检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2024年第S02期58卷 191-216页

作者：郭冰杨磊郑云张英逊李云居连钢吕冲高早春颜胜权王友宝席晓峰贾会明赵凯南巍李聪博吴笛崔莹连占江马南茹温培威吴晓光杨峰闫玉良曾晟李天晓廖俊辉贺创业王钊谌阳平李志宏林承键张焕乔王乃彦柳卫平中国原子能科学研究院北京102413

核物理是物质科学研究的基础研究前沿和重大应用领域之一,对人类探索物质结构的微观层次、国家的地位与安全发挥了重大作用。中国原子能科学研究院(简称原子能院)核物理基础研究团队依托北京放射性核束装置、HI-13串列加速器、锦屏深地... 详细信息

核物理是物质科学研究的基础研究前沿和重大应用领域之一,对人类探索物质结构的微观层次、国家的地位与安全发挥了重大作用。中国原子能科学研究院(简称原子能院)核物理基础研究团队依托北京放射性核束装置、HI-13串列加速器、锦屏深地核天体物理加速器等实验设施,开展了核物理基础相关实验与理论研究,在质子晕核破裂机制、不稳定核衰变新模式、核天体反应深地高精度测量、激光驱动核反应等方面取得了多项创新研究成果。本文评述了“十四五”期间原子能院在核物理基础研究方面取得的一些最新进展,并展望了原子能院未来在核物理大科学装置、特色中小型装置、核理论、新型实验技术、学科交叉融合等方面的发展思路。

关键词：核反应核结构核理论核天体物理激光核物理

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中国原子能科学研究院紧凑型强流质子回旋加速器的发展和应用

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原子能科学技术 2024年第S02期58卷 464-474页

作者：安世忠管锋平魏素敏纪彬邢建升宋国芳边天剑冀鲁豫张贺温立鹏陆锦荣强流回旋加速器团队中国原子能科学研究院北京102413

中国原子能科学研究院(简称原子能院)自1958年建成我国第1台回旋加速器以来,已经研发出了一系列强流回旋加速器装置,为我国核学科和核技术应用等发展发挥了极其重要的作用。原子能院在1996年建成了我国第一台专用于医用同位素生产的30 M... 详细信息

中国原子能科学研究院(简称原子能院)自1958年建成我国第1台回旋加速器以来,已经研发出了一系列强流回旋加速器装置,为我国核学科和核技术应用等发展发挥了极其重要的作用。原子能院在1996年建成了我国第一台专用于医用同位素生产的30 MeV/350μA强流质子回旋加速器,在2014年建成了国际上最大的紧凑型强流质子回旋加速器大科学装置(100 MeV/520μA)。在2021年,原子能院自主研发出了国内首台引出流强1 mA以上的14 MeV强流质子回旋加速器。该加速器的建成,为我国基于小型化强流质子回旋加速器的中子源应用奠定了基础。基于14 MeV强流质子回旋加速装置,先后建成了国内首台用于硼中子俘获治疗(BNCT)的治疗装置样机和用于中子成像无损检测的实验验证样机,并开展了相关实验研究。目前,原子能院正在研制用于BNCT临床等应用的18 MeV/1 mA强流质子回旋加速器,并且正在开展流强达到3~5 mA的基于H_(2)^(+)的新型强流回旋加速器的研发。原子能院的强流回旋加速器,在基于加速器中子源的BNCT和中子成像、加速器生产医用放射性同位素等应用方面将发挥重要的作用。

关键词：强流回旋加速器加速器中子源 BNCT 中子成像同位素生产

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中国原子能科学研究院紧凑型强流质子回旋加速器剥离引出技术研究

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原子能科学技术 2022年第9期56卷 1774-1783页

作者：安世忠魏素敏冀鲁豫边天剑解怀东温立鹏管锋平郑侠中国原子能科学研究院核技术综合研究所北京102413

中国原子能科学研究院(CIAE)在20世纪90年代建造了一台30 MeV紧凑型强流质子回旋加速器后,经过近30年的发展,先后自主研发成功了基于剥离引出技术的能量为10 MeV、14 MeV、100 MeV、硼中子俘获治疗用14 MeV/1 mA等系列能量的紧凑型强流... 详细信息

