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：杨平; 王连杰; 明哲东; 赵文博; 孙伟; 徐阳; 李海博 刊期：2017年第06期
针对剧烈传热情况下超临界水堆堆芯稳态性能分析程序SNTA与SRAC堆芯轴向功率分布计算结果偏差较大的问题，分析偏差产生的主要原因。逐一排查影响因素，确认轴向功率分布偏差主要源于截面反馈作用不同。SRAC程序与SNTA程序采用的截面数据库和能群结构不同，SRAC程序计算的反应性密度系数相对较大，密度分布与功率分布的反馈作用更为显著，轴向功...
作者：郗昭; 谢峰; 宫厚军; 余诗墨; 孙都成; 熊万玉; 昝元锋 刊期：2017年第06期
利用三代核电非能动余热排出实验装置（ESPRIT），针对中核集团自主研发的三代核电华龙1号（ACP1000），开展了华龙1号非能动余热排出系统（PRS）特性参数影响因素实验研究。本文对实验装置、实验工况和实验结果进行了介绍。实验结果表明：系统阻力实验参数范围内，PRS均能够在无人员干预的条件下安全带出全厂断电事故发生后72h堆芯热量；40％～...
作者：郭海宽; 赵新文; 蔡琦; 张永发; 黄丽琴 刊期：2017年第06期
研究AP1000非能动余热排出系统可靠性，应用重要度和敏感性指标全面详细地分析系统设备可靠性，得到导致系统失效的设备各种失效模式的重要度和敏感性排序结果；整合了系统设备可靠性与物理过程可靠性，将整体可靠性融合进概率安全评价模型。分析结果表明：研究非能动余热排出系统可靠性时不仅需要分析其设备可靠性，还应该重点考虑系统物理过程...
作者：白晋华; 赵博 刊期：2017年第06期
利用Relap5计算程序对2种非能动安全壳热量导出系统（PCS）的3个设计方案进行对比研究，从启动时间、运行工况的稳定性、平衡工况的换热能力等方面对设计方案的优劣进行评价。结果表明：在使用相同换热器情况下，开式PCS的启动时间最短，平衡后也具有最高的换热能力，而闭式单相PCS则具有运行工况稳定的优点；若闭式PCS使用面积为开式PCS换热器...
作者：朱海雁; 闫晓; 李永亮; 黄彦平; 肖泽军 刊期：2017年第06期
开展带螺旋肋片方环形通道内超临界水传热特性实验，获得不同热工参数条件下的实验数据。实验工况范围为：压力23～25MPa；质量流速600—1000kg／（m2·s）；热流密度300～800kW／m2；螺距160mm。基于实验数据研究压力、质量流速、热流密度对传热特性的影响。与光滑方环形通道内的实验数据对比发现：在相同热工参数条件下，带肋片方环形通道内换...
作者：许川; 程宁; 彭常宏 刊期：2017年第06期
采用流体动力学程序ANSYSFLUENT中的流体体积法（VOF）计算二维条件下静止的过冷沸腾水中单汽泡的成长过程。相变过程可以通过在靠近汽-液交界面的网格的纳维斯托克斯方程中添加额外的质量源项和能量源项模拟，表面张力、汽泡与壁面之间的接触角以及汽泡底部液体层的蒸发也被考虑进来。将计算结果与实验结果对照进行验证，计算结果与实验结果符...
作者：谢金森; 陈珍平; 于涛; 谢芹; 曾文杰; 刘紫静; 何丽华 刊期：2017年第06期
加速器驱动次临界反应堆（ADS）的中子注量率由基波与高阶谐波中子注量率叠加形成。基于谐波与共轭谐波中子的双正交特性，建立了ADS稳态中子注量率谐波展开理论，并针对三维4群ADS扩散问题开展数值研究。结果表明：λ谐波和瞬发α谐波可有效地重构ADS稳态中子注量率，重构精度随谐波展开阶数增加而提高；相比瞬发α谐波，λ谐波具有更高的稳态中子...
作者：刘水清; 刘红倩; 向玉新; 康长虎; 梁光远; 冉忠康 刊期：2017年第06期
采用蒙特卡洛（MCNP）程序对辐照孔道中子特性进行研究，包括各辐照孔道E〉1．0MeV时的中子注量率（φ、1.0Mev）与E〉0．625eV时的中子注量率（φE〉0.625eV）的比值k，辐照孔道阳面、阴面样品中子注量率比值，辐照孔道样品最佳布置高度。研究结果表明：高通量工程试验堆（HFETR）辐照孔道k值随轴向和径向变化不同，但平均变化程度一致；9#孔道阳...
