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
  • 高温堆嬗变Pu燃料元件的制备

    作者:梁彤祥; 郭文利; 郝少昌; 赵兴宇; 李承亮 刊期:2007年第Z1期

    介绍了清华大学在制备高温气冷堆嬗变Pu惰性元件方面的研究进展.分别采用溶胶凝胶工艺和注凝成型工艺制备ZrO2陶瓷微球作为基体,经过低温烧结获得多孔微球;用U代替Pu进行浸渍后,再经过高温烧结获得致密的陶瓷微球;基体中的U含最基本稳定在10%左右.采用与10MW高温气冷堆燃料元件包覆颗粒相同的制备工艺,在ZrO2/U复合微球表面依次沉积疏松热解炭、...

  • 高温气冷堆燃料元件的自由铀含量

    作者:唐春和; 阎迎辉; 李自强; 梁彤祥 刊期:2007年第Z1期

    近代低富集度3层包覆颗粒(Modern LEU TRISO Particles)燃料元件的大量辐照试验表明:在高温气冷堆正常运行工况下,燃料元件的包覆燃料颗粒一般不会发生破损,放射性裂变产物的释放主要取决于制造引起的自由铀含量(燃料元件中没有被Sic层完整包覆的燃料颗粒铀量和总铀量之比).燃烧-浸取(Burn-Leach)法可以灵敏、准确地测量自由铀含量.本文介绍了燃...

  • UO2中铌行为模拟研究

    作者:张永彬; 蒙大桥; 朱正和 刊期:2007年第Z1期

    通过拟合Nb2O5的晶体结构,建立了铌的经验势.模拟计算孤立铌杂质表明:最近邻Nb-O间距为2.13A,均匀向铌靠近.近邻Nb-U间距为3.84(A),次近邻Nb-U间距为5.48(A),小于正常晶格的U-O间距以及U-U间距.铌附近间隙原子形成能全部增加.铌对周围氧原子施加了额外的束缚,氧间隙形成能随着Nb-O距离的增加而减小,但都大于完整的UO2的氧问隙形成能.引入少量铌...

  • 燃料元件行为分析程序METEOR1.5的校核

    作者:何晓军; 陈彭 刊期:2007年第Z1期

    燃料元件性能分析程序对于核燃料研究、设计具有十分重要作用.本工作用国际原子能机构(IAEA)的合作项目--"高燃耗下燃料行为模型研究"(FUMEX-Ⅱ)中得出的燃料元件辐照试验数据对燃料元件行为分析程序METEOR1.5进行验证计算.计算结果表明,METEOR1.5程序在燃耗65GW·d/t(U)以内时,能够对轻水反应堆二氧化铀燃料辐照行为做出很好地预测.

  • 弥散型燃料元件可靠性与优化设计:理论建模与数值模拟

    作者:丁淑蓉; 姜馨; 霍永忠 刊期:2007年第Z1期

    弥散型核燃料具有优于其它燃料的重要性能,已在研究试验堆和核动力堆中得到广泛应用,而且还具有许多潜在的应用前景.由于弥散型燃料所处的苛刻环境、复杂的堆内行为和结构,其可靠性与优化设计问题十分复杂.因此,建立能够反映燃料元件堆内复杂物理行为的理论模型,并利用有限元法对弥散型燃料的传热学和热力学行为进行精确数值模拟已成为实验的一...

  • 萃取色层分离ICP-AES测定医用同位素生产堆(MIPR)燃料纯化试验样品

    作者:陈云明; 胡银; 黄立娟; 孟勇; 吴利红; 张劲松 刊期:2007年第Z1期

    阐述了用电感藕合等离子体发射光谱(ICP-AES)测定医用同位素生产堆(MIPR)燃料纯化试验中产生的各类样品的分析方法,研究了磷酸三丁脂(TBP)萃淋树脂分离含铀样品中大量基体铀的分离条件.结果表明,用TBP萃淋树脂分离含铀样品中大量基体铀的分离条件是:待分离样品的体系为3mol/L的HNO3,淋洗液为3mol/L HNO3和0.2mol/L H2C2O4混合溶液.添加元素Ce、R...

  • 加工工艺对Zr-4合金薄壁管材氢化物取向的影响

    作者:张建军; 李中奎; 王文生; 宋启忠; 田锋; 周军 刊期:2007年第Z1期

    采用两种轧制方法、5种退火制度与4种矫直压下量,研究了冷轧工艺、成品退火制度、矫直工艺对Zr-4合金薄壁管材氢化物取向的影响.结果表明,冷轧工艺对氢化物取向因子的影响不大;在合适的冷轧工艺条件下,消除应力退火的管材,氢化物取向因子非常小,氢化物几乎都沿周向分布;随退火温度的增加氢化物取向因子增大;矫直压下量对氢化物取向因子的影响较...

