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
  • 熔盐冷却球床实验堆内流动与传热特性数值研究

    作者:魏诗颖; 王成龙; 田文喜; 苏光辉; 秋穗正 刊期:2018年第04期

    采用计算流体动力学(CFD)的方法,对熔盐冷却球床堆(FHR)的堆芯中可能产生热点的位置进行局部数值模拟,从而获得燃料球表面及其内部的温度分布和燃料球附近的流场分布情况,并与所开发的FRAC分析程序结果进行对比,其最大误差为2.9%,可以初步说明FRAC程序的正确性。本文的研究结果对FHR相关实验以及机理的研究具有一定的参考价值。

  • 基于MOX燃料组件的177混合堆芯装料方案数值研究

    作者:汪宁远; 李然; 刘义保; 杨灵芳; 杨波 刊期:2018年第04期

    通过计算华龙一号(HPR1000)压水堆平均卸料燃耗得到乏燃料中钚(Pu)同位素的含量,以此成分比例来设计铀钚混合氧化物(MOX)燃料。采用离散型燃料组件设计,通过不同Pu含量的MOX燃料棒离散型布置来降低与UO2燃料组件间的功率梯度。采用程序MCNP和COSLATC模拟堆芯功率分布和热中子注量率分布,采用分区分层的低泄漏装料方案,降低不同燃料组件间...

  • 六角形组件源项计算方法研究

    作者:郑征; 陈其昌; 丁谦学 刊期:2018年第04期

    为了满足水-水高能反应堆(VVER)或快堆屏蔽计算需求,编写了离散坐标(SN)和蒙特卡罗(MC)六角形组件源项计算程序,并且在VVER堆型上进行了验证。数值结果表明,对于吊篮内表面到压力容器外表面径向的三群中子和光子注量率分布,SN和MC计算得到的大部分中子和光子计算偏差小于30%,证明理论模型和程序是正确的,可以用于VVER或快堆的屏蔽计算。

  • CAP1000反应堆堆内构件在直接安注下流动传热特性研究

    作者:翁羽; 王海军; 王海涛; 张明; 冯少东; 顾红芳 刊期:2018年第04期

    在CAP1000反应堆中,使用了压力容器直接安全注射方式。由于安全注射管嘴和堆内构件的布置方式可能导致堆内构件承受较强的低温水影响,本文研究了吊篮外壁上布置的关键部件的表面温度分布及对流换热能力。使用缩比模型实验测量了堆内构件关键部位在不同安全注射条件下的壁面温度分布和换热系数,使用数值分析获得了堆内构件表面整体温度分布和换热...

  • 环形通道内再淹没过程流动传热现象实验研究

    作者:王金宇; 王均; 昝元锋; 黄彦平 刊期:2018年第04期

    通过可视化实验手段观察了环形通道内再淹没过程两相流动现象,分析总结了再淹没骤冷前沿推进过程中流型和传热机理的演化规律;通过不同工况下两相流动现象的对比,研究了是否加热和入口质量流速对再淹没过程流型和传热过程的影响规律。研究结果表明,在本参数范围内,实验中加热棒是否存在内释热对两相流动现象的影响不显著;而入口质量流速明显影响...

  • 基于FLUENT的核电用文丘里管稳流性能研究

    作者:胡效东; 刘馥瑜; 王燕辉; 梁之西 刊期:2018年第04期

    采用Realizable k-?湍流模型和Zwart空化模型对某核电用空化型文丘里管的空化流动进行了数值模拟。模拟在特定工况条件下文丘里管内流动情况,得到流量变化曲线,预测空化区域,分析稳流原理和规律。模拟不同喉部直径文丘里管稳流性能,探究喉部直径变化对空化的影响。研究结果表明:随着入口压力的增大,文丘里管将发生空化塞流。将流量变化控制在...

  • 主回路裂变产物源项计算程序CPFP的开发

    作者:唐邵华; 吕炜枫; 熊军; 蒋振宇 刊期:2018年第04期

    分析了压水堆核电站一回路冷却剂中裂变产物的产生和迁移途径,建立了压水堆核电站主回路裂变产物源项计算模型,并开发了具有良好人-机界面的计算程序CPFP2.0。分别采用国外同类型软件和欧洲压水堆(EPR)堆型核电站的工程数据进行了测试,测试结果表明,CPFP2.0程序对于测试算例的计算结果与国外同类软件的计算结果之间的误差在工程可接受的范围内...

  • 反应堆压力容器辐照脆化状态评估

    作者:朱光强; 尉言辉 刊期:2018年第04期

    基于大量相似辐照脆化试验测试数据和实际辐照监督测试数据,采用统计分析的方法,选出适合于某核电厂反应堆压力容器(RPV)的辐照脆化评估公式。以该核电厂已经完成的辐照监督管测试数据为输入,对RPV当前的辐照脆化状态进行了评估,并推算、分析了RPV在寿期末的结构完整性;基于辐照脆化计算结果,绘制了各运行阶段RPV的压力-温度限值曲线(P-T曲线...

