核动力工程

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Nuclear Power Engineering

杂志简介:《核动力工程》杂志经新闻出版总署批准,自1980年创刊,国内刊号为51-1158/TL,是一本综合性较强的科学期刊。该刊是一份双月刊,致力于发表科学领域的高质量原创研究成果、综述及快报。主要栏目:核反应堆热工水力专栏、核动力技术创新专栏、核电厂运行维护专栏

主管单位:中国核动力研究设计院
主办单位:中国核动力研究设计院
国际刊号:0258-0926
国内刊号:51-1158/TL
全年订价:¥ 400.00
创刊时间:1980
所属类别:科学类
发行周期:双月刊
发行地区:四川
出版语言:中文
预计审稿时间:1-3个月
综合影响因子:0.49
复合影响因子:0.35
总发文量:2732
总被引量:10307
H指数:25
引用半衰期:5.8077
立即指数:0.0054
期刊他引率:0.8813
平均引文率:6.3514
  • 中国实验快堆堆容器冷却系统全厂断电工况温度场分析

    作者:乔雪冬; 杨红义; 冯预恒 刊期:2006年第Z1期

    堆容器冷却系统是中国实验快堆(CEFR)-回路系统中的重要辅助系统之一,用于在各种工况下对反应堆堆容器进行冷却.本文利用国际通用的计算流体力学软件STAR-CD对CEFR堆容器冷却系统进行三维数值模拟,得到了在全厂断电事故发展过程中堆容器冷却系统的温度场和流场的瞬态分析结果,为相应部件的力学分析以及其它工况的分析提供了数据,对快堆优化设计...

  • ACR-700核电厂小破口失水事故分析

    作者:郑利民; 申森 刊期:2006年第Z1期

    针对加拿大AECL最新推出的ACR-700先进重水堆核电厂设计,建立CATHENA MOD3.5d重水堆热工水力系统分析程序的分析模型,并用该程序进行小破口失水事故下热传输系统和反应堆热工水力瞬态特性分析.主要分析重水堆核电厂对应反应堆入口集管、热传输泵吸入段及反应堆出口集管3种不同破口位置的典型的最不利事故工况,确定了导致最不利事故后果的破口面...

  • 西安脉冲堆稳态堆芯脉冲运行安全性分析及新堆芯布置方案设计

    作者:陈立新; 陈伟; 张颖; 江新标; 赵柱民 刊期:2006年第Z1期

    通过对堆芯安全参数的理论计算,分析了西安脉冲堆稳态堆芯布置脉冲运行的可行性.在原设计稳态堆芯的基础上,给出两种新的堆芯布置方案,计算了两种设计方案的堆芯物理参数、安全参数和孔道参数.该项工作对今后简化例料程序、提高特定孔道参数、降低燃料元件破损事故发生概率具有一定的意义.

  • 严重事故下安全壳内环境条件计算分析

    作者:陈松; 刘鑫; 史国宝; 朱鑫官; 蔡剑平 刊期:2006年第Z1期

    参照对先进压水堆安全壳的要求,结合恰希玛二期工程严重事故缓解措施,对大破口失水事故(LLOCA)叠加安注失效、小破口失水事故(SLOCA)叠加安注失效、全厂断电(SBO)叠加柴油机驱动的辅助给水失效等严重事故序列可能影响安全壳内环境的条件及缓解措施进行了分析.结果表明,恢复喷淋可以明显地降低安全壳内的压力和温度,有效地改善安全壳内的环境,从...

  • 严重事故下核电站安全壳内氢气分布及控制分析

    作者:方立凯; 陈松; 周全福 刊期:2006年第Z1期

    使用安全壳分析程序CONTAIN计算分析了百万千瓦级压水堆核电站严重事故下安全壳内的氢气浓度分布.分别对一回路冷段大破口失水(LB-LOCA)叠加应急堆芯冷却系统(ECCS)失效(不包括非能动的安注箱)事故和全厂断电(SBO)叠加汽轮机驱动的应急给水泵失效事故两个严重事故序列进行了计算.计算结果表明,不同严重事故下,安全壳各隔间对氢气控制系统的要求...

  • 高温堆热气联箱内部流场分析

    作者:王金华; 薄涵亮; 姜胜耀; 黄志勇 刊期:2006年第Z1期

    以高温堆热气联箱为研究对象,在实验研究的基础上,采用流体力学计算程序CFX5对热气联箱和热气导管内部流场进行了数值模拟,以获得热气联箱和热气导管内的速度场、压力场和温度场,为高温堆热气联箱的设计和实验研究提供参考.数值计算结果表明:热气联箱内气流发生剧烈搅混,加速了不同温度气流间的热传递,有利于高温和低温气流间的温度混合.但存在...

  • 聚变实验堆ITER实验包层瞬态热工安全分析

    作者:柏云清; 吴宜灿; 陈红丽 刊期:2006年第Z1期

    在中国向ITER(International Thermonuclear Experiment Reactor)实验包层工作组提交的双功能锂铅实验包层模块(DFLL-TBM)设计分析的基础上,通过对DFLL-TBM系统相关的瞬态事故如真空室内部冷却剂泄漏、TBM(实验包层模块)内部冷却剂泄漏以及真空室外部冷却剂泄漏事故进行计算分析,评价DFLL-TBM对ITER在热工方面对安全的影响.结果表明:当发生瞬态...

