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
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
作者：彭玉; 邹杨; 戴叶; 徐洪杰; 朱贵凤 刊期：2017年第02期
基于中子物理计算程序包SRAC与计算流体力学软件CFX,开发了稳态情况下固态燃料熔盐堆的核热耦合程序SCBAT,解决了一般稳态3D物理-3D热工耦合程序因网格类型不同难以耦合的问题,程序具有普适性。SCBAT通过SRAC和CFX之间的数据交换实现稳态核热耦合,可将SRAC计算的功率场加载到CFX的求解文件中,将CFX计算的温度场加载到SRAC的输入卡中,此外具备带...
作者：黄世恩; 杨平; 汪量子; 倪东洋; 陈长; 巨海涛; 秦冬 刊期：2017年第02期
针对长寿期堆芯的需要,分别开展整体型可燃毒物和分离型可燃毒物的选型研究,并进一步开展了不同类型可燃毒物的匹配研究。研究结果表明：整体型可燃毒物宜采用燃耗较慢的铒、铪等材料;分离型可燃毒物宜采用燃耗较快的钆、硼等材料;合理搭配使用快、慢燃耗可燃毒物,有利于提高长寿期堆芯的综合性能。
作者：陈长; 张知竹; 巨海涛; 姚栋; 黄世恩; 倪东洋 刊期：2017年第02期
利用国际原子能机构（IAEA）压水堆棒状燃料组件基准问题和板型燃料组件基准问题对燃料组件少群参数计算程序KYLIN-1进行了验证分析。结果表明：KYLIN-1程序计算得到的燃料组件无限增殖系数（k∞）和重要核素核密度结果与国际上其他机构的计算结果符合良好;棒状燃料组件相对功率分布计算结果与参考程序符合较好。
作者：文青龙; 王弘扬; 赵萌; 顾汉洋; 程旭 刊期：2017年第02期
基于圆管内超临界水传热试验数据建立传热系数的预测关联式。将本文关联式和相关文献关联式预测结果与试验数据进行对比,全面比较各关联式的适用性和通用性。结果表明：本文建立的关联式具有较宽的预测范围,不仅可以预测超临界水正常传热,还可以预测传热强化和传热恶化等典型传热行为。
作者：陈娟; 马栋梁; 周涛; 齐实; 肖泽军 刊期：2017年第02期
在严重事故评价中,超临界水冷反应堆将充分利用自然循环的驱动力在循环中带走堆芯余热。影响超临界水换热系数的影响因素有很多,而定量地确定各个因素之间对换热系数的影响的大小,对于改善超临界水冷反应堆的设计,具有一定的现实参考意义。通过提取超临界水自然循环的实验数据点,选取加热段功率、管径、系统压力、入口温度、出口温度、出口壁温...
作者：徐维晖; 马自强; 王为术; 崔强; 朱晓静; 路统; 毕勤成 刊期：2017年第02期
针对超临界水冷堆（SCWR）堆芯垂直上升类三角形子通道,开展超临界水的流动传热试验研究。反应堆堆芯类三角形子通道棒束直径为8 mm、栅距比为1.4。试验参数范围为：热流密度q=200～800 k W/m^2、压力P=23～28 MPa、质量流速G=700～1 300 kg/（m^2·s）。分析了q、P和G等热工参数对超临界水传热特性的影响。试验结果表明：超临界压力下,壁面温度T...
作者：周慧辉; 谢添舟; 徐建军; 陈炳德; 张彬 刊期：2017年第02期
开展了摇摆条件下圆管通道内气-液两相压降特性实验研究,获得了摇摆条件下实验段内瞬时及时均压降。构建了摇摆条件下两相压降计算模型构建,与实验结果对比符合很好。根据实验数据和模型计算结果分析摇摆条件对两相压降特性的影响规律,发现摇摆条件下通道内瞬时总压降呈现周期性波动,但其时均值和静止时相比偏差不大。进一步分析发现,摇摆条件下...
