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：张海州; 曹云龙 刊期：2017年第05期
红沿河核电厂1号机组首次实施了18个月换料后启动物理试验。结果表明：18个月换料理论预计值与实测结果符合良好,验证了堆芯换料设计的准确性。将18个月换料与年度换料启动物理试验结果进行了比较,指出18个月换料后堆芯特性的变化并进行了分析。
作者：王聪; 陆道纲; 姚志鹏; 曹琼; Awais; Ahmad; 张曙明 刊期：2017年第05期
基于一个可视化蒸汽发生器模化实验装置,并利用2D的示踪粒子测速方法（2D-PIV）获取了其二次侧相应测点流场图。观察直管段区域的横向流动现象并描述其机理。实验还对比了在冷热2端不同给水比例和不同功率负荷下速度场的差异,发现在冷热两端非均匀的给水方式（1：4）相比于均匀给水方式,直管段区域的横向流动现象有所减弱。
作者：郗昭; 孙都成; 祝圆; 谢峰; 李勇; 昝元峰; 卓文彬 刊期：2017年第05期
利用三代核电非能动余热排出实验装置（ESPRIT）对华龙1号反应堆的二次侧非能动余热排出系统（PRS）的自然循环特性进行了瞬态实验研究。实验在原型工况、提升功率工况和提升阻力工况下开展。通过本试验研究,获得了华龙1号反应堆核电厂全厂断电事故工况下,PRS系统的响应特性和运行能力。实验数据证实,PRS系统事故冷却水箱（水池）设计容积满足系...
作者：黄志刚; 张妍; 彭传新; 白雪松; 卓文彬; 闫晓 刊期：2017年第05期
通过试验对不同内置换料水箱初始水温条件下非能动余热排出系统（PRHRS）投入后堆芯进出口温度、一回路压力、PRHRS自然循环流量和换热功率等试验数据进行了对比分析。试验结果表明：IRWST初始水温较低时,堆芯模拟体进出口水温和压力下降更快,PRHRS热交换器（HX）出口温度低,PRHRS自然循环流量变化趋势基本一致,但换热功率更高。
作者：郑勇; 彭敏俊 刊期：2017年第05期
为了适应材料几何布置越来越复杂的小型研究堆计算需求,基于构建实体几何理论和矩阵特征线方法,开发了具有复杂几何输运计算能力的2维特征线程序MOCAGE,并采用OpenMP并行编程模型对几何前处理中的特征线追踪进行并行化设计。通过不规则几何问题以及3种不同控制棒布置形式的HTTR基准题对程序的特征线追踪能力与计算精度进行评估,给出了计算结果与...
作者：李华琪; 胡攀; 杨宁; 朱磊; 田晓艳; 陈立新; 江新标 刊期：2017年第05期
建立集总参数法的碱金属冷却空间堆系统动态特性分析的节点模型,利用Simulink软件开发了空间堆系统动态特性分析程序,并利用设计参数对程序进行验证。分析了控制鼓转角和外部负载电阻阶跃变化时的系统动态响应特性。结果显示：在控制鼓角度阶跃变化引入正反应性时,堆芯功率迅速上升尔后由于负反馈而达到新的稳定状态,但热电偶（TE）电功率的输出...
作者：沈梦思; 于雷; 郝建立; 胡高杰 刊期：2017年第05期
利用RALAP5/MOD3.2程序对蒸汽发生器（SG）倒U型管单相倒流实验进行建模计算。计算结果表明,已有的按管长对倒U型管进行分类建模会使得RELAP5计算的4根Ⅰ类倒U型管发生倒流,过大的估计了倒流流量。在此基础上,将未倒流管用集总参数法处理,倒流管进行进一步的划分,建立了改进的U型管模型。通过分析比较,新建的模型能比较准确地计算倒流流量。
作者：田晓艳; 江新标; 陈立新; 李华琪; 杨宁; 朱磊; 马腾跃 刊期：2017年第05期
为研究热管冷却双模式空间堆（HP-BSNR）堆芯稳态热工水力安全特性,基于改进后的双模式反应堆初步概念设计方案建立了其堆芯热工水力模型,包括推进模式和电源模式下的燃料元件单通道模型、换热模型、压降计算模型以及热管模型等,开发了堆芯稳态热工水力分析程序STHA_HPBSNR。采用文献的实验数据以及程序ELM的计算结果与程序STHA_HPBSNR的氢气物...
