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：郑征; 丁谦学; 周岩 刊期：2018年第01期
对于深穿透类型的屏蔽计算,为了得到较为可信的统计结果,蒙特卡洛（MC）方法需要模拟大量的粒子,巨大的计算时间是其存在的主要问题。源偏倚和权窗技巧能够有效地降低深穿透问题的计数误差。本文开展了三维离散纵标（SN）方法-MC混合方法研究,根据SN方法的共轭注量率计算并生成了源偏倚和权窗参数,编写了MCNP程序的源抽样子程序,并且在秦山核电...
作者：陈圣杰; 方健; 吴铦敏; 石琳; 冉小兵 刊期：2018年第01期
金属反射层在反应堆压力容器内受辐照和热流作用,其温度分布是一个复杂的热流固耦合问题。为了更准确地模拟金属反射层的温度分布,本文在考虑辐照释热影响的基础上提出了基于三维模型的热-流体耦合与热-固体耦合相结合的分析方法,通过流体稳态热分析和结构稳态热分析迭代计算,获得金属反射层的温度分布及自然对流换热系数。与现有方法相比,该分...
作者：薛春辉; 董玉杰 刊期：2018年第01期
核热泉（NHS）堆是一种新型熔盐球床概念设计堆,其冷却剂径向流过堆芯,具有满功率自然循环特性。基于多孔介质局部非热平衡模型,利用计算流体力学（CFD）通用软件Fluent计算核热泉堆径向流堆芯的热工水力特性,并比较了不同的内、外孔板开孔率的影响。结果表明,内孔板开孔率对冷却剂流量分布影响较大;燃料中心温度具有相当的安全裕量,冷却剂横向...
作者：刘臻; 杨嗣; 王澄瀚 刊期：2018年第01期
对秦山第二核电厂寻找多普勒发热点过程中的物理参数和现象进行了分析,并对寻找多普勒发热点的试验方法进行了优化,以便在试验中能够准确地找到多普勒发热点。分析认为,寻找多普勒发热点时,温度信号使用冷却剂热段测温旁路温度,中子注量率信号使用对数处理后的信号,可以更容易观察多普勒发热点出现时的现象;在中子注量率上升过程中寻找多普勒发...
作者：刘国财; 王凯凯; 张海黔 刊期：2018年第01期
点堆动力学方程可反映出堆芯中子密度随时间的变化关系,但传统的点堆动力学方程不适用于熔盐堆。这是由于熔盐堆的燃料具有流动性,堆芯产生的缓发中子先驱核随熔盐的流动会影响堆芯中子平衡。本文采用修正的点堆动力学方程,推导出该方程的解析解。利用数值方法对解析解进行验证,结果显示解析解和数值解基本一致。根据解析解推导出熔盐堆周期的表...
作者：王霜; 沈华韵; 衷斌; 潘流俊 刊期：2018年第01期
本文针对反射边界条件,改进了指向概率法,使其能有效计算带反射边界条件的问题。基于改进的指向概率法,在蒙特卡洛输运程序NPTS上开发了点注量率与针孔成像计算功能,并通过典型含反射边界条件的模型验证了新方法与NPTS新增计算功能的正确性。
作者：王曦; 师学明 刊期：2018年第01期
针对国际热核聚变实验堆（ITER）级别聚变堆芯驱动的三维模型次临界能源包层,轻水冷却燃料及氦气冷却第一壁、轻水冷却燃料的2个热工-水力方案,采用RNG k-ε湍流模型结合流-固耦合传热方法进行数值模拟,并考虑了燃料栅元功率密度及功率展平三维分布。研究发现：氦气冷却第一壁能显著降低各固体材料的最高温度;燃料栅元最高温度大小与功率密度分布...
作者：王佳; 胡泽华; 宋红州; 叶涛; 孙伟力 刊期：2018年第01期
基于热中子散射的相干弹性散射、不相干弹性散射、相干非弹性散射、不相干非弹性散射4种机制,开发了可用于固体材料热中子散射数据库（TSL）研制的SIRIUS程序,并采用第一性原理晶格动力学方法计算固体材料的声子谱和声子能态密度。在此基础上计算了简单面心立方晶格（FCC）结构的金属~（27）Al的热中子散射数据,与ENDF/B-Ⅶ.1库中数据基本符合,...