作者：唐昌兵; 陈平; 周毅; 陈亮; 李伟; 王璐 刊期：2017年第06期
燃料棒制造过程中会不可避免地产生芯块掉块（MPS）缺陷，该缺陷有可能导致运行过程中燃料包壳局部应力超过受力限值，产生包壳失效。本研究借助ABAQUS软件，通过编写相应的用户自定义子程序，将燃料棒相关的辐照效应、热效应、间隙热传导模型等引人数值模拟计算，完成了对具有MPS缺陷燃料棒热力性能的分析。对比具有不同MPS缺陷尺寸燃料棒的热...
作者：钱王洁; 刘向兵; 徐超亮; 王海涛; 张国栋; 徐忠; 郑凯 刊期：2017年第06期
采用240keV质子对国产反应堆压力容器（RPV）钢试样进行辐照。辐照注量为0．25×10^17～5×10^17cm-2（对应位移损伤量0．05—1dpa）范围。对辐照试验分别进行巴克豪森噪声（MBN）检测和辐照样品的显微硬度测试，研究MBN信号与辐照注量和力学性能之间的关系。结果表明：MBN信号对辐照缺陷非常敏感，随着辐照损伤量增加MBN信号先快速降低，随后又开...
作者：胡文超; 韩静茹; 李铁萍; 赵传奇; 靖剑平; 张春明 刊期：2017年第06期
以某压水堆核电厂为例，采用CORA程序分析压水堆核电厂一回路材料组成、蒸汽发生器传热管材料钴含量、冷却剂氢氧化锂浓度、净化效率和反应堆运行功率等因素变化对一回路腐蚀产物58Co和60Co活度浓度的影响。计算结果表明：通过限制蒸汽发生器传热管材料中钴元素的含量、提高冷却剂中氢氧化锂浓度、提高冷却剂净化效率和降低功率等措施可以有效降...
作者：陈徐屹; 张小英; 王彪; 徐俊英; 张雷; 张会勇; 展德奎 刊期：2017年第06期
采用带移动边界的三维瞬态模型对1／4堆芯模型进行热传导分析。考虑了堆芯熔融物滞留工况下反应堆衰变功率和压力容器内部水位的下降过程，以及不同材料组件在堆内的真实径向分布。棒束表面与冷却剂的自然对流换热采用饱和蒸汽，水经验关系式计算，辐射换热采用相邻16棒间辐射模型计算。建立了动态烧蚀模型以模拟不断累积的堆芯熔融物对下支撑板...
作者：刘建光; 刘入幻; 黄昀 刊期：2017年第06期
反应堆冷却剂系统温度测量通道标定试验（RCP63）中传统的数据采集方法为人工采集法，存在处理效率低、易发生人因失误、可归档性差等问题。针对这些问题，通过研究核电厂中数字化仪控系统（DCS）数据采集特点，在DCS数据库中插入数据脚本的方式进行数据采集。该方法成功应用于红沿河核电厂3号机组，提高了工作效率，减少了可能的人因失误环节。
作者：张益林; 石波; 赵福宇 刊期：2017年第06期
核电厂反应堆瞬态变化过程中，稳压器（PZR）体积越小，相同波动流量引起稳压器压力和水位变化越剧烈。这种现象会使得稳压器内压力和水位之间耦合增强，导致执行机构频繁动作，系统稳定性变差，甚至出现不稳定运行。应用Matlab软件建立稳压器两区非平衡模型，推导适用于控制系统设计的主冷却剂与稳压器耦合计算方程，进行小型压水堆稳压器压力-...
作者：汤华鹏; 张知竹; 李海博; 张凯; 邓纯锐; 冉旭 刊期：2017年第06期
先进核电厂设计中大量采用非能动安全系统提高反应堆安全性。但目前尚无系统性评价非能动系统的成熟方法，而且概率安全评价（PSA）也未考虑非能动系统自然循环现象不确定性导致的功能失效。在欧盟非能动系统可靠性评价研究项目（RMPS）研究成果的基础上，以压水堆二次侧非能动余热排出系统（PRS）为研究对象，基于统计学和热工水力计算确定了影...
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