  • Zr-Sn-Nb中氢化锆的电子背散射衍射研究

    作者:刘彦章; 赵文金; F.Bacelo; J.L.Bechade 刊期:2007年第Z1期

    用电子背散射衍射(EBSD)方法研究了再结晶Zr-Sn-Nb合金中氢化锆的析出行为.结果表明,晶内或晶间析出的氢化物的最常见的晶体学惯习面是相同的,即{0001}α//{111}δ,而{10 17}α//{111}δ这种取向关系只在晶间析出的径向氢化物中可以找到.当加载拉伸应力后,晶内氢化物倾向于在具有切向基极织构的晶粒内择优析出,而晶间氢化物倾向于在与拉伸轴垂直的晶...

  • 锆及其合金的内耗

    作者:阚细武; 谭军; 应诗浩; 冯可芹; 李聪; 杨屹 刊期:2007年第Z1期

    综述了锆及其合金的内耗及其研究概况,总结了与氢和氧有关内耗现象的一般规律,详细介绍了位错阻尼及其振幅效应,同时还介绍了阻尼在疲劳中的应用.分析了内耗的反常振幅效应和动态应变时效微观机制的相似性及其区别.另外,也指出了今后研究的重点.

  • 国产A508-Ⅲ钢辐照后的室温低周疲劳性能

    作者:佟振峰; 徐远超; 宁广胜; 张长义; 林虎; 杨文 刊期:2007年第Z1期

    以0.5%/s的应变速率,在室温空气中采用轴向应变控制方式测试了国产A508-Ⅲ钢辐照后的疲劳性能.测试结果表明,国产A508-Ⅲ钢在疲劳试验初始阶段出现应变硬化,随后保持应变软化趋势直到失效.推算出了总应变范围与疲劳寿命关系,并以Manson-Coffin方程的形式给出.对比了辐照与未辐照的国产A508-Ⅲ钢的疲劳试验结果,估算出经3.5×1019cm-2辐照后该材料...

  • 国产304NG控氮不锈钢应用性能研究

    作者:文燕; 赖旭平; 段远刚; 姜峨; 李光福; 许斌; 龚宾 刊期:2007年第Z1期

    通过向奥氏体不锈钢中加入适量的氮和降低碳含量,可以提高钢的强度,改善钢的耐腐蚀性能,而基本上不影响钢的塑性和韧性.本文对核工程用304NG控氮不锈钢的应用性能进行了研究,包括材料的基本特性和应力腐蚀、均匀腐蚀等性能.结果表明,国产304NG控氮不锈钢的综合性能满足核工程需求,与国外同类产品处于同一水平.

  • 控制棒驱动机构滚轮用马氏体不锈钢的显微组织研究

    作者:彭倩; 李卫军; 王莹; 刘彦章; 刘鸿; 陈勇 刊期:2007年第Z1期

    利用金相显微镜、扫描电镜、透射电镜和X射线衍射仪研究了9Cr18和9cr18Mo不同热处理状态的显微组织及冲击和拉伸断口.结合力学性能实验结果,分析了材料微观组织对力学性能的影响.结果表明:材料中大量脆性块状共晶碳化物呈带状分布是材料力学性能出现显著各向异性的原因;9Cr18Mo在350-550℃回火时出现的回火脆性,由杂质元素的偏聚引起.两种材料中...

  • 秦山二期工程反应堆压力容器管座焊接设计和工艺研究

    作者:罗英; 米小琴; 魏亚东; 钟元章; 曹锐; 张敬才 刊期:2007年第Z1期

    秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有3种类型的管座.重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接没计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响.介绍了焊接工艺中控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.还根据1#和2#机组压力容器制造经验的反馈,吸取国际上容器设计的先进技术,提出了反应堆压力容器管座焊接变形的控制措施.

  • 304L不锈钢代替321不锈钢的可行性研究

    作者:蒋有荣; 庞华; 王智博; 王涛涛 刊期:2007年第Z1期

    为了优选反应堆材料,本文对0Cr18Ni10Ti(321)和00cr19Ni10(304L)不锈钢的冶金性能、物理性能、力学性能、腐蚀性能、焊接性能、加工性能进行了对比分析.分析结果表明:304L不锈钢除了拉伸和蠕变强度比321不锈钢低一点外,其余性能在反应堆运行工况下比321不锈钢好.在反应堆中304L不锈钢可以替代的321不锈钢.

  • TA16钛合金在后处理模拟溶液中的腐蚀行为

    作者:盛钟琦; 遆忠信; 邱绍宇 刊期:2007年第Z1期

    对TA16钛合金在后处理模拟溶液中的腐蚀行为进行了研究.结果表明,TA16钛合金的均匀腐蚀速率随着温度的降低而减少;金属离子特别是铬离子对腐蚀有明显的抑制作用;TA16钛合金的腐蚀行为基本上相当于Ti-5%Ta钛合金的腐蚀行为,但不含原料价格较贵的金属钽.