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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

    压水堆机组一回路环境促进疲劳分析方法研究

    吕方明姜赫童赫曹国畅...
    232-236页
    查看更多>>摘要：环境促进疲劳(EAF)是以水为冷却剂的反应堆的重要老化机理,对核电厂一回路关键敏感部位的疲劳寿命有重要影响.介绍了美国关于EAF关键敏感部位的筛选流程和环境疲劳修正因子(Fen)的计算公式,并统计了美国延寿机组EAF关键敏感部位筛选的结果.参考美国EAF分析方法,筛选出了国内某核电厂 1、2号机组一回路EAF关键敏感部位.所述流程、方法和案例对于国内核电厂EAF分析具有重要的指导和示范意义.

    核电环境促进疲劳(EAF)筛选老化

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    核级管道焊缝可检率优化研究

    武相崔聪邬芝胜蔡鼎阳...
    237-241页
    查看更多>>摘要：核级管道焊缝不可检问题不仅使焊缝抽检比例达不到现行标准要求,而且影响焊缝全寿期内的状态监测,不利于反应堆冷却剂系统运行安全.以浮动式核电站核级管道焊缝役前检查为例,采用描述统计的方法,对焊缝不可检问题进行详细原因分析.分析结果表明焊缝检测成像障碍是造成焊缝不可检的主要因素,焊缝检测不可达因素次之;形成原因涉及设计、安装、结构功能性和设备结构特性等多个方面.针对性提出的优化措施可将焊缝可检率由65.5%至少提升至74%,有效提高了焊缝可检率,保障了系统运行安全.

    可检率核级管道焊缝成像障碍不可达

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    华龙一号核电机组运行图优化研究

    崔怀明蔡志云
    242-247页
    查看更多>>摘要：针对华龙一号(HPR1000)核电机组运行图在特定工况下区域狭窄等问题.本文从提高余热排出系统(RHR)接入压力、降低主泵的启泵压力下限、扩大稳压器波动管两端允许的温差、降低反应堆冷却剂的过冷度限值等方面入手,对运行图进行了优化分析和研究,提出了HPR1000核电机组运行图的优化方案,优化前后对比分析表明,优化后的运行图的允许运行范围更宽、运行效率提高且运行可靠性增强.

    华龙一号(HPR1000)运行图波动管温差过冷度余热排出系统(RHR)接入压力

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    基于一阶中子输运方程的杂交间断有限元方法研究

    孙启政刘晓晶张滕飞
    248-253页
    查看更多>>摘要：复杂构型先进反应堆的不断提出对中子学数值方法提出了更高的要求,为实现对复杂问题的准确、高效模拟,本文提出一种基于一阶双曲型中子输运方程(NTE)的杂交间断有限元(HDG)方法.该方法在角度上采用了离散纵标(SN)的格式将原始的方程解耦为各个角度方向的相互独立的方程;在空间上采用迎风格式对方程进行离散,整个问题的全局矩阵耦合系统呈现分块下三角的形式,更加适合网格数目较多的复杂几何非均匀中子输运问题场景.选取了TAKEDA1基准题与非均匀组件问题作为分析对象,对所提出的HDG方法的计算性能进行了分析.数值结果表明,HDG在上述算例中均实现稳定收敛,有效增殖系数keff与参考解的最大误差为 108pcm(1pcm=10-5).此外,与传统二阶偶对称形式方法相比,一阶HDG方法空间扫描更为高效,在上述算例中实现了约 2倍的加速比.因此,本文研究的HDG方法能够为复杂构型反应堆问题提供可选的解决方案.

    杂交间断有限元(HDG)中子输运方程(NTE)迎风格式离散纵标(SN)

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    热管失效对高温热管管束及基体影响实验研究

    王锦源李潘潇王成龙张泽秦...
    254-262页
    查看更多>>摘要：为了验证小型热管反应堆的可行性,本研究设计了一种高温热管管束的实验装置.该实验装置通过拔出热管模拟热管失效,由电加热棒模拟堆芯燃料棒,用以探究热管失效对热管管束、燃料棒及堆芯基体的影响.实验发现:热管失效带来的最直接影响是堆芯基体局部温度突升,在功率 4.2 kW下,单管失效时附近基体温度平均上升约 70℃,双管失效时附近基体温度平均上升约 120℃;单管失效对其余正常热管影响较小,正常热管蒸发段平均温升 15℃,双管失效时,与失效热管相邻的燃料元件平均温升约 66℃.本文获得的热管失效下的高温热管管束实验数据可为热管堆的建模仿真提供数据支持.

