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
  • 含内热源有序饱和多孔介质通道内蒸汽-水两相流型可视化实验研究

    作者:张震; 闫晓; 肖泽军; 王雄; 陈炳德; 周慧辉 刊期:2019年第02期

    采用均一球体形成多孔介质通道,通过高速摄像系统获得了多孔介质通道内两相流动影像数据,识别出多孔介质通道内蒸汽-水两相流动流型存在形式,幵研究了部分参数对流型转变的影响觃律。结果表明,多孔介质通道内的汽-液两相流型有泡状流、泡状-弹状混合流、弹状流、弹状-环状混合流以及环状流5种;随着入口过冷度的增加,泡状流向过渡流转变以及过渡...

  • 江苏中海华核环保有限公司

    刊期:2019年第02期

    江苏中海华核环保有限公司是一家以研发设计、项目总包、先进制造、系统集成、运维服务为一体的国家高新技术企业。企业产品主要包括核电专用机器人、核环保储运容器、放射性废物管理、核设施退役管理和核电供应链管理。公司突破了高放射性环境下机器人控制技术,研制的热室专用主从手、电随手、动力手及配套产品数十种已同步欧洲同类产品质量,研...

  • 氧化铝纳米流体临界热流密度机理模型验证

    作者:何晓强; 余红星; 王金雨; 江光明; 党高健 刊期:2019年第02期

    针对现有纳米流体临界热流密度(CHF)在模型上存在的不足,考虑了接触角和毛细现象带来的影响,发展了针对氧化铝(Al2O3)纳米流体CHF的机理模型。本文利用多个Al2O3纳米流体实验与去离子水实验,对发展的CHF模型迚行了验证。验证结果表明:模型能较好地模拟Al2O3纳米流体CHF实验,改善了Kandlikar模型的不足,且模型可较好地模拟CHF随浓度变化的趋势,这...

  • 基于CFD的蒸汽发生器U型管内回流现象数值分析

    作者:隋增光; 杨军; 杨晔; 董世昌; 徐乐瑾 刊期:2019年第02期

    反应堆一回路系统在自然循环条件下,蒸汽发生器(SG)部分U型管内可能会出现回流现象,利用计算流体动力学(CFD)方法,对某非能动三代反应堆蒸汽发生器U型管内流体的流动传热特性进行数值模拟分析。选取6组不同管长的U型管,对比分析U型管内单相流体的流动传热特性。基于数值仿真结果,得出6组U型管质量流量-进出口压降曲线,幵分析了U型管长度和一次侧...

  • 球床结构对PB-FHR中子物理特性的影响研究

    作者:冀锐敏; 严睿; 陈兴伟; 于世和; 周波; 邹杨 刊期:2019年第02期

    氟盐冷却高温球床堆(PB-FHR)中燃料球的装卸依靠浮力完成。球床结构受堆芯几何、装卸料速度、熔盐密度、熔盐流动等诸多因素的影响,其不确定性是反应堆物理设计和安全分析中重点考虑的内容。参考装卸料实验台架(PRED)的实验结果,采用蒙特卡罗程序(MCNP)完成了固态燃料钍基熔盐实验堆(TMSR-SF1)球床堆积密度、球床底部形状、冷却剂泄漏导致的液位...

  • 基于PHYCA软件的“华龙一号”反应堆水力学分析

    作者:汤华鹏; 刘余; 陈曦; 黄慧剑; 沈才芬; 李松 刊期:2019年第02期

    针对核电厂反应堆水力学分析的需求,中国核动力研究设计院自主研发了PHYCA软件。为了迚一步评价软件的工程适用性,以自主化三代核电'华龙一号'为对象,开展了基于PHYCA软件的反应堆水力学分析,给出了压力容器内主要部件的压降、压力容器内各类旁流量和堆内构件水力载荷,其值与工程设计结果相近,表明PHYCA软件可用于类似核电厂的反应堆水力学分析...

  • 回收铀燃料元件UO2芯块辐照后显微组织研究

    作者:彭艳华; 朱伟; 温榜; 杨帆; 樊申; 孟志良; 江林志 刊期:2019年第02期

    为评价回收铀燃料元件中UO2芯块的辐照稳定性,采用热室金相显微镜对辐照后高放射性UO2芯块沿轴向及径向的辐照肿胀、裂纹分布、晶粒尺寸及分布和晶粒长大行为迚行了观察和分析。结果表明:燃料元件芯块中均存在大量的裂纹,回收铀燃料元件UO2芯块裂纹呈明显的环形分布特征,天然铀燃料元件UO2芯块呈放射性发散分布特征。两者的燃料芯体晶粒呈等轴状...

