作為本刊“中國科技卓越行動計劃”2020年出版規(guī)劃的會議專欄，“全國新堆與研究堆第十一屆學術報告會”第一輯9篇文章在本刊今年第4期出版，第二輯8篇文章在第6期出版，本期第三輯共收錄論文7篇，簡單介紹如下：

1）肖會文、李想等，“鉛冷小堆堆芯初步設計”：鉛及鉛基材料作為反應堆冷卻劑，有著優(yōu)良的中子學性能和熱工性能。本文提出了一種鉛冷小堆的堆芯初步設計方案，首先使用西安交通大學研發(fā)的快中子反應堆中子學計算分析軟件包SARAX進行堆芯中子輸運、燃耗、反應性系數和動力學參數等中子學計算分析。然后選用高富集度的燃料滿足緊湊型和輕量化的要求；為了展平功率，選用了兩種富集度的燃料組件。采用一組控制棒組件和一組停堆棒組件控制反應性，控制棒選用對快區(qū)和熱區(qū)中子具有良好吸收能力的B4C作為中子吸收體，在緊急停堆棒中增加了高密度中子吸收體材料鎢，滿足堆芯的反應性控制以及緊急停堆需求。

2）王曉東、張競宇等，“水輻解對反應堆材料SS316腐蝕速率的影響研究”：水作為反應堆的主要冷卻劑之一，經過堆芯的輻照區(qū)時會產生輻解，生成具有強氧化性的O2、H2O2等產物，這些產物會對材料的腐蝕速率造成影響，進而影響反應堆的活化腐蝕產物源項。在已有理論和模型的基礎上，將水輻照分解計算和材料腐蝕速率計算相結合，用以評估水輻照分解對反應堆材料腐蝕速率的影響。

3）李冬國、周雪梅等，“熔鹽快堆U-Pu燃料循環(huán)增殖性能分析”：熔鹽快堆增殖是當前國際上關注的熱點，本文基于堆芯結構雙流體方案，利用氟化或氯化熔鹽中鈾钚重金屬鹽高溫下的高溶解度特性，獲得熔鹽快堆的高增殖。采用基于反應堆安全分析和設計的綜合性模擬程序SCALE，對鈾钚燃料循環(huán)熔鹽快堆的三種可行性熔鹽燃料方案（LiF+PuF4+UF4、NaF+PuF4+UF4和NaCl+PuCl3+UCl3）計算了中子能譜、反應性溫度系數。分析了增殖比BR（Breeding Ratio）受反應堆裂變區(qū)、增殖區(qū)和中子反射層的尺寸影響，熔鹽中6Li和35Cl同位素豐度對BR的影響，以及BR隨運行時間動態(tài)變化。

4）婁磊、姚棟等，“耐事故燃料雙重非均勻性RPT方法研究”：采用體積均勻化方法計算含有彌散燃料或彌散可燃毒物的雙重非均勻性的系統(tǒng)會帶來一定的計算偏差。處理彌散燃料以及吸收截面隨燃耗變化不劇烈的可燃毒物時，可用傳統(tǒng)反應性等效物理變換方法（Reactivity-equivalent Physical Transformation，RPT），但對于硼等吸收截面隨燃耗變化劇烈的可燃毒物，傳統(tǒng)RPT方法的計算偏差較大，本文研究并編程實現了一種新的雙重非均勻性的RPT方法，可適用于多種耐事故燃料。

5）劉梟、羅志鵬等，“熔鹽堆功率自抗擾控制方法研究”：功率控制系統(tǒng)對保證反應堆安全和穩(wěn)定運行起著重要的作用，設計良好的熔鹽堆（Molten Salt Reactor，MSR）功率控制器應具有及時的瞬態(tài)響應特性，需要簡單可靠的控制方法以保證響應速度和安全性。本文基于線性自抗擾控制理論設計了MSR反應堆功率控制器，導出了用于自抗擾控制器設計的相對功率的二階線性微分方程和對應的線性擴張狀態(tài)觀測器（Linear Extended State Observer，LESO）。

6）李婷、莊坤等，“熔鹽冷卻空間堆的初步中子學設計”：空間核反應堆（Space Nuclear Reactor，SNR）電源在深空探索中具有重要優(yōu)勢。與傳統(tǒng)液態(tài)金屬、氣體和熱管冷卻方式不同，熔鹽冷卻劑可溶解裂變材料并具有良好的傳熱性質，因此可作為SNR方案中的冷卻劑。基于國內外SNR設計方案，利用SERPENT蒙特卡羅程序和ENDF/B-Ⅶ.1數據庫進行了熔鹽冷卻SNR的初步中子學設計，研究了不同燃料、包殼材料以及棒間距對燃料棒kinf的影響，以及不同熔鹽冷卻劑組成、反射層材料對SNR堆芯keff的影響，最終給出一種基于氟化鹽7LiF-BeF2-UF4（66.4-32.7-0.9 mol%）冷卻UC燃料（質量分數為80%的235U）的SNR初步堆芯方案。

7）秦雪、李滿倉等，“基于FCM燃料的商業(yè)壓水堆中子學分析”：全陶瓷微封裝燃料是一種將三結構同向性型燃料顆粒彌散于SiC基質的先進燃料，具有良好的包容裂變產物的能力，能有效地改善核燃料在嚴重事故下保持結構完整性的能力，有利于降低核電站發(fā)生大量放射性物質泄漏的風險，是耐事故燃料（Accident Tolerant Fuel，ATF）的主要研究方向之一。與傳統(tǒng)UO2陶瓷芯塊燃料相比，FCM燃料的U裝量較少，且燃料基體采用SiC，慢化能力較好，可能導致FCM燃料應用于商業(yè)壓水堆時壽期初慢化劑溫度系數為正，不能滿足堆芯的固有安全性。本文以標準AFA3G 17×17柵格形式的UO2-Zr合金燃料組件為參照對象，采用中核集團自主研發(fā)的NESTOR軟件，分析了17×17和13×13兩種柵格形式的FCM燃料（UN核芯）組件的中子學特性，評價了由13×13柵格形式的FCM燃料（UN核芯）組成反應堆堆芯的總體物理特性。