核动力工程最新期刊目录
49-2游泳池式反应堆池底铝材点蚀速率实验评估————作者：郑家成;马若群;陈晓亮;张飞;蔡光博;杨笑;麻雪逸;肖调兵;
摘要：49-2游泳池式反应堆池底和池壁材料为纯铝，为掌握池底点缺陷的实际状态和变化情况，确保反应堆的安全稳定运行，本工作根据池底结构、池内介质、池壁材料等信息，模拟池底点缺陷腐蚀环境，开展了极端工况下池底铝材腐蚀速率测量实验研究。本实验给出了点缺陷处铝材最大腐蚀速率为0.0326 mm/a，为反应堆池底的完整性评估提供了技术数据
IDHEAS-ECA在严重事故人员可靠性分析中的应用与比较分析————作者：郑腾蛟;徐志辉;侯捷;王志敏行;段鹏飞;
摘要：目前美国核管理委员会（NRC）开发了适用核电厂内外部事件的人因事件分析集成系统（IDHEAS-ECA）方法，但缺乏工程应用实例，在严重事故人员可靠性中的适用性仍需进一步验证。本文对IDHEAS-ECA实施流程和要点进行归纳，分别从定性与定量分析角度对IDHEAS-ECA方法在严重事故HRA分析中的适用性开展了系统性研究，以某华龙一号机组二级概率安全分析（PSA）为例进行了实例分析与应用，并与SPR...
基于SEQ2SEQ与ARIMA组合预测模型的小型模块化压水堆瞬态运行预测技术————作者：成以恒;李桐;谭思超;王博;田瑞峰;何正熙;沈继红;
摘要：为确保海洋条件下反应堆运行的安全可靠运行，提升海洋条件下的热工运行参数长期预测准确性，本文基于IP200的海洋条件下小型模块化压水堆一维仿真模型的热工运行数据，提出SEQ2SEQ与自回归差分移动平均模型（ARIMA）的组合预测模型，首先利用ARIMA进行数据的特征提取，随后利用SEQ2SEQ预测振荡值。反应堆在海洋条件下运行时易造成系统内部液面的晃荡，进而导致其他运行参数发生波动。对稳压器压力、冷...
几何特征参数对四叶形花瓣螺旋燃料棒中子行为影响研究————作者：车勋建;杜德平;王金成;李石磊;孟祥飞;孙建闯;蔡伟华;
摘要：为弥补四叶形花瓣螺旋燃料棒（FPHF）在中子学计算上的不足，进一步确定FPHF几何特征对其中子行为的影响，本文采用DAG-OpenMC构建了FPHF的精确中子学计算模型。从燃料棒直径、截面形状以及螺旋角三个方面研究了FPHF几何特征对中子行为的影响。燃料棒直径取值为3.5、6.3 mm以及9.5 mm；内凹弧与外凸弧比值的取值范围为[0.1, 3.0]；螺旋角取值为[360°, 1080°]。结果...
高温闭式回路铅铋离心泵全工况性能数值分析————作者：罗昌余;黎义斌;马文生;杨由超;牛藤;
摘要：为探究闭式回路中铅铋离心泵在输送400℃液态铅铋合金（LBE）过程中的热态水力性能，采用联合简化建模的方法，将铅铋循环罐、进出口管道及铅铋离心泵进行整合建模。基于SST k-ω湍流模型，得到了3种不同流量工况下泵内部的流动特性。研究发现，叶轮流道内存在不同程度的旋涡与介质受力不平衡状态有关，LBE流经叶轮流道过程中科氏力始终占据主导地位。此外，局部熵产率（EPR）主要集中于叶轮叶片的前缘与动静叶栅...