中国原子能科学研究院(CIAE)在20世纪90年代建造了一台30 MeV紧凑型强流质子回旋加速器后,经过近30年的发展,先后自主研发成功了基于剥离引出技术的能量为10 MeV、14 MeV、100 MeV、硼中子俘获治疗用14 MeV/1 mA等系列能量的紧凑型强流质子回旋加速器。建成的100 MeV紧凑型强流质子回旋加速器(CYCIAE-100),是目前国际上能量较高的一台紧凑型强流质子回旋加速器,最高流强达到520μA,束流功率达到52 kW。建成的硼中子俘获治疗用的质子回旋加速器,也是我国首次自主研发成功的引出质子束流强达到mA量级的强流质子回旋加速器。在系列能量的紧凑型强流质子回旋加速器研发过程中,CIAE对剥离引出后的束流色散效应、剥离膜与束流夹角对引出后的束流品质的影响、单圈剥离引出技术等紧凑型强流质子回旋加速器剥离引出技术等方面展开了研究,且自主开发出了剥离引出计算程序,为紧凑型强流质子回旋加速器的应用作出了贡献。

关键词：紧凑型强流质子回旋加速器剥离引出强流质子

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氢对锆合金模拟LOCA试验后残余塑性的影响

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稀有金属材料与工程 2024年第6期53卷 1626-1631页

作者：刘鑫涂蒙河李燊王辉胡勇中国原子能科学研究院北京102413

锆合金包壳在堆内吸氢,失水事故(LOCA)下锆合金包壳会脆化,含氢包壳在事故进程或事故后续处理中更易破裂,造成放射性产物泄漏。对不同氢含量(0、195、310、395μg/g)锆合金模拟LOCA试验后残余塑性进行研究,探索了氢对锆合金模拟LOCA试... 详细信息

锆合金包壳在堆内吸氢,失水事故(LOCA)下锆合金包壳会脆化,含氢包壳在事故进程或事故后续处理中更易破裂,造成放射性产物泄漏。对不同氢含量(0、195、310、395μg/g)锆合金模拟LOCA试验后残余塑性进行研究,探索了氢对锆合金模拟LOCA试验后残余塑性的影响机制。结果表明,随氢含量的增加,在模拟LOCA试验后锆合金残余塑性下降。氢的加入对锆合金显微组织结构影响较小,氢对锆合金微观组织结构的影响不是导致锆合金残余塑性降低原因。氢的存在导致锆合金模拟LOCA试验后残余塑性下降的原因之一是氢增加造成锆合金prior-β相中吸收氧含量提高,从而降低锆合金残余塑性,其次氢可能以饱和固溶或细小的氢化物脆性相方式存在于prior-β相中,也造成锆合金残余塑性下降。

关键词：锆合金氢 LOCA 残余塑性氧含量

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稀土改性Fe-Al层表面Al_(2)O_(3)薄膜的物相分布

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稀有金属材料与工程 2024年第6期53卷 1549-1554页

作者：尹琦袁晓明张建通冯凡杨洪广中国原子能科学研究院北京102413

在760℃下采用稀土改性包埋渗铝以及原位氧化方法制备Fe-Al/Al_(2)O_(3)复合涂层,研究了渗铝层和氧化膜的微观组织和相分布。结果表明,稀土改性渗铝层可分为3层:外层渗铝层、过渡层和内扩散层。渗铝层主要由FeAl相和Fe_(3)Al相组成。FeA... 详细信息

