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

    基于数值方法的燃料组件格架热扩散特性研究

    陈曦王啸宇崔聪邓坚...
    91-97页
    查看更多>>摘要：作为堆芯热工设计中子通道分析程序的关键输入参数,热扩散系数(TDC)一般通过单相热工试验获得,时间和经济代价较高.本文从湍流交混的机理和模型出发,深入阐述了TDC在子通道程序中的模拟方法,纠正了以往只能温度场计算获得TDC的问题,提出了表征冷热通道温度交换效果的热扩散特性因子,基于计算流体动力学(CFD)技术形成了一整套热扩散特性评价方法,并和试验结果进行了对比验证.对比分析结果表明,数值方法的结果与试验结果相对偏差不超过 10%,符合效果良好,在考虑一定保守惩罚的情况下基本上可替代相关试验,极大地提高了设计研发效率.此外,对热工水力参数、定位格架结构、轴向格架数量、格架跨距等因素对燃料组件热扩散特性的影响进行了深入分析,结果表明组件的热扩散特性与格架等结构密切相关,受热工参数的影响不大.

    热扩散系数子通道计算流体动力学(CFD)定位格架温度场

      原文链接:
    • 维普
    • 万方数据

    事故容错燃料对核电厂安全影响评价

    刘萍萍刘梦影徐浩德
    98-105页
    查看更多>>摘要：以CPR1000为参考机组,结合CPR1000 一级概率安全分析(PSA)结果,选取大破口失水事故(LOCA)、中破口LOCA、小破口LOCA、全厂断电(SBO)、完全丧失给水、丧失主给水未能紧急停堆的预期瞬变(ATWT)等典型设计扩展工况(DEC)事故情景,使用中广核研究院有限公司自主研发的基于事故容错燃料(ATF)性能开发的热工水力程序LOCUST和SPRUCE,针对ATF-1、ATF-2、ATF-3、ATF-4、ATF-5这 5种在研ATF进行确定论计算,并与传统的UO2-Zr材料比较,分析不同ATF在上述典型事故下的事故进程、堆芯损伤时间、系统成功准则和人员响应时间,发现ATF在事故中有更低的包壳峰值温度、更高的包壳限制温度使得CPR1000机组具有更大的安全裕量,为ATF材料选型提供支持.基于确定论分析结果,针对不同ATF,建立一级PSA模型,从概率论角度给出不同ATF材料对CPR1000机组安全的影响,结果表明现有ATF直接应用于现有反应堆并无实质性的收益.在确定论和概率论分析基础上,文中给出了基于ATF的反应堆发展方向.

    设计扩展工况事故容错燃料确定论分析概率论分析反应堆发展方向

      原文链接:
    • 维普
    • 万方数据

    14英尺核燃料组件变形超声波测量技术及应用

    曾源梁军谢伟戎王刚...
    106-111页
    查看更多>>摘要：为了解辐照后燃料组件变形情况,对换料设计优化、调整装料步序提供辅助手段,本测量技术利用超声波测距及后期的图像处理技术,能够在反应堆卸料期间快速测量燃料组件变形,并绘制全堆芯燃料组件变形分布情况.测量结果表明,同一机组循环末全堆芯燃料组件变形情况趋于一致,外围组件在循环末均不同程度朝反应堆外侧变形.本技术可为换料设计优化提供依据,避免落棒试验风险以及外围燃料组件格架磨损.

    堆芯燃料组件变形测量反应堆换料

      原文链接:
    • 维普
    • 万方数据

    压水堆燃料组件轴向刚度模型及影响因素分析研究

    金渊古成龙田玮张玉相...
    112-120页
    查看更多>>摘要：目前国内商业压水堆燃料组件事故工况轴向分析模型主要依赖国外技术转让,在理论机理研究深度上明显不足.本文从燃料组件的基本结构特征出发,基于基本的力学理论,首先建立较小的基本结构特征单元模型并分析其轴向刚度,进而合理推广该基本结构模型并建立整体的燃料组件轴向分析模型.基于提出的分析模型,开展了格架层数、夹持系统以及导向管厚度三方面的轴向刚度敏感性分析,分析结果表明格架层数与组件轴向刚度呈负相关性,格架夹持力影响燃料棒滑移力阈值,导向管厚度增加引起组件轴向刚度增加.本文研究结果可为新型燃料组件事故工况轴向模型研究提供新的思路.

    燃料组件轴向刚度分析模型敏感性

      原文链接:
    • 维普
    • 万方数据

    铀电解精炼过程中浓差极化及电极动力学的模拟研究

    梁柏张萌孙兰昕王靖阳...
    121-131页
    查看更多>>摘要：通过Nernst方程将浓度与过电位相关联,构建了浓度依赖的Butler-Volmer电极动力学公式.基于支持电解质理论优化了传质方程和电位分布方程,改进了铀电解精炼模型.利用新模型分别模拟了循环伏安曲线、恒电位沉积过程和恒电流沉积过程,定量分析了不同电解条件下的浓差极化现象和电极动力学行为.模拟循环伏安曲线与实验结果吻合较好,验证了模型的准确性.通过模拟得到了U(III)浓度、电位和电流密度等在熔盐中和电极表面的分布,预测了扩散层厚度、极限扩散电流和沉积层厚度等关键参数,对比了恒电流沉积和恒电位沉积过程中浓差极化引起的驱动力变化.本研究建立的数值模型可作为优化工艺参数和设计工艺设备的有力工具,对深化理解铀电解精炼机理具有重要物理意义.