    热管反应堆热管管束热管失效瞬态分析

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    高温流动液态金属腐蚀装置设计及实验研究

    宋小勇庞永强孟献才田书建...
    263-270页
    查看更多>>摘要：针对核聚变装置中液态锂第一壁及液态金属包层部件中高温流动液态金属对结构材料的相容性问题,尤其是腐蚀性问题,设计一种高温流动液态金属腐蚀实验装置,采用ANSYS软件对液态金属流动与传热特性进行三维数值模拟分析,模拟和测试结果表明该实验装置能够实现第一壁和包层结构中液态锂温度(300～600℃)和流速(＜0.2 m/s)的工况,具备开展高温动态液态锂与结构材料腐蚀特性研究的条件.同时,初步开展相对流速 0.2 m/s、550℃液态锂对国产低活化铁素体/马氏体钢(9Cr-0.4Mo-0.3Y钢)长达 1000 h的腐蚀特性研究.实验结果表明,9Cr-0.4Mo-0.3Y钢发生了明显的晶界腐蚀和孔蚀,样件表面硬度因不均匀腐蚀导致不同程度的降低.X射线衍射分析结果表明,腐蚀后的 9Cr-0.4Mo-0.3Y钢表面并未发生相变,但因304不锈钢腐蚀罐体中Ni元素的溶解迁移导致其表面出现03-1049#FeNi峰.

    腐蚀装置热力学模拟液态锂低活化钢腐蚀特性

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    缓解铅铋快堆冷却剂腐蚀的最优化氧含量控制策略研究

    陈佳杰王世伟何辉刘晓晶...
    280-289页
    查看更多>>摘要：为获得铅铋快堆燃料包壳腐蚀缓解的最优氧含量控制策略,本研究通过构建T91氧化/腐蚀模型,分析了燃料元件包壳界面的演化规律.在此基础上,以氧化层厚度为优化问题的约束条件,采用鲸鱼优化算法(WOA)对氧含量控制策略进行了寻优分析,得到"低-中-高-低"循环波动氧含量控制策略.此外,本研究对固定氧主导条件与优化氧含量控制策略下的燃料元件表面氧化层分布进行了模拟对比.研究结果表明,在优化氧含量控制策略下,燃料元件包壳未触发溶解腐蚀,且表面氧化层的整体厚度较固定氧主导工况有显著减少,其中磁铁矿层平均厚度同比下降 95.6%;尖晶石层平均厚度下降 44.2%,本文所构建的最优氧含量控制策略可为铅铋快堆包壳腐蚀缓解提供参考.

    铅铋共晶氧化腐蚀包壳材料氧含量控制策略

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    基于DPM方法的安全壳内气溶胶输运特性初步研究

    王雨晴翁炎运倪木一邓理邻...
    290-296页
    查看更多>>摘要：核电厂在正常运行和发生严重事故时,气溶胶是放射性物质的主要泄漏途径.本文基于流体仿真软件FLUENT中欧拉-拉格朗日方法的离散相模型(DPM),针对铅基堆安全壳内气溶胶输运特性开展数值模拟研究.模拟结果显示静止流场中气溶胶小粒径颗粒受布朗力的驱动在不同壁面的沉降数量分布较均匀;大粒径颗粒受重力的驱动在不同壁面的沉降数量分布不均匀.同时,以PHEBUS FP T0实验的沉降阶段作为基准工况,验证了模型方法在安全壳环境下的适用性与准确性.最后,基于安全壳的二维轴对称简化模型,模拟了反应堆正常运行工况下从堆芯表面到安全壳中的气溶胶迁移和沉降过程.研究发现,在正常运行工况下,粒径 0.1 μm的气溶胶会随流线进行大范围的迁移并在安全壳上壁面和竖直壁面的交界附近被捕获,粒径 3 μm和 10 μm的气溶胶会滞留在安全壳下壁面附近或沉降到安全壳下壁面.基于本模型研究得到的初步结论,可为后续开展的气溶胶受力分析实验和安全壳内气溶胶迁移实验提供参考.

    气溶胶离散相模型(DPM)安全壳压水堆铅基堆

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