  • 自然循环条件下蒸汽发生器U型传热管倒流分布特性的实验研究

    作者:唐瑜; 徐建军; 谢添舟; 周慧辉; 黄彦平; 谭曙时 刊期:2018年第04期

    在自然循环工况下蒸汽发生器一次侧入口流量为0.4~0.7 kg/s的参数范围内,开展了蒸汽发生器U型传热管倒流特性实验。针对9种不同长度的U型传热管,分别设置9个倒流监测点,获得了倒流在不同长度U型管中的分布特性。基于传热管压降实测数据和守恒原理,获得了蒸汽发生器一次侧的倒流总流量以及倒流U型管的数目。结果表明,在本实验参数范围内,约有61%...

  • 基于汽泡壅塞流模型的竖直圆管临界热流密度理论研究

    作者:陈森; 杨宁; 李华琪; 朱磊; 胡攀; 马腾跃; 陈立新 刊期:2018年第04期

    为研究单管壅塞流的临界热流密度(CHF)现象,建立了基于近壁处汽泡壅塞机理的CHF计算模型。模型通过求解相应的质量、动量和能量方程,再结合汽泡直径脱离模型、壁面临界空泡份额等模型,从而计算得到CHF。将模型计算结果同实验值比较,吻合良好,验证了模型的正确性。在此基础上,以建立的CHF模型为基础,研究了进口焓差、质量流速、管径和加热长度...

  • 一体化反应堆扰动条件下自然循环特性研究

    作者:孔松; 于雷; 郝建立; 袁添鸿; 沈梦思 刊期:2018年第04期

    基于多冷却支路组成的一体化反应堆,推导了多支路自然循环流量的理论解;采用拟合逼近方法得到扰动系数(m),分析了自然循环系统的扰动特性;并以某型一体化反应堆为对象进行验证。结果表明:对于多个冷却支路组成的对称环路系统,当某个支路因排热能力变化发生扰动时,环路流量变化(扰动后稳态值/初值)与系统雷诺数(Re)及上升段与下降段阻力特...

  • 蒸汽发生器换热管流量分配及其对核主泵入口流场的影响

    作者:马腾跃; 王鹏飞; 许忠斌; 阮晓东; 孔伟杰 刊期:2018年第04期

    为研究蒸汽发生器(SG)换热管流量分配及其对反应堆冷却剂泵(RCP)入口流场的影响,进行了蒸汽发生器的缩尺模型冷态实验,并以实验获得的数据为SG下封头的入流条件,对SG下封头进行数值建模,并采用计算流体力学(CFD)方法对其进行了三维流场计算。结果表明:SG换热管存在较严重的流量分配不均,SG入口管会对其所正对部分的换热管的流量分配产生...

  • 环形通道内再淹没过程骤冷前沿推进速度实验研究

    作者:王金宇; 王均; 昝元峰; 黄军 刊期:2018年第04期

    骤冷前沿推进速度是衡量失水事故中再淹没过程堆芯冷却效率的重要参数之一。本文通过实验研究了竖直环形通道内骤冷前沿的推进特性,获得初始壁温、入口温度、入口质量流速及加热功率对骤冷前沿推进速度的影响。实验结果表明,骤冷前沿推进速度随初始壁温、入口温度和加热功率的增加而减小,随入口质量流速的增加而增加。

  • 铅铋冷却沸水快堆热工水力系统安全分析程序开发

    作者:魏诗颖; 王成龙; 苏光辉; 田文喜; 秋穗正 刊期:2018年第04期

    针对铅铋冷却沸水快堆(PBWFR)主回路系统建立了系统热工水力分析的数学物理模型,并开发了适用于PBWFR的热工水力系统安全分析程序SACOL。利用SACOL对PBWFR的稳态和瞬态热工水力特性进行了研究,并重点模拟了无保护超功率事故(UTOP)。计算结果表明:PBWFR在稳态时具有足够的安全性,但在UTOP中,功率短时间的迅速升高会导致包壳温度超过安全限值...

  • 破损燃料组件热室检查技术研究

    作者:刘晓松 刊期:2018年第04期

    燃料组件破损直接影响了反应堆的安全运行,分析燃料组件破损原因是燃料组件研发改进的重要环节。通过破损燃料组件水下解体、破口位置定位、破口试样取样等关键技术的研究,建立了破损燃料组件热室检查方法。研究结果表明,该技术路线合理,检查方法可行,为热室条件下开展燃料元件破损检查提供了技术途径。