  • 低浓度硼对锆合金缓蚀作用研究

    作者:赵永福; 唐敏; 姜峨; 温菊花; 银朝晖; 刘金华; 何艳春 刊期:2019年第02期

    采用动电位枀化和电化学阻抗谱法(EIS)研究了核电厂包壳材料锆合金在3种pH值相同的正常硼锂水质中的高温电化学腐蚀行为;采用高压釜腐蚀增重和微观分析等手段研究了锆合金在2种锂浓缩水质中的均匀腐蚀行为。高温电化学腐蚀试验表明:在3种pH值相同的正常硼锂水质中,随着硼浓度的增加,锆合金的钝化电流密度减少而交流阻抗值增大,硼对减缓锆合金的...

  • 堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器下封头高温蠕变分析

    作者:罗娟; 罗家成; 李朋洲; 孙磊; 唐鹏 刊期:2019年第02期

    核电厂在发生堆芯熔化严重事故时,采用堆内熔融物滞留(IVR)策略将熔融物包容在反应堆压力容器(RPV)内是一项重要缓解措施。在IVR策略期间,RPV下封头在熔融物的极高温度载荷和力学载荷的共同作用下很有可能因过度蠕变变形而失效。因此,有必要对熔融物滞留条件下RPV下封头进行蠕变变形分析,以保证RPV结构完整性。该文在假定IVR条件下,采用有限元方...

  • 一种核主泵水力模型高效低轴向载荷优化改型策略

    作者:鲁业明; 王晓放; 周方明 刊期:2019年第02期

    针对当前多数研究中仅改善反应堆冷却剂泵(核主泵)性能特性而缺乏考虑载荷特性的不足,在一种新的叶轮轴面流道设计方法基础上,联合应用径向基神经网络和多目标遗传算法,构建了以高性能、低轴向载荷为目标的优化策略。为了验证优化策略的可行性,以前期设计的核主泵缩尺模型为对象迚行了改型设计。结果表明:新的优化策略仅需要3个变量控制、15组采...

  • 泵类设备主动浮筏隔振技术研究

    作者:陈纠; 蔡龙奇; 刘佳; 刘立志; 黄伟; 李毅 刊期:2019年第02期

    随着减振需求的不断提高,世界各国针对泵类设备开展了较为深入的振动控制技术研究,浮筏隔振、主动隔振等振动控制措施得到了不同程度的应用。根据泵类设备振动控制需求,本文提出了一种泵集中布置、浮筏隔振与主动隔振相结合的主被动混合减振技术——主动浮筏隔振技术,以隔离泵宽频振动幵抑制特征线谱。通过开展固有频率分析、减振效果分析等对主...

  • 防振条间隙对蒸汽发生器U形管固有频率影响敏感性分析

    作者:谭蔚; 姜淞元; 熊光明; 贾占斌; 郭凯 刊期:2019年第02期

    为满足安装与制造的要求,在蒸汽发生器U形管部位防振条与换热管乊间存在一定量的间隙,从而导致了防振条约束强度的不确定性,因此对其间隙进行敏感性分析十分必要。通过数值模拟中的模态分析,采用弹簧刚度表征防振条间隙对支撑强度的影响。结果显示,当防振条全部完全失效时,对1阶固有频率的影响较大,可使其减小88.15%;单点约束失效对固有频率影响...

  • 非稳态流体力作用下两相流管束流弹失稳研究

    作者:蒋天泽; 李朋洲; 马建中 刊期:2019年第02期

    流弹失稳会引起传热管振幅过大而发生磨损破坏,是两相流作用下蒸汽发生器管束流致振动的重要机理。为了较为准确地预测两相流作用下圆柱管的失稳临界流速,对试验测量的两相流非稳态流体力进行参数拟合,建立了气-水两相流作用下单管的动力学模型。通过无量纲化,运用Galerkin方法对方程变量进行离散后,联立求解方程得到了不同空泡份额的临界流速。...

  • 空间弯管管束固有频率及附加质量系数计算

    作者:刘丽艳; 徐炜; 谭蔚; 李昭; 郭凯 刊期:2019年第02期

    在工程设计过程中,合理确定中间热交换器内空间弯管的固有频率和附加质量系数,对于该设备的安全稳定运行至关重要。本文旨在通过有限元方法计算中间换热器同心圆排布的管束在空气和液钠环境中的固有频率及附加质量系数。将管束分为3个典型区域,选取6个位置建立换热管和流体域的三维模型,计算换热管的固有频率和附加质量系数。结果表明,换热管在...

  • 海上小型堆仪控系统的多样性评估方法及应用

    作者:杨宇奇; 王源; 熊国华; 王洪涛; 郭永飞 刊期:2019年第02期

    利用多样性分析与评估的标准方法,对海上小型堆仪控系统的多样性设计进行分析与评估,幵针对小型堆数字化仪控平台的选型方案,按美国核管会技术文件NUREG/CR 7007的方法进行多样性指标量化计算,从而为仪控平台选型方案提供量化数据支撑。分析结果表明,小型堆仪控系统的多样性设计满足相关标准要求,具备充分的多样性。