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期刊信息/Journal information
核动力工程
核动力工程

罗琦

双月刊

0258-0926

jnpe@npic.ac.cn

028-85903890 85903009；85903893

610041

成都市436信箱32分箱

核动力工程/Journal Nuclear Power EngineeringCSCD北大核心CSTPCDEI
查看更多>>本刊是经国家科委批准，于1980年2月创刊的正式科技期刊，是中国核学会能动力学会的学报，由中国核动力研究设计院主办，原子能出版社出版，国内外公开发行。本刊综合介绍国内外核动力科学技术在理论研究、实验技术、工程设计、运行维修、安全防护、设备研制等方面的最新成果和发展动态，促进国内外学术交流，加快我国核动力事业的发展，为现代化建设服务。主要读者对象为：从事核能技术研究开发工作的工程技术人员：大专院校的师生，以及关心核能事业发展的有关人员。
正式出版
收录年代

    反应堆舱包容失效的辐射监测判断方法

    林晓玲汪林
    145-148页
    查看更多>>摘要：堆舱包容失效是判断应急状态升级的重要技术条件,是应急决策的重要技术依据.本文提出了采用舱室辐射水平作为堆舱包容失效判定依据的方法,确定了用于判定包容失效的可监测量(131I核素活度浓度和舱室γ剂量率),建立了舱室辐射水平与堆舱泄漏率之间的传递关系,并给出判据量值的计算方法.

    反应堆舱包容失效泄漏率辐射监测核事故

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    一体化小堆失水事故响应及后果研究

    蔡伟乐志东魏婷
    149-155页
    查看更多>>摘要：为全面分析一体化小型模块式反应堆(简称小堆)失水事故,基于RELAP5程序建立了包括堆芯、主回路和安全壳在内的整体分析模型,对堆芯和安全壳瞬态响应及环境放射性后果进行计算分析,结果表明事故后果满足小堆安全审评原则规定的验收准则.此外,提出了改进的紧贴式安全壳方案及可选的参数配置,计算结果表明采用改进方案可使一同路和安全壳压力很快达到平衡,更早终止破口流量,从而减少一回路失水量和放射性释放量,提升堆芯安全性并降低事故剂量后果,壳外水池容量可保障安全壳长期冷却.研究成果可为一体化小堆工程应用和安全壳设计提供参考依据.

    一体化小型模块式反应堆(简称小堆)失水事故瞬态响应放射性后果紧贴式安全壳

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    反应堆用新型自感式棒位探测器涡流效应分析

    张艺璇徐奇伟唐健凯刘彦霆...
    156-163页
    查看更多>>摘要：目前编码式棒位探测器存在线圈数量多、结构复杂、测量精度粗略、可靠性差等诸多问题,严重阻碍了反应堆小型化的发展.本文提出一种新型自感式棒位探测器,采用四段等长度、A与B组线圈双匝并绕的探测结构,其中两组线圈相互独立,利用线圈电感随驱动杆移动的线性变化来实现连续棒位测量.通过量化驱动杆上的磁趋肤效应,推导基于涡流效应的自感式棒位探测器数学模型;搭建有限元仿真模型验证数学模型的准确性,研究驱动杆温升、探测线圈关键结构参数对探测器测量精度的影响,发现不同温升下线圈电感变化由驱动杆相对磁导率和电导率共同作用,线圈匝数增加有利于提高线圈电感变化量,线圈间距增加使线圈电感灵敏度先增加后减小,结合上述规律优化探测器结构;制造样机完成试验验证,结果表明两组线圈均具有0.14mH/10mm的电感分辨率,可实现10 mm的位移辨识精度.本研究可以为自感式棒位探测器在小型核反应堆中的应用提供参考.

    反应堆棒位探测器涡流效应电感解析计算

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    考虑微动磨损下蒸汽发生器传热管时变可靠性评估方法

    薛颖成吴宗辉何建
    164-170页
    查看更多>>摘要：为了探究微动磨损对冲击作用下蒸汽发生器传热管可靠性的影响,建立了一种蒸汽发生器传热管安全性能的评估方法.通过拟合传热管磨损系数的分布形式,建立了传热管的磨损时变模型;运用乘子降维法获得传热管极限状态分数阶矩,使用NM(Nelder-Mead)单纯形算法优化最大熵参数来计算传热管的失效概率;基于时间离散法,对冲击作用下蒸汽发生器传热管在微动磨损影响下的时变可靠性进行研究.结果表明,在以可靠性指标大于2作为结构可靠的接受标准时,在第10年磨损状态下,遭受冲击作用的蒸汽发生器传热管时变可靠性已不能满足要求.

    时变可靠性微动磨损蒸汽发生器传热管最大熵原理

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    核储一体化调频下控制策略与储能容量配置研究

    钱虹王国平李宝龙
    171-177页
    查看更多>>摘要：针对核电参与一次调频,为减少核电机组动作次数,本研究提出核储一体化的调频模式,设计核储协同调频的控制策略.通过电池寿命分析,结合全年电网频率的大数据分析,搭建以储能成本最低为目标的求解模型,用改进粒子群算法寻优求得储能最佳容量.根据某电网一年的频率统计,以实际核电厂运行参数为例进行计算验证.研究结果表明,本文所提出的方案不仅可以使核电厂具备一次调频能力,而且能大大降低机组负荷变动次数.因此,本方案可以在实现核电厂参与一次调频的同时保证机组运行的安全.