在760℃下采用稀土改性包埋渗铝以及原位氧化方法制备Fe-Al/Al_(2)O_(3)复合涂层,研究了渗铝层和氧化膜的微观组织和相分布。结果表明,稀土改性渗铝层可分为3层:外层渗铝层、过渡层和内扩散层。渗铝层主要由FeAl相和Fe_(3)Al相组成。FeAl相主要集中在渗铝层的外层,为Al_(2)O_(3)氧化膜的选择性氧化提供了有利条件。氧化膜表面呈α-Al_(2)O_(3)脊状结构。此外,表面氧化铈的存在是由于氧化初期Ce向外扩散且与O2的优先反应。氧化膜可分为2层,即纯α-Al_(2)O_(3)层和主要由α-Fe(Al)和Al、Fe、Ce的混合氧化物组成的过渡层。

关键词：稀土改性渗铝层氧化膜物相分布

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先进核能发展情景研究

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原子能科学技术 2025年第S1期59卷 27-33页

作者：杨勇周培德叶国安杨红义胡赟宋英韵中国原子能科学研究院北京102413

核能是安全、经济、高效的清洁低碳能源。核能大规模、可持续发展面临着铀资源供应及放射性废物处理处置两大挑战。为最大化利用天然铀资源,减少长寿命废物总量,实现核裂变能长期可持续发展,快堆及其先进闭式核燃料循环是首选技术路线... 详细信息

核能是安全、经济、高效的清洁低碳能源。核能大规模、可持续发展面临着铀资源供应及放射性废物处理处置两大挑战。为最大化利用天然铀资源,减少长寿命废物总量,实现核裂变能长期可持续发展,快堆及其先进闭式核燃料循环是首选技术路线。本文基于目前我国核电发展格局及未来发展展望,绘制了压水堆和快堆匹配发展的先进核能发展情景图。

关键词：双碳目标燃料循环一体化快堆核能发展情景

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包壳破损对燃料包壳化学相互作用层和裂变产物行为的影响研究

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原子能科学技术 2025年第5期59卷 1105-1113页

作者：宋武林庞慧梅程焕林季松涛王华才中国原子能科学研究院北京102413

了解完整和破损燃料棒不同的燃料包层化学相互作用(FCCI)层和裂变产物分布特征,对于预测压水堆(PWR)燃料棒在服役期间和服役后的性能以及设计乏燃料后处理工艺等至关重要。本文通过屏蔽型电子探针显微分析(EPMA)技术,对来自商用压水堆... 详细信息

了解完整和破损燃料棒不同的燃料包层化学相互作用(FCCI)层和裂变产物分布特征,对于预测压水堆(PWR)燃料棒在服役期间和服役后的性能以及设计乏燃料后处理工艺等至关重要。本文通过屏蔽型电子探针显微分析(EPMA)技术,对来自商用压水堆核电站的燃耗为45 GW·d/tU的完整燃料棒和燃耗为41 GW·d/tU的破损燃料棒的FCCI层进行了系统的分析。实验结果显示,完整燃料棒的FCCI层成分均匀,主要由ZrO_(2−x)组成。而破损燃料棒FCCI层存在明显的分层现象,高温蒸汽的进入促使ZrO_(2−x)层和UO_(2)芯块之间形成了(U,Zr)O_(2−x)层以及U、Zr元素过渡层。两种燃料棒在裂变产物元素分布上也有所不同,完整棒中Mo、Ru和Pd等元素主要存在于芯块和FCCI层反冲范围内,而破损棒中Mo元素在整个FCCI层中均有所分布,表明包壳失效造成的更高氧含量和更大温度梯度能够显著促进裂变产物Mo元素从芯块向外的迁移。

关键词：压水堆燃料棒 FCCI层电子探针

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钠冷快堆技术发展综述

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原子能科学技术 2025年第S1期59卷 1-14页

作者：杨红义周培德王明政刘一哲杨勇颜寒阿热爱·努尔兰中国原子能科学研究院北京102413

钠冷快堆是以液态金属钠作为冷却剂的快中子核反应堆。本文系统地阐述了钠冷快堆技术的发展历程与现状。首先回顾了钠冷快堆早期在国际范围内的发展情况,探讨了第四代核能系统的核心技术概念,并对21世纪以来钠冷快堆的发展现状进行了分... 详细信息

