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：王鑫; 魏淑虹; 戴波 刊期：2019年第03期
随着我国核电机组的数量和运行时间的增加,核电厂退役工作越来越重要。如何安全、经济、环保地退役,关系着核工业持续发展,以及生态环境安全和子孙后代的健康。本文从国际核电退役经验反馈和市场发展的角度出发,结合我国核退役规划要求,提出我国未来核电厂退役应开展的重点工作,包括:完善退役相关法规、标准;坚持自主化、企业化、市场化、专业化...
作者：李权; 陈平; 黄永忠; 陈杰; 焦拥军; 于俊崇; Maria; Avramova 刊期：2019年第03期
为建立非均匀加热工况临界热流密度(CHF)预测方法,以对换热系统的安全分析提供新的辅助手段,本研究采用欧拉两流体模型和壁面沸腾模型,对非均匀加热圆管的CHF进行预测。通过数值计算得到不同热流密度下近壁面空泡份额和壁面温度的分布,将壁面温度出现二次峰值和此时近壁面空泡份额的峰值位置分别作为CHF发生的依据和CHF发生的点,并用此方法对2种...
作者：刘贵军; 陈德奇; 胡练; 王俊峰 刊期：2019年第03期
采用计算流体动力学(CFD)方法对Z字形通道的印刷电路板式换热器(PCHE)的热工水力特性进行了研究,结合物性拟合公式和用户自定义函数(UDF)计算超临界CO2物性;湍流模型采用SST k-ω模型,通过摩擦阻力系数和传热系数的实验数据对方法进行了验证。模拟结果表明,流体在弯折点处,加速核心区域向外侧壁靠近;在弯折点下游,存在较大压降,且随分离流的减弱...
作者：张倩; 罗欢; 冯靖; 王永; 王伟; 魏立 刊期：2019年第03期
在压水堆核电机组汽水分离再热器(MSR)的实际运行工况下验证饱和湿蒸汽通过波形板分离元件时的分离特性和压降特性。采用大型热工-水力试验台架提供满足要求的饱和湿蒸汽,获得该湿蒸汽流经试验件的压降和残余湿度,结果表明:该MSR波形板试验件的二次携带临界流速较高,在入口蒸汽干度不大于86%且入口速度低于临界流速时,其残余湿度不大于0.1%,分离...
作者：赵鑫; 李亚; 仇子铖; 秋穗正; 苏光辉 刊期：2019年第03期
利用数值方法,使用商用软件ANSYSCFX,针对内径4~10mm、外径7~20mm的环形通道内不同边界条件下单相钠的流动和传热特性进行了研究,分析了流速、入口温度、内壁面热流密度和外壁面热流密度等对其流动传热的影响。结果表明,环形通道间隙对液态金属钠流动和传热影响较大,热流密度对其影响较小。将计算结果与文献中理论和实验结果进行了比较和分析,得...
作者：陈俊杰; 赵秀梅; 林萌; 王旭; 李延凯; 陈纲 刊期：2019年第03期
基于RELAP5程序热工水力计算原理,研究热构件壁面温度及热流密度耦合并行技术在核电厂全范围模拟机中的应用。整体模型通过热构件壁面温度或热流密度拆分为两个模型耦合并行计算,计算结果分别与整体计算的结果进行对比。结果表明:在间壁式换热器的热构件模型中,热流密度作为耦合参数时计算结果不准确;壁面温度作为耦合参数时可以准确计算。将温...
作者：刘胜; 杨翊仁; 李鹏 刊期：2019年第03期
已有落棒计算认为控制棒下落过程中燃料组件导向管各流水孔始终为流出状态,而实际会出现流动反向。为解决此问题,认为每一时刻各流水孔均有流进和流出2种可能状态。对所有流动断面发生突变的位置进行流动能量损失分析,通过引入表征流动状态的流向指标,将所有可能出现的流动状态串联为一套Bernoulli方程和流量守恒方程,进行流向及流量的迭代求解...
作者：刘妍; 王艳芝; 梁林科; 王先元; 田瑞峰 刊期：2019年第03期
稳压器是压水堆核动力装置压力安全系统的主要设备,其水位波动反映了一回路系统的水容积变化情况,是稳压器运行控制的关键参数之一。本文基于双区非平衡模型模拟蒸汽泄露条件下的稳压器水位变化,并针对稳压器蒸汽泄漏工况开展了水位测量特性试验研究,研究了2.6~7.8 kPa/s压降速率工况下,稳压器内水位测量压差的变化情况。研究发现:采用压差修正...