作者：彭传新; 陈炳德; 卓文彬; 徐建军; 黄彦平; 昝元峰; 刘文兴 刊期：2017年第02期
对两相自然循环系统的压降震荡流动不稳定起始点进行研究。实验研究发现当实验本体流体出现充分发展的过冷泡核沸腾后,由于汽泡大量产生,以及稳压器上部在可压缩气体的作用下,自然循环回路与稳压器之间出现波动流量,自然循环系统出现压降震荡型流动不稳定。Bowring模型和Saha-Zuber模型预测实验本体出口发生充分发展欠热泡核沸腾的功率值与与自...
作者：肖秀; 朱庆子; 陈绍文; 张亚军; 贾海军; Mamoru; Ishii 刊期：2017年第02期
为研究实验段振动对管内两相流局部参数变化的影响,利用电导探针技术对振动状态下局部两相流特性参数包括空泡份额、气泡直径和界面浓度进行了测量。实验首先在静态工况下进行,通过固定在实验段上方的偏心轮转动获得振动工况。实验段振动周期保持在0.5 s,偏心轮提供的振动幅度分别为4.8 mm、9.5mm和15.8 mm。实验结果表明,振动对环管内气-水两相...
作者：周慧辉; 彭传新; 徐建军; 黎阳 刊期：2017年第02期
为了获取ACP100非能动余热排出系统（PRS）长期运行特性,在切除全部堆芯功率这一极限工况下,开展长期冷却特性实验研究。研究发现：在反应堆本体、堆芯及蒸汽发生器储热释放影响下,PRS维持着0.52～0.26 t/h的自然循环流量,系统压力由1.0 MPa持续下降至0.51 MPa,温度堆芯出口温度由178.1℃持续下降至105.0℃;这表明堆芯及系统余热能够安全地排出,...
作者：毕景良; 柯道友; 徐建军; 黄彦平; 昝元锋 刊期：2017年第02期
过冷沸腾是反应堆热工过程中会出现的重要物理现象,汽泡聚并是核态沸腾过程中一种常见的汽泡相互作用形式。本文对核态沸腾过程中的汽泡聚并现象做了研究,研究了不同核化点间距下汽泡聚并特性和热流密度特征。利用微型加热片阵列,控制核化点的间距,并且详细记录汽泡底部的热流密度,与此同时用高速CCD相机从底部拍摄汽泡运动形态。将汽泡图像与热...
作者：陈娟; 周涛; 齐实; 马栋梁; 肖泽军 刊期：2017年第02期
分别对40×5 mm和40×10 mm矩形通道内自然循环不稳定性进行了实验研究,得到了自然循环流量随加热功率的变化。结果表明：系统流量与压差的周期是相同并且反相;在矩形通道内,边角位置及二次流的存在,矩形通道会使流体的扰动加强,换热系数增加,特别是在饱和区域内,气泡与流体之间的扰动增强,容易形成搅拌流;5 mm通道与10 mm通道相比,由于其通道更窄...
作者：刘杰; 唐邵华; 吕炜枫 刊期：2017年第02期
压水堆核电厂蒸汽发生器传热管处一二次侧泄漏将导致二回路系统放射性污染,影响向环境的气液态放射性流出物释放,需设置泄漏率监测系统和蒸汽发生器排污系统以使二回路系统水质和向环境的放射性释放控制在可接受的范围内。通过分析二回路系统中放射性的迁移途径,建立二回路系统源项及二回路气液态放射性流出物源项的计算模型。根据建立的计算模...
作者：王宏庆; 李志明; 李勇; 马韦刚; 姜峨; 王春; 傅晟伟 刊期：2017年第02期
根据非能动氢气复合器（PAR）的工作状态特点和启动阈值、停止阈值、消氢能力、点火阈值等关键特性参数的要求,设计建立能够模拟安全壳内事故环境条件、在非能动条件下开展PAR关键特性参数验证试验的试验装置,制定相应的试验方法,开展启动阈值试验、启动时间试验、消氢能力试验和点火阈值试验等,获得PAR的关键特性参数。试验结果表明：PAR关键特...
作者：陈云; 赵立宏; 于涛; 何丽华; 刘紫静; 谢金森 刊期：2017年第02期
通过对仪表漂移特性（AFAL）分析法的改进,特别是对数据统计算法的改进,提出了一种改进AFAL分析法。实例结果表明,本文所建议的改进方法是有效和完善的,能直观描述仪表的漂移特性,对分析仪表校验周期延长后仪表性能的可靠性有较大提高。
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