钠冷快堆是以液态金属钠作为冷却剂的快中子核反应堆。本文系统地阐述了钠冷快堆技术的发展历程与现状。首先回顾了钠冷快堆早期在国际范围内的发展情况,探讨了第四代核能系统的核心技术概念,并对21世纪以来钠冷快堆的发展现状进行了分析;然后总结了钠冷快堆技术发展的主要趋势以及关键技术发展路线;最后对中国钠冷快堆未来的发展趋势进行了分析与展望。通过对钠冷快堆技术的系统性总结,揭示了其未来发展的方向和潜力,为后续科学研究和工程实践提供了理论支持与参考依据。

关键词：第四代核能系统钠冷快堆闭式燃料循环后处理一体化快堆

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FeCr合金中Cr析出物导致硬化的纳米压痕模拟

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原子能科学技术 2025年第2期59卷 444-451页

作者：汪淑敏贺新福曹金利中国原子能科学研究院北京102413

本文利用分子动力学对纯Fe、Fe-12Cr以及加入Cr团簇的Fe晶体进行了[100]、[110]及[111]晶向的纳米压痕模拟。模拟结果表明:不同晶向硬度大小顺序为[111]>[110]>[100],原因在于激活滑移系的难易程度和激活的滑移系数目不同;相对于F... 详细信息

本文利用分子动力学对纯Fe、Fe-12Cr以及加入Cr团簇的Fe晶体进行了[100]、[110]及[111]晶向的纳米压痕模拟。模拟结果表明:不同晶向硬度大小顺序为[111]>[110]>[100],原因在于激活滑移系的难易程度和激活的滑移系数目不同;相对于Fe-12Cr合金,加入Cr团簇阵列的Fe基体表现出明显的硬化效应,说明Cr析出导致的Fe的硬化远超过固溶Cr元素;通过对压痕过程中基体内位错及其与团簇之间相互作用的行为分析发现,Cr团簇的加入略延缓了位错形核,但显著阻碍了位错扩张,位错需要穿过Cr团簇才能继续在基体内运动,因此加入Cr团簇后会明显降低位错的长度以及塑性区的大小;Cr团簇对位错运动的阻碍是Cr团簇导致基体硬化的根本原因。

关键词：分子动力学纳米压痕 Cr团簇硬化位错

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DHR-400自然循环瓣阀基准性能试验研究

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原子能科学技术 2025年第1期59卷 168-175页

作者：于松周平程道喜翟伟明马晓瑶李睿之邢明迪高伟龙戈光远张学锋齐晓光柴宝华中国原子能科学研究院北京102413

自然循环瓣阀是400 MW深水池式低温供热堆(DHR-400)事故余热排出系统的关键设备,其性能决定着反应堆的安全性。针对自然循环瓣阀堆内安装方式和运行条件,建立了自然循环瓣阀性能试验装置,并对自然循环瓣阀基准性能进行了试验研究。试验... 详细信息

自然循环瓣阀是400 MW深水池式低温供热堆(DHR-400)事故余热排出系统的关键设备,其性能决定着反应堆的安全性。针对自然循环瓣阀堆内安装方式和运行条件,建立了自然循环瓣阀性能试验装置,并对自然循环瓣阀基准性能进行了试验研究。试验结果表明,自然循环瓣阀的性能受射流和压差的影响,其中射流量是影响瓣阀关闭的主要因素,而压差是影响瓣阀开启的主要因素。当自然循环瓣阀只依靠射流或压差控制关闭和开启时,获得其关闭临界射流量约为41.6 kg/s、开启临界射流量约为39.2 kg/s、开启临界压差约为0.87 kPa,而不能通过压差驱动闭合。此外测量了自然循环瓣阀不同关闭工况的漏流量,验证了瓣阀较好的密封性。本研究得到的试验结果可为自然循环瓣阀的工程设计和优化提供参考和数据基础。

关键词：深水池式低温供热堆自然循环瓣阀射流量压差漏流量

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