  • 稳压器卸压阀卸压效果研究

    作者:纪段; 曹学武; 车济尧 刊期:2006年第Z1期

    基于国际上模拟严重事故瞬态过程最详细的机理性程序SCDAP/RELAP5/MOD3.1,主要分析研究了核电站未紧急停堆的预期瞬变(ATWS)初因(失去主给水、失去厂外电和控制棒失控提升)叠加辅助给水失效导致的堆芯熔化严重事故进程,并验证阻止ATWS导致堆芯熔化进程的一次侧卸压缓解措施的充分性和有效性.计算分析结果显示,一列稳压器卸压阀不足以充分降低一...

  • 新型氮气稳压器系统稳态和瞬态特性研究

    作者:张大林; 秋穗正; 苟军利; 贾斗南 刊期:2006年第Z1期

    根据氮气稳压器系统的基本理论模型,分析了氮气稳压器的稳态和瞬态运行特性,得到了两种不同波动流量工况下,稳压器压力、水位、水区焓、水区质量、氮气温度及氮气体积随时间的变化特性.结果表明:当波动流量为正波动时,稳压器的压力、水区质量、水区焓、水位、氮气温度均呈上升趋势,氮气的体积降低;而当波动流量为负时,各参数变化规律相反.研究表...

  • WWER-1000燃料组件特点及棒弯曲分析

    作者:姚进国 刊期:2006年第Z1期

    本文根据WWER-1000反应堆的设计特点及其运行实践,阐述了WWER-1000燃料组件的设计特点,并与西方压水堆燃料组件进行了相应的比较.重点分析论述了WWER-1000反应堆燃料棒弯曲的特点,以及在热工水力和燃料组件设计中是如何考虑棒弯曲效应的,进行了燃料棒弯曲对临界热流密度影响实验的研究.结果表明:WWER-1000燃料组件在整个运行寿期内的性能是可以...

  • 低干度自然循环流量漂移的特征曲线图谱分析

    作者:杨星团; 姜胜耀; 张佑杰 刊期:2006年第Z1期

    在5MW低温核供热堆全模拟试验回路(HRTL-5)上,实验观察到了低干度自然循环条件下的流量漂移现象.通过一个考虑了加热段欠热沸腾、上升段冷凝、闪蒸等物理过程的两相流动数学模型,编制了相应的计算程序,获得了自然循环特征曲线图谱及其运行曲线,确定了自然循环分岔图和静态不稳定边界图,进而提出了通过自然循环特征曲线图谱研究流量漂移的分析方...

  • 平行通道管间脉动试验过程中系统不稳定现象分析

    作者:卓文彬; 王飞; 肖泽军 刊期:2006年第Z1期

    在平行通道管间脉动试验过程中,系统出现了同频率等幅同相脉动和水锤现象.本文对此进行分析讨论的结果表明,回路系统中混凝器的存在容易引起系统的流动不稳定.用文丘里管流量计测量脉动流量除了应考虑测量系统的动态测量要求外,还必须对测量的平均流量和振幅加以修正.

  • 双侧加热环形窄缝通道内单相水的流动传热特性研究

    作者:曾和义; 秋穗正; 贾斗南 刊期:2006年第Z1期

    对环形窄缝通道内单相水在双面处于不同的加热热流密度情况下的对流换热特性进行了数值计算.计算结果表明,环形通道内、外壁加热热流密度比值的不同,对环形通道内、外壁与单相水的对流换热特性有着显著的影响.内、外壁面加热热流密度比值较小时,内壁的换热强于外壁的换热,随着内壁加热热流密度的增大,外壁的换热得到增强.但是,当内、外壁加热热...

  • 矩形窄缝过冷沸腾汽泡滑移起始点可视化初步研究

    作者:何军山; 陈军; 蒋序伦; 赵华 刊期:2006年第Z1期

    采用高速摄像仪对矩形窄缝汽泡滑移起始点进行了可视化实验初步研究.实验发现.在1.3mm的矩形窄缝中,汽泡滑移起始点在壁面上的分布呈抛物线形状,质量流密度、热流密度和系统压力对汽泡滑移起始点位置影响较大;表面粗糙度和流体波动对汽泡滑移起始点位置和滑移起始点汽泡尺寸大小有较为明显影响.

  • 矩形窄缝通道轴向非均匀加热临界热流密度试验本体设计

    作者:熊万玉; 王飞; 马介亮 刊期:2006年第Z1期

    矩形窄缝通道轴向非均匀加热临界热流密度试验研试验数据处理等,而试验本体的设计是试验研究能否正常开展的关键.因此,准确、合理的试验本体的设计,对于矩形窄缝通道轴向非均匀加热临界热流密度试验研究是非常重要的.本文介绍了矩形窄缝通道轴向功率按截断余弦分布的临界热流密度试验本体的设计方法和结果.试验采用电加热方式,通过改变试验本体...