作者：傅冠桦; 李权柄; 任红兵; 周鹏; 段远刚 刊期：2017年第05期
建立了含不凝性气体的气-液两相流三维计算流体力学（CFD）模型,运用Fluent软件对核电厂稳压器新型水封结构流场进行模拟,通过水密封建立过程中稳压器压力和不凝性气体含量的影响分析,研究了水密封建立过程的热工特性。结果表明,对于新型水封结构,水密封建立时间随稳压器压力的增大而缩短,随不凝性气体含量的增大而增长。
作者：初起宝; 房永刚; 王庆; 南相辰 刊期：2017年第05期
以某先进压水堆核电厂主管道为例,对核安全一级管道的结构完整性进行分析评价,并对根据规范设计的管道设计裕量进行了分析。管道结构完整性评价内容包括依据规范对管道强度进行评价、采用解析法求解管道温度场进行热棘轮评价、采用简化雨流法对管道进行疲劳寿命评价。计算结果表明,主管道最小壁厚减少至55 mm能够满足标准规范要求,但安全裕度较...
作者：马琳伟; 何家胜; 舒安庆; 郑小涛; 徐建民; 喻九阳 刊期：2017年第05期
我国核电厂主管道的材料主要有铸造奥氏体不锈钢（CASS）和锻造不锈钢（WSS）。针对CASS和WSS两种材料的主管道,依据美国核管会的SRP3.6.3进行主管道硬前漏（LBB）评估的对比研究。考虑热老化效应获取可信的材料性能数据,根据材料性能差异采用极限载荷法或J积分撕裂模量汇交法计算临界裂纹尺寸。根据Henry均匀非平衡双相流模型计算泄漏裂纹尺寸,...
作者：齐欢欢; 冯志鹏; 吴万军; 姜乃斌; 黄旋 刊期：2017年第05期
采用Archard磨损公式作为压水堆燃料棒包壳的磨损理论模型,预测燃料棒包壳与格架之间的微振磨损,其中关键的物理量是磨损系数、燃料棒与格架之间的接触力以及滑动距离。磨损系数一般通过试验确定。随着燃耗加深,燃料棒与格架之间的接触力是时变函数,燃料棒夹持力随燃耗的变化曲线可采用试验或经验公式确定。由格架刚凸的刚度、包壳与格架的接触...
作者：王大胜; 刘攀; 金挺; 陆文杰 刊期：2017年第05期
对2000版和2007版RCC-M附录ZG中的快速断裂分析评价方法进行对比分析。结果表明：2007版附录ZG的适用范围更广,分析评价过程相对简化,对材料老化的考虑也更加全面。以堆芯筒体段的快速断裂分析评价为例,对基准裂纹的方位参数进行敏感性分析,将2个版本的评价结果进行对比。结果表明：采用2007版附录ZG得到的评价结果安全裕量更大,同时增大了反应...
作者：吴小飞; 李硕; 聂常华; 杨祖毛; 闫晓; 王晓衡; 邢立淼 刊期：2017年第05期
CENTER高通量工程试验堆功率调节及启停操作较为频繁,控制棒驱动线设计时需重点考虑停堆控制棒落棒缓冲效果以保证寿期内使用的可靠性。对6种缓冲结构进行缓冲试验,根据落棒冲击力及落棒时间等关键因素对比选型,确定最合适的缓冲结构。选定结构下的控制棒驱动线落棒时间合适,落棒冲击力不大,适合用于CENTER高通量工程试验堆。
作者：何孟夫; 刘卡壬; 韩浪; 曹雷生 刊期：2017年第05期
针对变截面杆的受压临界载荷确定,本文尝试使用一种快速有效的理论计算方法进行校核,以满足工程应用。该方法使用矩阵传递法进行了理论计算,并使用ANSYS软件和规范KTA3205分别进行了有限元计算和试验验证。结合制造工艺及计算简化处理方法对计算结果进行差异性分析,验证了理论计算方法的合理性和可用性。
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