要：准确的中子能谱信息对于核装置的设计和运行具有十分重要的意义，现有解谱方法通常将先验信息作为迭代初值使用，限制了解谱过程多重先验信息的使用。本文针对中子能谱测量中的解谱问题，建立了基于压缩感知理论的中子能谱解谱方法，并应用于几种典型中子能谱的多球谱仪测量和辐照监督管处中子能谱的活化片测量中的中子能谱解谱问题，结果表明:所建立的解谱方法可实现一次解谱中多重先验信息的使用，可有效实现典型中子能谱和反应堆辐照监督管处中子能谱的解谱，解谱结果与标准解吻合良好。另外，由于多重先验信息的使用，使得解谱过程对方程数量的依赖降低，去除238U和237Np等裂变探测器时辐照监督管处中子能谱依然可得到较高精度的求解，为辐照监督项目去除裂变探测器奠定了理论基础。

    中子能谱解谱压缩感知理论稀疏表示算法稀疏重构算法

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    铀溶液多体系统核临界安全实验不确定度分析与基准化

    周琦夏兆东成昱廷孙旭...
    1319-1326页
    查看更多>>摘要：为研究铀溶液多体系统的核临界安全特性，中国原子能科学研究院利用铀溶液核临界安全实验装置开展了两个系列的双平板式多体系统核临界安全实验，并完成了所有实验数据的不确定度分析和基准化。铀溶液多体系统由正对的两个相同尺寸的平板容器组成，平板容器之间的距离和隔离体能够改变，开展了距离效应和屏蔽效应共24个临界实验。根据国际核临界安全基准实验手册(ICSBEP)提出的不确定度分析方法进行了实验的不确定度分析，最大的总不确定度为200 pcm。建立了全部实验的详细基准模型，对两套蒙特卡罗软件与核截面数据库的组合计算特定系统keff的适用性进行了评价。两套组合的计算值与基准值的最大计算偏差分别为309。0 pcm和252。0pcm，确认这两套组合均可用于相关系统的临界安全设计或安全分析。

    铀溶液多体系统核临界安全实验不确定度分析

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    熔融锆铁金属层顶部注水试验设计及结果

    房芳芳韩昆李宗洋王增辉...
    1327-1334页
    查看更多>>摘要：通过向压力容器内注水的措施带走部分衰变热被认为是更高功率堆设计中缓解金属层"热聚焦"效应的潜在措施之一。但往金属层顶部注水可能存在复杂的物理现象，有必要开展试验研究，以验证该措施的可行性和有效性。本文以锆铁原型金属材料为工质，对金属层注水试验装置进行设计，并开展典型试验研究，对试验后的结果进行分析。研究结果表明:在本试验条件范围内，向金属层顶部注水未导致蒸汽爆炸、大量熔融物飞溅及氢气爆炸等现象，注水后金属层表面移出的热流密度高于实际电站下封头形成稳定熔池后向上的辐射换热热流密度。本文结果证明了通过向熔池顶部注水，有助于缓解金属层的"热聚焦"效应，可为严重事故下管理策略的制定提供有益指导。

    堆内注水金属层顶部注水堆内滞留严重事故缓解

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    新型低铬含铝奥氏体不锈钢在超临界水中的腐蚀行为研究

    高阳郭相龙周张健张乐福...
    1335-1343页
    查看更多>>摘要：基于超临界水冷堆对结构材料的需求，研究了一种低铬含铝奥氏体不锈钢(AFAs)在600 ℃、25 MPa的超临界水(SCW)中的均匀腐蚀行为。采用扫描电镜、能谱仪、电子背散射衍射等技术分析了氧化膜的形貌、结构和化学成分。结果表明，低铬AFAs在SCW中腐蚀动力学符合抛物线规律。Al、Cr含量较低，不足以维持独立的氧化铝膜的形成，而是形成外层为磁铁矿、内层为Cr-Al混合氧化物的双层氧化膜结构。这种氧化膜的保护性较差，对低铬AFAs长期腐蚀不利。本研究揭示了低铬AFAs在SCW中的腐蚀机理，并指出充足的Cr、Al含量是材料在SCW中维持耐腐蚀性的基础。本研究可为超临界水冷堆结构材料选用及AFAs研发提供数据支持。

    超临界水含铝奥氏体不锈钢均匀腐蚀氧化铝膜磁铁矿

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    基于级联碰撞缺陷数据库的源项对辐照微结构演化影响团簇动力学模拟研究

    王东杰潘才富吴石贺新福...
    1344-1355页
    查看更多>>摘要：团簇动力学(CD)方法是模拟核材料在高能粒子辐照下微观结构演化的重要方法之一，源项是团簇动力学方法的关键输入。经典CD方法中源项通常采用经验拟合得到，未能充分利用原子尺度获得的初始缺陷信息。随着分子动力学等方法的发展，级联碰撞缺陷数据库大为丰富，结合初级离位原子(PKA)能谱足以得到更为合理的源项。由于级联碰撞缺陷数据库的能量值数量相对于准连续PKA能谱仍然偏少，本文提出了 5种从准连续PKA能谱得到级联能量分立值的抽样算法，并基于团簇动力学方法模拟低剂量中子辐照纯钨实验对算法进行了验证和比较。

    团簇动力学源项PKA能谱级联碰撞缺陷数据库抽样算法

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    SiC材料辐照性能的热释光表征分析研究

    刘海生刘马林
    1356-1363页
    查看更多>>摘要：碳化硅(SiC)在航空航天、核裂变和核聚变反应堆等高辐照环境中有着广泛应用。由3c-SiC包覆层构成的TRISO燃料颗粒已商业化并应用于先进的高温气冷堆。其中35μm厚的3c-SiC包覆层是承受内压、阻挡裂变产物释放和高效导出核芯热能的关键层，是保证高温气冷堆安全的关键屏障之一。本文利用热释光(TL)分析对3c-SiC材料展开研究，实验证明SiC材料的发光峰强度随辐照剂量升高而增加。辐照后的发光峰随剂量增加向低温方向移动，遵循TL二阶动力学方程。在辐照环境下载能粒子使Si、C原子偏离晶体格点位置产生过饱和空位、间隙离子、错位原子等点缺陷，新增加了约194。5 ℃处的发光峰。晶体在生长过程中固有缺陷的浓度依赖于Gibbs自由能、结晶温度的变化，其固有缺陷浓度可以用TL的390 ℃发光峰表征。这两部分缺陷浓度的增加会使SiC层的包覆性能降低。本文还讨论了 SiC材料的TL与Gibbs自由能、结晶温度和固有缺陷浓度的关系，SiC材料的缺陷浓度随结晶温度的增加而降低。本文研究结果对SiC包覆层的缺陷和性能分析有很好的参考价值，对辐照前后SiC包覆层的性能表征有一定的参考意义。

    3c-SiC热释光缺陷晶体

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