首页期刊导航|核动力工程
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

    基于深度自编码器的核动力历史异常数据检测技术研究

    杨继红陈玲王晓龙张永发...
    207-213页
    查看更多>>摘要：为解决核动力历史异常数据检测中存在的新的异常识别困难问题,基于重构误差的思路,提出基于深度自编码器的历史数据异常检测模型.该模型以某稳态运行工况下正常历史数据为学习对象,通过最小化正常数据重构误差目标训练模型,根据待测数据重构误差大小判断其是否异常.研究结果表明,深度自编码器对正常数据重构能力较好,对异常数据重构能力不足.因此,通过比较重构误差大小,深度自编码器能够有效检测出核动力历史异常数据,其性能优于一类支持向量机,可以为核动力装置状态评估提供相关依据.

    核动力异常检测重构误差深度自编码器

      原文链接:
    • 维普
    • 万方数据

    燃料组件修复系统设计与验证

    李成业王万金王亚军刘豪...
    214-217页
    查看更多>>摘要：为充分利用辐照后燃料组件,结合其密集型和重量轻的特点,提出了一种燃料组件的修复工艺,设计了一套辐照后燃料组件修复系统,对关键零部件进行了详细设计并采用ANSYS软件进行抗震校核.结果表明,燃料组件修复系统主体框架应力和变形均满足要求;通过工程试验样机验证,辐照后燃料组件修复系统能够安全可靠地实现具有密集型棒束特点的燃料组件的拆卸和复装作业,为辐照后燃料组件再次入堆创造了条件.

    燃料组件修复密集棒束更换燃料棒

      原文链接:
    • 维普
    • 万方数据

    核电站仪控系统故障风险分析方法

    罗慧李建伟王翔宇
    218-224页
    查看更多>>摘要：为满足核电站仪控系统故障定位快速准确、风险分析可靠全面的需求,提出了一种基于风险自动分析模型的仪控系统故障风险分析方法.首先,将传统的系统内嵌式自诊断分析、基于故障模式与影响分析(FMEA)、逻辑信号自动化分析技术相融合构建了风险自动分析模型;然后基于风险自动分析模型开发了故障风险自动化分析融合平台;最后通过实例分析验证所提方法的有效性.实践表明该方法可有效提高故障精准定位效率,减少故障风险分析时间,降低人因失误风险.

    故障定位自诊断分析FMEA逻辑信号自动化分析

      原文链接:
    • 维普
    • 万方数据

    大直径球罐内液体闪烁体和超纯水置换数值模拟

    赵宏伟董瑞李俊杰欧阳峥嵘...
    225-230页
    查看更多>>摘要：中微子实验装置一方面需要屏蔽大量的宇宙射线和来自岩石、空气、灰尘的天然放射性;另一方面需要尽可能降低实验设施自身的放射性本底.本文利用计算流体动力学(CFD)软件模拟研究了中心探测器(大直径球罐)内液体闪烁体(简称液闪)和超纯水的置换过程,分析水中的放射性杂质进入液闪的情况,研究自然对流对置换过程中液闪本底的影响.通过模拟无自然对流和有自然对流2种工况,得到2种工况下液闪和水的相态与流态分布以及相含量随时间的变化情况,提取出相界面处竖直向上速度,并计算得出截面向上总流量,以判断自然对流对置换过程的影响.结果表明:在有自然对流工况下液闪向上的平均体积流量是小于无自然对流状态的,可知自然对流可以抑制水中放射性杂质进入液闪.

    大直径球罐计算流体动力学(CFD)置换自然对流

      原文链接:
    • 维普
    • 万方数据

    华龙一号主控室可居留区气密性试验研究

    许福南王广军吴樱
    231-234页
    查看更多>>摘要：基于恒定流量法,对主控室可居留区气密性试验从试验方法选择、示踪气体注入及取样方法、平衡浓度、试验结果计算等多个维度展开了研究,并在卡拉奇核电项目K2/K3机组进行了改进及应用.结果表明,通过研究正压与风量差值的关系,得出了执行试验的理想正压区间为35～50 Pa;通过研究示踪气体混合均匀性影响因素,确定了正压与内漏量的关系,并得出了执行试验的理想正压值约为50Pa;通过研究正压与风量差值的关系,得出了执行试验的理想正压区间为35～50 Pa;在此基础上,通过示踪气体浓度数据对比分析,分析了浓度的波动幅度及规律,提出了促进示踪剂平衡的有效措施,即增加混流设备可以使示踪气体浓度充分均匀,减小浓度的波动幅度.

