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
  • 压水堆核电厂燃料循环前端经济性分析

    作者:薄美芳 周林军 刊期:2010年第01期

    选取压水堆处于动态平衡状态下的一个换料批次,建立其燃料循环前端经济性分析的计算模型,并结合AP1000实际案例得出分析结果,最后对循环前端的几个单价进行了敏感性分析。天然铀单价是影响燃料循环前端成本非常重要的参数,因此,保证铀资源的稳定供给才能为我国核工业的可持续发展提供可靠的资源保障。

  • 反应堆压力容器模拟钢中富Cu原子团簇对材料力学性能的影响

    作者:张瑞谦 洪晓峰 彭倩 刊期:2010年第01期

    采用淬火和时效处理方法诱发压力容器模拟钢中的微量杂质元素Cu以富铜原子团簇析出。力学性能试验结果表明,富铜原子团簇的出现导致压力容器模拟钢韧脆转变温度出现明显变化,而屈服强度和抗拉强度增长较小,塑性也只有较小程度下降。三维原子探针分析结果表明,富铜原子团簇的数密度为1023 m^-3数量级,富铜原子团簇直径为1~3 nm。

  • Z3CN20.09M奥氏体不锈钢热老化冲击性能试验研究

    作者:薛飞 束国刚 遆文新 余伟炜 蒙新明 刘江南 石崇哲 刊期:2010年第01期

    采用GB/T19748-2005钢材夏比V型缺口摆锤冲击试验仪器化试验方法,对压水堆核电厂用离心铸造Z3CN20.09M奥氏体不锈钢主管道样品进行了实验室热老化的冲击性能研究。冲击试验数据的统计分析表明,热老化对Fiu/Fm比值不产生影响,而对冲击载荷有显著影响,对冲击能量的影响则更为显著。透射电子显微分析表明,热老化导致铁素体中出现沉淀物,并引发了奥...

  • 射频感应等离子体制备球形Ti粉的工艺

    作者:古忠涛 叶高英 刘川东 童洪辉 刊期:2010年第01期

    采用射频(RF)感应等离子体球化颗粒形状不规则的Ti颗粒。研究了加料速率、物料分散方式、Ti颗粒大小等因素对球化率的影响。电子扫描显微镜(SEM)观察的球化效果以及对钛粉振实密度的测定表明:当钛原粉以极短暂时间快速穿越等离子体炬时,钛粉颗粒因受热而熔化成液滴,快速冷却,形成球形固态颗粒。

  • 钠冷氧化物燃料快堆嬗变MA研究

    作者:胡赟 王侃 徐銤 刊期:2010年第01期

    研究了次量锕系核素(MA)在钠冷氧化物燃料快堆中嬗变的基本物理特性。结果表明,MA核素加入堆芯燃料中后对堆芯动态参数和反应性反馈会产生显著的影响,如:βeff会有所减小、多普勒负反馈会显著减弱以及钠空泡反应性正反馈会显著增强。添加MA所带来的收益是燃耗反应性损失减小,且一定量的MA被嬗变掉,同时MA裂变也有相应的能量产出。MA嬗变的本质...

  • 核电厂主管道材料低周疲劳寿命预测方法评价

    作者:薛飞 束国刚 余伟炜 遆文新 林磊 蒙新明 刘江南 刊期:2010年第01期

    采用总应变控制方法,对压水堆核电厂主管道国产材料Z3CN20.09M进行了室温与350℃温度下的低周疲劳试验研究,获得了材料的疲劳寿命演化规律。采用Manson-Coffin方程、单拉估算模型、拉伸滞后能寿命模型和三参数幂函数公式对该材料的低周疲劳数据进行了拟合。通过寿命预测结果比较发现,除单拉估算模型外,其他几种模型对350℃高温下疲劳寿命的预测...

  • 矩形窄缝通道内水稳态和瞬态流动换热特性实验

    作者:文彦 高超 秋穗正 苏光辉 刊期:2010年第01期

    以去离子水为工质,在压力0.5~5.0 MPa的范围内,对矩形窄缝通道内水稳态及瞬态流动换热特性进行了实验研究。结果表明:矩形窄缝通道在水平和竖直放置以及稳态和瞬态条件下,水的流动换热特性呈现出基本相同的规律。层流向紊流过渡区域的雷诺数(Re)为900〈Re〈1300,比常规通道提前,单相摩擦阻力系数比常规通道大;采用Dittus-Boelter公式的形式...