作者：吕炜枫; 熊军; 陈小强; 唐邵华; 刘杰 刊期：2019年第03期
分析了国内外压水堆核电厂燃料包壳破损诊断方法以及存在的问题,从燃料棒破损数量、破损尺寸和燃耗3个方面对压水堆核电厂燃料包壳破损的诊断方法进行了改进,并对可能影响诊断结果的因素进行了探讨。应用我国在役核电厂实际的运行数据对诊断方法进行了验证,结果表明,改进后的燃料包壳破损诊断方法可准确地诊断燃料包壳破损情况,且有更广泛的适用...
作者：沈海波; 刘爱华; 胡伟; 肖洪文; 黄丹 刊期：2019年第03期
建立了基于蒙特卡罗(MCNP)程序建模的铀加工与燃料制造设施核临界事故工况下瞬发剂量的计算方法,并将该计算方法与EJ/T 988-96规定的计算方法进行了比较分析。以我国某核燃料元件研发厂址为例,采用MCNP程序建模计算了该厂址核临界事故对厂界公众所致的瞬发剂量。结果表明,EJ/T 988-96的计算方法过于保守的估计了核临界事故工况下的瞬发剂量;基于...
作者：黄礼明; 唐邵华; 刘杰; 杨寿海 刊期：2019年第03期
乏燃料干法贮存容器的屏蔽设计是关系到乏燃料干法贮存设施辐射安全的重要影响因素。以我国自主研发的乏燃料干法贮存容器为对象,重点围绕屏蔽性能目标的合理确定、屏蔽计算方法、计算假设的选择以及计算结果的分析等多方面展开研究。计算分析表明,自主研发的的乏燃料干法贮存容器的屏蔽性能良好,满足辐射安全要求。
作者：廖志海; 龙绍军; 王鹏; 安身平; 罗凤焱; 乔洪波 刊期：2019年第03期
为保障核级海绵Zr的质量,应用电感耦合等离子体质谱法(ICP-MS)测定海绵Zr中痕量U。样品经HNO3-HF快速溶解后,从同位素质量数的选择、内标同位素选择、基体的影响等方面进行分析。结果表明,以232Th作为内标,可有效校正基体效应及仪器漂移引起的干扰;在样品中加入浓度分别为0.20、1.00、1.50μg/g的U标准储备溶液,其加标回收率均在94%~99%之间,相对...
作者：易亚楠; 张小娟; 马少鹏; 朱海斌; 孙立斌; 史力; 蒋晗 刊期：2019年第03期
开发了基于数字图像相关(DIC)方法的核石墨力学参数测量方法,给出了具体的数据处理方法和测量流程,并用IG-11型核石墨对该方法进行了验证试验,结果表明,DIC方法测得的杨氏模量和泊松比与电阻应变片法的测量结果具有很好的一致性,验证了DIC方法的可行性和准确性;通过DIC方法获取了完整的应力-应变曲线,证明了DIC方法在测量具有大变形特性的材料力...
作者：孙燕宇; 郑云涛; 马秀歌; 杨长江 刊期：2019年第03期
非能动安全壳空气冷却系统(PAS)是模块化小型堆的重要组成部分,也是安全壳设计的核心。该系统保证安全壳压力不超过设计限值,保证安全壳完整性。本文采用拉丁超立方抽样(LHS)的方法对可能影响安全壳压力响应过程的13个参数进行了系统的敏感性分析。研究结果表明壳内初始温度、壳外气体温度对安全壳压力响应过程最为敏感。本文首次使用通用的最佳...
作者：谢洪虎; 马文勤; 张峰; 杨锦春 刊期：2019年第03期
为确保核电厂人员闸门顶升机构结构设计的合理性,对其在密封门启闭过程中的运动特性进行分析研究。本研究借助动力学仿真分析软件(ADAMS)对人员闸门顶升机构可能产生的故障失效模式进行了仿真分析,主要包括顶升机构传动箱运动学分析和传动丝杠动力学分析。分析结果表明,顶升机构传动箱的安装初始位置是导致顶升高度不足的直接因素;通过设置传动...
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