中国科学院核能安全技术研究所 中国科学院中子输运理论与辐射安全重点实验室

<正>中国科学院核能安全技术研究所是中国科学院合肥物质科学研究院和中国科学技术大学联合支持建设的创新型研究所,同时也是中国科学院中子输运理论与辐射安全重点实验室的依托单位。研究所的目标是建成具有国际先进水平的核能安全技术研究基地、核能安全专业高端人才培养中心、核电站及其他核设施安全技术综合支持平台及第三方评价机构。研究所在多学科交叉先进核能研究团队(FDS团队)研究基础上成立,承担中科院战略性先导科技专项"未来先进核裂     

中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队——发展先进核能科技 让人类生活更美好

<正>中国科学院核能安全技术研究所是中国科学院合肥物质科学研究院和中国科学技术大学联合支持建设的创新型研究所,目标是建成具有国际先进水平的核能安全技术研究基地、核能安全专业高端人才培养中心、核电站及其他核设施安全技术综合支持平台及第三方评价机构。研究所在多学科交叉先进核能研究团队(FDS团队)研究基础上成立,在中科院战略性先导科技专项"未来先进核裂变能-ADS嬗变系统"、国际科技合作计划"国际热核聚变实验堆(ITER)"和国家核安全科技创新计划等重大项目的牵引支持下,重点针对中子物理     

中国抗中子辐照钢的抗辐照设计与验证

聚变堆等未来先进核能系统要求材料在强流高能中子辐照下长期保持良好的结构稳定性和机械性能。为适应未来先进核能技术发展的需要,中国科学院核能安全技术研究所•凤麟团队牵头研发了具有我国自主知识产权的中国抗中子辐照钢--CLAM钢。CLAM钢的设计考虑了未来核能清洁性的要求,以及苛刻服役环境中材料抗辐照、耐高温、耐腐蚀等性能要求。通过中子学计算分析设计了低活化成分范围,基于选择性纳米相析出进行了抗辐照、耐高温性能优化设计。针对材料的抗辐照性能,利用国内外中子、离子、电子及等离子体辐照设施开展了系列辐照考验研究,通过多角度表征辐照前后材料的微观结构和宏观性能,综合评估了材料的辐照性能,并与国际上同类材料在相近或相同条件下的辐照性能进行了对比分析,结果表明CLAM钢具有良好的抗辐照性能。     

铅铋快堆一回路充排系统可靠性分析

铅铋快堆属于第四代反应堆,其一回路采用液态铅铋合金冷却.铅铋快堆一回路充排系统可以调节反应堆主容器内液态金属液位,该系统充满含有放射性物质的液态金属,其可靠性水平对反应堆运行及安全有重要影响.本文以中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队自主设计的铅铋快堆一回路充排系统为研究对象,运用故障树分析方法对该系统进行可靠性分...     

中国抗中子辐照钢的抗辐照设计与验证

聚变堆等未来先进核能系统要求材料在强流高能中子辐照下长期保持良好的结构稳定性和机械性能。为适应未来先进核能技术发展的需要,中国科学院核能安全技术研究所·凤麟团队牵头研发了具有我国自主知识产权的中国抗中子辐照钢——CLAM钢。CLAM钢的设计考虑了未来核能清洁性的要求,以及苛刻服役环境中材料抗辐照、耐高温、耐腐蚀等性能要求。通过中子学计算分析设计了低活化成分范围,基于选择性纳米相析出进行了抗辐照、耐高温性能优化设计。针对材料的抗辐照性能,利用国内外中子、离子、电子及等离子体辐照设施开展了系列辐照考验研究,通过多角度表征辐照前后材料的微观结构和宏观性能,综合评估了材料的辐照性能,并与国际上同类材料在相近或相同条件下的辐照性能进行了对比分析,结果表明CLAM钢具有良好的抗辐照性能。     