蒙特卡罗粒子输运方法及应用研究————作者：邓力;李刚;张宝印;李瑞;张玲玉;付元光;刘鹏;马彦;史敦福;王鑫;秦桂明;
摘要：蒙特卡罗（MC）粒子输运方法应用概率论随机理论与数理统计知识研制相应程序，并借助计算机工具帮助核领域解决各种粒子输运物理问题。经过70多年的发展，MC粒子输运方法理论和算法已经逐步成熟，先后诞生了多代多个程序软件，在核辐射屏蔽、核反应堆堆芯临界安全分析、核探测及核医学等传统领域广泛应用。本文从MC粒子输运的理论基础介绍开始，给出了MC方法求解积分形式中子输运方程的中子通量密度公式，以及中子通量密度...
一种国产细颗粒核石墨强度概率分布的实验研究————作者：钱浩;兰天宝;严鹏;刘贺同;
摘要：针对一种用于气冷微堆的候选国产细颗粒核石墨，设计了5种强度试验，即德标单向拉伸、美标三点弯折、美标巴西圆盘劈裂拉伸、美标单向压缩和美标单向拉伸试验，对其强度概率分布进行了系统的实验研究。研究发现，二参数Weibull分布对5种强度试验数据的拟合结果均通过了Anderson-Darling检验（A-D检验），而且相比正态分布和三参数Weibull分布，该分布的拟合结果在低概率下更加保守，这说明采用二...
压水堆核电厂自动启动控制技术研究————作者：张琦;张楠;孙培伟;张瑞萍;禹文豪;魏新宇;
摘要：为提高压水堆核电厂机组在启动过程中的自动化水平，减轻反应堆运行人员的工作强度，缩短启动时间，提高机组启动的正确性和规范性，本研究提出了适用于核电厂自动启动的控制技术，该技术方案基于典型压水堆核电厂机组系统自身特性，以及运行管理流程和自动启动的控制需求，通过对压水堆自动启动控制系统适用的控制范围、运行断点、顺序控制和模拟量控制等的分析研究，建立了用于核电厂自动启动的控制系统架构，具体包括架构结构设计...
基于热管堆应用的级联式热电器件设计优化研究————作者：唐思邈;连强;朱隆祥;张卢腾;孙皖;马在勇;潘良明;
摘要：基于静默式热管冷却反应堆（简称热管堆）应用背景，结合热管堆能量转换系统几何结构及热工边界条件，利用有限元方法，开展两段式和三段式级联热电器件设计优化，研究级联式热电器件在不同热流密度条件下热电转换效率及输出功率等热电转换特性。研究结果表明，通过多段级联热电器件PN腿内部不同材料结构优化可以有效提升热电器件的热电转换效率，对于由方钴矿材料和半赫斯勒材料（HH）构成的两段式级联热电器件，在热流密度为1...
核电厂数字化主控室不同行为水平对操纵员返回抑制效应的影响研究————作者：郑腾蛟;徐云龙;侯捷;段鹏飞;陈帅;
摘要：本研究旨在探究数字化主控室中不同行为水平（基于技能型和基于规则型）对操纵员返回抑制（Inhibition of Return，IOR）效应的影响，以及工作负荷与IOR效应之间的关系。通过仿真验证平台模拟典型事故场景，对比分析了不同行为水平的IOR效应和工作负荷。研究发现，不同行为水平对操纵员的IOR效应有显著影响，技能型行为在监视核电厂状态时能有效摆脱非目标信息的干扰；而规则型行为容易受到无关信息...
基于5×5棒束子通道定位格架的搅混性能分析————作者：李婧漪;苏前华;杜鑫;张戈;刘智民;谢远来;
摘要：为分析定位格架对燃料组件热工水力性能的影响，本研究以5×5全长燃料组件棒束子通道为研究对象开展数值计算，通过试验验证并结合流体温度场发展及场协同角、搅混因子和子通道间的温度偏差等关键参数的综合考虑，分析了温度场发展和搅混翼弯折角对棒束子通道热工水力性能的影响。结果表明：格架下游流体温度场依次经过发展、充分发展、过渡和衰减阶段，充分发展阶段和过渡阶段的强化传热效果显著；综合考虑弯折角对热工水力性能的...