    核储一体化一次调频容量配置改进粒子群算法

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    铅铋气溶胶动力学实验平台研制与初步参数测量

    王雨晴邓理邻倪木一武杰伟...
    178-185页
    查看更多>>摘要：铅铋快堆的一回路冷却剂液态铅铋合金(LBE)受中子辐照会产生放射性核素210Po,210Po具有一定挥发性,有必要深入研究210Po的迁移扩散行为.气溶胶是易挥发放射性核素释放的主要载体,本文基于国内外关于反应堆气溶胶实验平台的设计运行经验研制了 LBE气溶胶动力学实验平台,通过结合扫描电迁移率法和光学散射法,实现了对LBE气溶胶粒子计数与粒径分布的广谱测量.测量结果表明,LBE气溶胶的粒径分布主要为纳米级.通过对测量结果的数据处理,初步开展了 LBE气溶胶动力学分析,从而为铅铋快堆放射性气溶胶的后续安全分析提供关键参数.

    铅铋快堆铅铋合金(LBE)气溶胶动力学核素迁移

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    "华龙一号"LOCA事故后IRWST内pH及碘扩散模型

    王城喻路长冬郭少强陈忆晨...
    186-193页
    查看更多>>摘要："华龙一号"地坑设置非能动pH值调节篮,加入碱性添加剂控制大破口失水事故(LOCA)后安全壳内置换料水箱(IRWST)pH,从而降低壳内气相碘浓度,预测事故后pH和碘浓度对事故源项和放射性分析至关重要.本文针对LOCA后再循环水流程,结合碘的气液分配、双膜理论以及碘形态与pH关系,建立宏观瞬态模型,实现事故后IRWST瞬态pH、物质浓度以及安全壳内气液两相碘浓度计算.对比Visual MINTEQ软件结果验证了模型pH计算,选取工况参数代入模型分析影响因素,结果正确反映pH与碘浓度的关系,证明该模型具备预测事故后pH和碘浓度的能力.

    大破口失水事故(LOCA)安全壳碘pH"华龙一号"

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    高灵敏度内置电容式控制棒棒位传感器静态特性研究

    李彦霖秦本科薄涵亮
    194-200页
    查看更多>>摘要：内置电容式控制棒棒位传感器可应用于控制棒水力驱动系统.针对四螺旋电极电容式控制棒棒位传感器,本文对双电容值方法测量控制棒棒位的静态特性进行了研究.通过开展传感器的原理性实验,建立了传感器的计算模型,并进行了数值模拟结果的实验验证.假定被测杆整体偏心,利用数值模拟方法建立了两组电容值与控制棒棒位的函数关系式,并对该函数关系式进行了误差分析,分析了该关系式对被测杆不同偏转方向和倾斜状态的适用性.研究结果表明,利用双电容值的棒位测量方法,对控制棒棒位的最大测量误差小于±6 mm,传感器灵敏度在0.05 pF/mm量级,能够满足控制棒棒位的实际测量需求.

    控制棒水力驱动系统控制棒棒位电容式传感器

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    华龙一号主泵卡轴事故工况瞬态过渡过程数值分析

    潘军黎义斌瞿泽晖郭艳磊...
    201-209页
    查看更多>>摘要：为揭示核主泵卡轴事故工况管路瞬变机制,通过匹配核主泵和反应堆一回路系统管路阻力特性的关系,建立三环路反应堆冷却剂系统的简化水体模型.基于计算流体动力学(CFD)方法,再现了卡轴事故工况下系统内部的实际瞬态流动过程及其参数实时变化规律,构建了卡轴工况下反应堆冷却剂系统事故安全评估方法,对卡轴事故工况下系统主管路压力、过渡段弯头壁面载荷、三种典型曲率半径传热管压力的瞬态变化情况进行分析.研究表明:在卡轴事故过程中,事故环路中流量在下降至0m3/h后反向增加,发生倒流现象;事故环路与其他环路的压力和壁面载荷在发生卡轴事故后均会发生剧烈变化后稳定,且事故环路变化程度更大;不同曲率半径传热管压力振荡规律基本一致,且沿各传热管进口至出口方向,监测点的压力峰值逐渐递增.

    核主泵卡轴事故管路瞬变机制反应堆冷却剂系统数值分析

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    基于APROS的压水堆核电机组变负荷动态特性研究

    王岳元天润庄亚平张晋...
    210-217页
    查看更多>>摘要：利用仿真软件APROS,基于模块化建模方法,搭建了包含一、二回路主要设备的百万千瓦级压水堆核电机组动态仿真模型,并进行了稳态工况与动态过程的仿真验证.在此基础上,研究了不同速率的线性降负荷与不同幅度的阶跃降负荷下核电机组主要参数的动态变化.结果表明:阶跃降负荷幅度小于等于2％满功率(FP)时,一回路平均温度波动小,不能引起控制棒的动作;当阶跃降负荷幅度大于2％FP且小于等于5％FP时,回路平均温度波动引起控制棒动作但很快回到温度死区,最终稳定的回路平均温度反而高于初始温度;负荷线性变化过程中稳压器压力波动最大可达到0.3 MPa;由于冷却剂比容与温度呈正相关,稳压器相对水位变化与回路平均温度变化趋势基本一致.本研究旨在为压水堆核电厂灵活运行提供理论参考.

    压水堆动态特性系统建模反应堆功率控制

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