混合评价核数据库系统HENDL3.0研发及其在先进核能系统设计中应用

FDS团队结合聚变堆、先进裂变堆、聚变驱动次临界堆、加速器驱动次临界堆等核能系统对应用核数据的需求,设计开发出混合评价核数据库HENDL。HENDL包括输运核数据库、嬗变与活化核数据库、辐照损伤核数据库等,并针对先进核能系统的物理特点,从能量自屏效应、热散射效应、温度多普勒效应等方面进行了精确的截面修正。HENDL已通过国际基准模型与实验的验证与确认,并在ADSCLEAR、FDS-SFB为代表的重大核工程与核能研究中得到了广泛应用。     

先进核能创新研究院成功举办第19届国际核石墨专家会议

正2018年9月2日至6日,第19届国际核石墨专家会议(19th International Nuclear Graphite Specialists’ Meeting)在上海嘉定成功召开。此次会议由中国科学院上海应用物理研究所主办,中国科学院先进核能创新研究院(简称"核创院")院长徐洪杰研究员担任会议主席。来自国际原子能机构、美国橡树岭国家实验室、爱达荷国家实验室、英国核管办公室、英国国家核实验室、曼彻斯特大学、拉夫堡大     

我国与核能署合作的回顾与展望北大核心CSCD

作为核领域重要的国际组织之一,经济合作与发展组织核能署通过其多项核能或核安全国际多边合作机制,促进各国在各类民用核技术和政策的关键问题上达成共识,推动先进核能技术的开发,为政府在能源与低碳经济的可持续发展等领域提供建议。我国自2002年起参加核能署的活动,参与制定相关技术文件和发展战略,提升核领域全球治理水平。本文系统梳理了过去20年中国与核能署的合作情况,特别是在核安全、放射性废物管理、退役和遗留场址管理、辐射防护、核法律、第四代核能系统等领域取得的重要进展,为进一步加强国际合作和提高我国国际影响力提供建议。     

《核技术》投稿要求

<正>《核技术》由中国科学院上海应用物理研究所和中国核学会主办,上海市核学会协办。本刊创刊于1978年,旨在展示最新的核科学技术发展动向,及时反映我国核科学技术的现状和学术水平,并介绍国内外最新核科技成果。本刊的主要学术方向为:同步辐射技术及应用,低能加速器技术及应用,射线技术及应用,放射化学、放射性药物和核医学,核电子学与仪器,核科学与交叉学科,核能等。     

先进核能系统设计分析软件与数据库研发进展

参照聚变系统设计研究而获得的实际需求,FDS团队基于现代信息技术发展了一系列先进核能系统设计分析软件与数据库,包括自动建模、物理与工程计算、虚拟仿真与可视化、系统工程与安全分析、数据库及其管理软件等。通过这些软件的发展,促进核科学技术和信息技术学科的深度交叉,探索发展核信息学与技术的途径。本文简要介绍团队开发的各种设计与分析软件的基本发展思路、主要功能与特点、涉及的关键算法与技术以及实际测试与应用情况。     

美高级能源研究计划署大力助推先进反应堆技术商业化

<正>美国将先进核反应堆技术视为实现碳减排目标和保障未来能源供应安全的重要选项,数十家企业正在开展先进反应堆技术研究。美国能源部高级能源研究计划署（ARPA-E）积极助推先进核技术发展,通过三项研究计划即“旨在推动核能重振的模拟增强创新”计划（MEITNER）、“智能核资产管理发电”计划（GEMINA）和“优化核废物和先进反应堆处置系统”计划（ONWARDS）帮助技术开发商应对先进反应堆在造价、运维费用和废物管理等方面的挑战。     

第六届太平洋沿岸地区核能会议述评

本文分8个专题评述了第六届太平洋沿岸地区核能会议。这8个专题是:①核能发展的现状和前景;②商用动力堆的进展;③先进堆和研究试验堆;④90年代核能安全的展望;⑤放射性同位素及辐射技术的应用;⑥核燃料的进展;⑦核电站管理的改进;⑧区域合作和人员培训。     

基于GA的Tokamak聚变堆芯参数优化方法研究

托卡马克(Tokamak)聚变堆芯参数优化设计是聚变及聚变驱动次临界堆设计的重要步骤之一。本文发展了基于遗传算法(GA)的堆芯参数优化方法并与中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队研发的系统程序SYSCODE堆芯物理模块相耦合,对堆芯参数进行优化。通过优化指定的聚变堆芯设计参数(如几何尺寸、等离子体电流、环向磁场等),并满足给定的约束条件,使得单个或多个目标达到全局"最优",对于堆芯设计具有一定参考价值。     