    铀电解精炼浓差极化电极动力学数值模拟

      原文链接:
    • 维普
    • 万方数据

    高温气冷堆主控室振动噪声模拟研究

    朱腾浩王洪涛王海涛
    132-138页
    查看更多>>摘要：主控室噪声是核电厂运行安全关注的重要问题之一.本文基于结构有限元模型和声学边界元模型,探究主蒸汽管道振动对高温气冷堆主控室内噪声的影响.建立了某高温气冷堆概念设计核岛厂房的频响分析有限元模型与主控室频域声学边界元模型,预测结构传递主蒸汽管道振动主导的主控室噪声水平;探究不同主蒸汽管道对主控室内声压级的影响规律,并基于声学贡献量分析,识别对主控室噪声贡献最大的墙壁振动;提出了通过物理隔断进行主控室振动噪声优化的方法.结果表明,主蒸汽管道水平振动在主控室内产生的噪声高于竖直振动;主蒸汽管道振动引起的最大噪声超过 60 dB;主控室靠近主蒸汽管道隔离阀间的墙壁与天花板对室内噪声的声学贡献量最大;通过物理隔断可大幅降低主控室内部噪声水平.

    高温气冷堆主控室振动噪声主蒸汽管道边界元

      原文链接:
    • 维普
    • 万方数据

    接地测量型电容式棒位传感器的灵敏度分析模型研究

    李彦霖秦本科薄涵亮
    139-146页
    查看更多>>摘要：控制棒棒位传感器是控制棒水压驱动系统的六大核心部件之一,其为核反应堆提供了唯一真实的棒位指示.接地测量型电容式棒位传感器具有测量精度高和抗干扰能力强的特点,可实现对控制棒棒位的一步一测.为澄清该型棒位传感器的电容敏感机理,本文基于保角变换法,建立了传感器的灵敏度分析模型,利用数值模拟方法和传感器的静态标定实验结果进行了模型修正和模型评价.结果表明,该灵敏度分析模型能够准确分析接地测量型电容式棒位传感器的静态测量特性,理论解和实验结果的相对误差为 3.4%,该模型可用于传感器的结构分析和优化设计.

    接地测量棒位传感器灵敏度分析模型保角变换

      原文链接:
    • 维普
    • 万方数据

    Inconel690蒸汽发生器传热管微振磨损的极限尺寸研究

    李田薛冬林陈艳慧邵春兵...
    147-152页
    查看更多>>摘要：以含微振磨损缺陷的Inconel 690传热管爆破压力为研究对象,开展了含缺陷传热管的高温爆破试验和传热管缺陷尺寸的涡流检验试验,基于正态分布建立了包含不确定度的传热管爆破压力预测模型以及缺陷深度预测模型,并采用直接累加和简化统计方法计算了包含不确定性的传热管爆破压力.结果显示,采用直接累积法同时计入材料性能、爆破压力预测模型、涡流检验的第 95百分位最坏情况,可得到较保守的传热管爆破压力预测值.采用简化统计法计入材料性能、爆破压力预测模型、涡流检验的不确定性,可有效降低直接累积误差带来的过保守问题.

    传热管堵管准则微振磨损极限尺寸爆破压力涡流检验

      原文链接:
    • 万方数据

    核电厂严重事故设备可用性鉴定方法和要求研究

    金鑫唐辉韩继伟徐教珅...
    153-158页
    查看更多>>摘要：核电厂设计和建造过程中通过对设备开展严重事故设备可用性鉴定,以确保严重事故所必需的设备在严重事故条件下能够执行预期的安全功能.本文针对现行标准规范中与严重事故设备可用性鉴定相关的要求进行研究,并结合严重事故现象和过程,提出了一套系统且具有可操作性的严重事故设备可用性鉴定方法和要求,包含基本原则、设备范围的筛选方法、环境条件确定的要求以及设备可用性鉴定的过程,并给出了典型案例.

    核电厂设备可用性鉴定严重事故

      原文链接:
    • 维普
    • 万方数据

    基于脉冲型中子探测器信号特性的核信号发生器研究

    罗庭芳包超高志宇王立...
    159-165页
    查看更多>>摘要：脉冲型中子探测器将中子注量率转化为随机微弱电流脉冲信号,由于该信号的特殊性,核测量设备一般需要借助堆上试验验证实际探测性能.由于通过堆上试验的研究方式花费较大且时间受限,本文以涂硼正比计数管这类典型的脉冲型中子探测器为对象,研究了一种脉冲型中子探测器信号模型及其核信号发生器实现方案.通过仿真验证了各关键部分特性,验证结果表明:所提出的核信号发生器方案可以产生满足指数分布的时间间隔序列,单脉冲形状与探测器信号相似,幅度可按均匀分布随机变化.

    脉冲型中子探测器核信号发生器随机信号

      原文链接:
    • 维普
    • 万方数据