    主控室可居留气密性恒定流量平衡浓度

      原文链接:
    • 维普
    • 万方数据

    基于球坐标法的高精度激光测量技术在核电厂堆本体维修中的应用

    王学芳陆少威
    235-240页
    查看更多>>摘要：反应堆本体维护是核电机组换料大修必须要做的重要工作.由于反应堆本体中设备结构复杂、尺寸较大、维修工期紧张、辐射剂量率高,缺陷的测量检查、水下维修工装的安装定位等非常困难,无法应用常规技术进行测量检查.本研究采用先进的基于球坐标法的高精度激光测量技术并结合柔性工装,可实现在大型空间内水下远距离的精确测量,并对测量数据进行趋势分析,得到出现偏差的原因,为机组大修提供可靠数据支持,从而保证高辐射环境水下维修工作的顺利开展,确保核电厂安全、可靠、稳定运行.

    反应堆本体水下维修激光测量技术精确测量

      原文链接:
    • 维普
    • 万方数据

    气冷堆进水事故分析

    马誉高曹忠彬王金雨邓坚...
    241-247页
    查看更多>>摘要：气冷堆受工作环境或运行状态影响,可能发生其所特有且造成严重事故后果的进水事故.针对美国气冷堆S4堆设计方案,模拟分析在正常运行工况下冷凝器部分传热管破裂导致的进水事故,研究事故造成的正反应性引入、回路超压等事故后果.利用反应堆蒙特卡洛程序RMC计算进水过程中谱移吸收体材料Ir对反应性引入的影响,并利用自主研发的气冷堆系统分析程序HXRTRAN计算进水过程中的温度及布雷顿循环回路压强数据.结果表明,进水事故发生时,0.5 kg进水量将导致布雷顿循环回路的压强超过10 MPa,可能会造成更大面积的冷凝器管路破损并导致水二次灌入;同时进水将导致大量正反应性引入,若堆内燃料表面添加了谱移吸收体材料Ir,堆芯可在进水事故下自发降功率,当水蒸气量超过5 kg后,堆芯功率快速下降至额定功率的2.2％左右,并逐渐接近停堆.可见谱移吸收体材料Ir对于堆芯进水导致的正反应性引入具有显著的抑制效果.

    气冷堆进水事故正反应性引入

      原文链接:
    • 维普
    • 万方数据

    华龙一号反应堆DNBR在线监测系统开发及验证

    陈曦吴清邓坚刘余...
    248-253页
    查看更多>>摘要：传统的二代反应堆保护系统一般采用超温ΔT保护信号,这种保护方法比较保守,且属于间接方式,而偏离泡核沸腾比(DNBR)在线监测软件能够直接监督安全参数的变化.为了更直观地实时掌握华龙一号反应堆堆芯的安全裕量,进一步提高反应堆安全运行的灵活性,本文从压水堆堆芯的热工设计基础模型出发,提出了兼顾计算速度和求解精度的DNBR在线监测热工计算模型,开发了一套可用于华龙一号反应堆的DNBR在线监测系统,并从堆芯独立验证、模拟信号验证、华龙一号首堆实堆运行数据验证等三个方面对在线监测系统的计算模型进行了充分验证.结果表明,DNBR在线监测系统计算精度较高,与自主化子通道程序相当,能够满足华龙一号反应堆工程设计的需求.

    华龙一号偏离泡核沸腾比(DNBR)在线监测

      原文链接:
    • 维普
    • 万方数据

    《核动力工程》投稿须知

    后插1页
      原文链接:
    • 维普
    • 万方数据