中国科学院核能安命技术研究所 中国科学院中子输运理论与辐射安全重点实验室

<正>从源头确保核安全超级蒙卡核模拟软件系统SuperMC基于创新的多过程直接耦合输运理论,发展了面向先进核能系统设计与安全评价的超级蒙卡核模拟软件系统SuperMc。它以辐射输运为核心,支持热工水力学、结构力学等多物理耦合模拟,是集精准建模、高效计算、可视分析于一体的先进核模拟软件系统,可应用于反应堆物理、辐射屏蔽、医学物理等领域。     

日本核能发展概况

日本核能发展概况王恒德（中国辐射防护研究院，太原，０３０００６）近年来，应日方的邀请先后访问了日本动力炉核燃料开发事业团、日本原子力研究所、日本科技厅核融合研究所、环境科学技术研究所、日本核安全技术中心、敦贺原子力发电所、柏崎刈羽原子力发电所、日本核...     

《核技术》投稿要求

《核技术》由中国科学院上海应用物理研究所和中国核学会主办,上海市核学会协办。本刊创刊于1978年,旨在展示最新的核科学技术发展动向,及时反映我国核科学技术的现状和学术水平,并介绍国内外最新核科技成果。本刊的主要学术方向为:同步辐射技术及应用,低能加速器技术及应用,射线技术及应用,放射化学、放射性药物和核医学,核电子学与仪器,核能技术,核科学与交叉学科研究等。1.来稿应论点鲜明、数据可靠、结论明确、文字简练。来稿不应载有作者已公开发表的数据(会议上口头发表和学位论     

先进核能技术发展与展望

核能作为清洁、低碳、安全、高效的基荷能源,在应对全球气候变化中起到积极的正面作用。福岛核事故后,国际社会对核能安全性提出了新的、更高的要求;同时在开放的电力市场环境中,核能的大力发展又受制于经济性和环保等方面的因素。世界核能界正探索和开发新一代先进核能技术,以期解决核能发展的相关问题。本文调研了国际组织和主要核能强国的先进核能技术的发展情况,介绍我国先进核能技术的发展,浅析未来先进核能技术的发展趋势、重点发展方向和共性技术。     

加速器驱动先进核能系统及其研究进展

针对现有商业反应堆核燃料利用效率低和乏燃料安全处置难等问题,中国科学院原创性地提出了加速器驱动先进核能系统（ADANES）的概念。对ADANES进行了初步物理研究,对超导直线加速器、高功率散裂靶、堆芯结构材料、乏燃料处理和新型燃料制备等进行了大规模前期计算与关键参数实验,论证了系统的可行性。目前,加速器驱动嬗变研究装置已得到“十二五”国家重大科技基础设施的支持,计划于2019年动工。     

不产生长寿命高放废物的先进核能系统

阐述了核废物分离－－嬗变（Ｐ－Ｔ）处置和先进核能系统（ＡＮＥＳ）和重要性及其物理基础，讨论了对化学分离的要求和现状，并对裂变堆、聚变－裂变混合堆、加速器驱动次临界堆等核废嬗变炉为主的３类先进核能系统作了简要讨论。最后，对我国开展核能系统研究的发展战略提出了建议。     

基于氘氚聚变中子源的双功能锂铅包层(DFLL-TBM)模型中子学实验

为了验证双功能锂铅实验包层模块(DFLL-TBM)的中子学设计,中国科学院核能安全技术研究所·FDS凤麟核能团队利用14 MeV中子源开展了DFLL-TBM模型的中子学实验。实验中分别利用In、Al、Nb活化片和~6Li玻璃探测器测量了DFLL-TBM中子学实验模型中不同深度3个位置的活化反应率和产氚率。并利用蒙特卡洛模拟程序Super MC和FENDL3.1数据库进行了相应的模拟计算,计算值和实验值比较在10%以内吻合。结果表明计算值与实验值符合较好,所采用的计算程序和数据库适用于DFLL-TBM的计算设计。