  • 低雷诺数条件下超临界压力CO2换热实验研究

    作者:李志辉 姜培学 刊期:2010年第01期

    在低雷诺数条件下(Rein=1970和750),对超临界压力CO2在垂直圆管(d=2 mm)内向上流动和向下流动时的对流换热进行了实验研究。实验结果表明:当Rein=1970时,在热流密度较高的情况下,在管子的入口处向上流动会出现局部壁面温度峰值和谷值,而在向下流动时未观察到此类似现象;当Rein=750时,向上、向下流动壁面温度的变化趋势和换热规律类似。

  • 密度锁内无扰动时稳态温度场分析

    作者:于沛 阎昌琪 谷海峰 陈薇 刊期:2010年第01期

    实验模拟了密度锁内无扰动时稳态温度场分布。结果发现,稳态温度分布曲线上存在一个温度分层结束点;它是导热层与恒温层的分界,只有当温度分层结束点在密度锁内才能有效地抑制传热。应用半无限大平板导热模型、一维等截面直肋稳态导热模型和Fluent流体计算软件对无扰动时稳态温度场分布进行了理论计算。结果表明,半无限大平板导热模型是计算密度...

  • 低质量流速垂直并联内螺纹管密度波型不稳定性试验

    作者:黄凡 罗毓珊 陈听宽 王海军 李晨飞 邓志安 刊期:2010年第01期

    在高压汽-水两相流实验台上进行了低质量流速垂直并联内螺纹管密度波型不稳定性的试验研究,观察到了垂直并联内螺纹管气-液两相流密度波型不稳定性的一些主要特征。在试验参数范围内就热负荷、系统压力、质量流速、进口过冷度和不对称加热对密度波型不稳定性的影响进行了研究和分析。同时根据试验结果,采用均相流模型得到了密度波型不稳定发生的...

  • 高温气冷堆蒸汽发生器舱室混凝土温度场分析

    作者:刘声 盛选禹 亢方亮 刊期:2010年第01期

    采用ABAQUS6.7有限元分析软件,对高温气冷堆蒸汽发生器舱室混凝土在正常工况和设备冷却水系统停止供水事故工况下的温度场进行了计算。结果表明,在正常工况下,蒸汽发生器舱室混凝土的最高温度低于规定的限值;在设备冷却水系统停止对屏蔽冷却水系统供水事故工况下,7天内混凝土最高温度低于100℃,屏蔽冷却水系统能够保证对蒸汽发生器舱室的冷却。

  • 小尺度环形通道流体阻力特性实验研究

    作者:冯殿义 张玉成 仪登利 刊期:2010年第01期

    为确定小尺度环形流道间隙尺寸对流体阻力特性的影响,以水为工质,分别在滞流区和湍流区对间隙为0.540~2.685 mm的水平环形通道单相流体摩擦阻力特性进行实验研究。结果表明,小尺度环形通道的流体阻力特性与理论分析有明显的差异。摩擦系数随环形流道间隙的减小而减小,且流态转捩点较常规尺寸提前。当环形通道间隙大于2.5 mm时流体的流动特性符...

  • 自然循环蒸汽发生器倒U型管内的倒流计算

    作者:杨瑞昌 刘京宫 黄彦平 刘若雷 覃世伟 刊期:2010年第01期

    采用同时表示正流和倒流的全水动力特性曲线分析了自然循环压水堆一回路系统蒸汽发生器倒U型管内发生倒流的机理。针对蒸汽发生器内倒U型管数量巨大问题,提出了一种集总-分布参数模型。该模型用于计算实际自然循环蒸汽发生器倒U型管内的倒流时,具有计算快捷且精度高的优点。利用该模型对自然循环蒸汽发生器并联倒U型管内的正、倒流进行计算,并将...

  • 自适应蒙特卡罗方法计算海水淡化堆非能动系统物理过程失效概率

    作者:肖玲梅 于涛 余红星 李喆 汤华鹏 刊期:2010年第01期

    物理过程失效的研究对于非能动系统十分重要。目前,已被广泛应用的重要抽样蒙特卡罗方法需要依赖改进的一次二阶矩法寻找设计点。本文应用自适应蒙特卡罗方法,利用自适应方法确定重要密度函数,避免了改进的一次二阶矩法的不足,提高了抽样效率,而且在相同的模拟条件下,可较好地改善相对误差。以245 MW海水淡化堆非能动系统为研究对象,用自适应蒙...

  • 正向FTF方法在核级先导式安全阀故障分析中的应用

    作者:杨田 周密 谢俊 黄卫星 罗志远 李晓钟 刊期:2010年第01期

    在研究故障模式、影响及危害性分析法(FMECA)、故障树分析法(FTA)特点的基础上,通过FMECA与FTA之间的相互关系,提出了一种用于核级先导式安全阀故障分析的正向FTF分析方法。该方法既考虑了产品中每个功能故障模式及影响,又考虑了硬件、软件、人为和环境等因素以及多重故障的综合影响。利用该方法对安全阀的故障进行了定性分析,确定了安全阀...