作者：彭银波; 张亚军; 贾海军; 吴磊; 刘洋 刊期：2018年第01期
以一体化布置的中高压自然循环反应堆模拟实验装置为基础,从实验和理论分析两方面研究了上升段和下降段之间的传热以及堆芯和主换热器内温度变化对稳态自然循环能力造成的影响。实际测得了上升段进出口温差和套管式换热器一次侧水温在轴向的非线性分布,并推导得到了上升段与下降段之间的传热以及热源和热阱中温度分布对自然循环能力影响的表达式...
作者：李昊翔; 彭传新; 昝元锋 刊期：2018年第01期
对水平圆管内低质量流速临界热流密度（CHF）进行了实验研究和分析。实验研究发现,水平流动圆管沸腾临界发生在圆管加热壁面顶部。通过对沸腾临界发生时圆管出口的质量含汽率和流型进行分析发现,本文研究的参数范围内沸腾临界时的出口含汽率高,流型为环状流,沸腾临界类型为干涸型（Dryout）。将经验公式预测值与实验结果进行比较发现,Bowring公...
作者：谢峰; 徐建军; 黄彦平; 杨祖毛; 王鸿韬 刊期：2018年第01期
基于高转换比紧密布置堆芯研究背景,针对堆芯紧密排列螺旋绕肋棒束组件开展了临界热流密度（CHF）实验研究,获得了棒束在不同热工条件下临界热流密度。研究结果表明：紧密排列棒束燃料组件CHF主要发生在热棒元件,临界发生时加热元件壁面温度迅速升高,同时压力升高,流量降低;系统压力、质量流速、含汽率、入口过冷度等热工参数对组件临界热流密度...
作者：吴廉巍; 孟清正; 陈冲; 吴炜; 刘东民 刊期：2018年第01期
为探究窄矩形通道内环状流的流动传热特性,根据液膜的质量、动量和能量方程以及汽芯的动量方程建立了环状流的预测模型。对该模型进行数值求解,得出了窄矩形通道内环状流区域的沸腾换热系数,并分析了热流密度、质量流速和矩形通道尺寸对液膜厚度的影响。结果表明：该模型能很好地预测沸腾换热系数,其误差在±30%以内,且热流密度和矩形通道的尺寸...
作者：李飞; 刘晓晶; 沈峰 刊期：2018年第01期
针对低压下过冷沸腾流动提出一种新模型,该模型考虑了一维热工水力模型程序中对空泡份额影响较大的本构关系,如壁面蒸发模型和漂移流模型。将新模型应用于ATHLET/MOD2.1A版本,新修改的程序与公开发表的一系列低压过冷沸腾实验数据和ATHLET原程序进行对比验证,对比结果显示与实验数据符合很好。
作者：杨锦春 刊期：2018年第01期
为保障三代核电厂在严重事故下能通过非能动系统排出堆芯余热的安全要求,对该系统中的二次侧非能动余热排出（SPRHR）冷凝器在不同蒸汽压力和流量下的传热特性进行了试验研究。研究结果表明：SPRHR冷凝器具有足够的安全余量,传热性能稳定;Shah和Foster-Zuber关系式可以很好地预测SPRHR冷凝器传热性能。
作者：彭传新; 李昊翔; 昝元锋; 闫晓 刊期：2018年第01期
采用CATHARE程序对直接注入（DVI）管失水事故（LOCA）试验进行了数值模拟。研究发现：DVI管LOCA中系统卸压、非能动安注、堆芯冷却等主要过程和物理现象得到了较好的模拟。一回路系统压力、堆芯补水箱（CMT）安注流量、安注箱（ACC）安注流量、内置换料水箱（IRWST）安注流量以及堆芯流体温度等参数的计算结果和试验数据符合较好。研究结果表明...
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