CF系列燃料组件落棒性能试验研究————作者：田雪莲;张子扬;陈良斌;余庆林;蒋宇;郭思贝;聂常华;卓文彬;
摘要：介绍了我国具有完全自主知识产权的CF系列燃料组件的设计和改进特点，通过开展1∶1的冷态和热态堆外模拟试验获得了CF系列燃料组件在不同工况下的落棒时间、落棒速度、落棒冲击力等性能参数，并对比了CF2与CF3燃料组件、CF2S与CF3S燃料组件的落棒性能差异。试验结果表明，CF3系列燃料组件相对于CF2系列燃料组件的落棒时间更长、落棒冲击力更小，导向管结构的改进对落棒缓冲时间的影响更大。试验结果验证了...
光-核-储综合能源系统不同运行策略下的（火用）分析————作者：安泽依;刘奇洪;邱斌斌;丁旭;康博士;李旭辉;
摘要：为解决传统压水堆核电机组难以在未来参与电网调峰的问题，提出了一种耦合太阳能和核能的光-核-储综合能源系统，利用热力系统仿真软件EBSILON搭建了系统模型，研究了设计工况下系统的热力学性能并进行了系统在不同运行策略下的（火用）分析。不同运行策略下的（火用）分析研究表明，系统中（火用）损最大的3个设备依次为蒸汽发生器、集热场和汽轮机高压缸第一级，三者（火用）损之和接近总（火用）损的50%。与此同时，...
316NG不锈钢在560℃液态铅铋合金中的应力腐蚀行为研究————作者：张萍萍;龚宾;赵永福;高军;邓平;吴宗佩;
摘要：为准确获得奥氏体不锈钢与液态金属的相容性，支撑其服役性能评价，本研究采用高温液态铅铋慢应变速率拉伸试验装置，开展了316NG不锈钢在3种溶解氧浓度，即低氧浓度(溶解氧浓度<7×10-8%，质量百分比)、中等氧浓度(溶解氧浓度为2×10-6%～2×10-7%)和饱和氧浓度(溶解氧浓度为1.0×10-3%～3...
核电厂设备抗震分类探讨及其对应的要求地震反应谱研究————作者：方庆贤;路燕;张奇;刘青阳;侯春林;戴志军;
摘要：目前核电厂设备的抗震类别分为2个等级，第1等级（高等级）称为抗震I类，第2等级称为非抗震I类。抗震I类的抗震设计和抗震试验已相当成熟了，也有了相关的国家标准，而对非抗震I类设备则还没有相关标准可遵循。为了对一些非抗震I类而功能重要、但不要求抗安全停堆地震的设备提出更合理的抗震要求，本研究建议将非抗震I类设备再分为常规重要抗震类和常规一般抗震类，并对常规重要抗震类和常规一般抗震类根据国标谱给出了相应...
基于图神经网络的铅铋快堆上腔室三维热分层现象非线性降阶分析————作者：曾付林;赵鹏程;李玲莉;刘紫静;李卫;
摘要：铅铋快堆上腔室的热分层现象对堆内构件的结构安全性和系统余热排出能力具有重要影响，需要重点分析。本文首先基于计算流体动力学（CFD）程序FLUENT得到铅铋快堆上腔室热分层现象的高精度全阶快照，然后利用图神经网络（GNN）构建的图自编码器（GAE）对快照进行非线性降阶，并将非线性降阶后的重构结果与本征正交分解（POD）的线性降阶结果进行对比分析，最后通过结合多层感知机对热分层快照开展在线状态识别与预...
基于RELAP5的轴流式预热蒸汽发生器传热特性分析————作者：黄中圆;王晓丁;李振中;刘海东;陈德奇;
摘要：立式自然循环蒸汽发生器作为压水堆核电站的重要设备，增强其换热性能对整个电站的经济性至关重要。本研究选用AP1000的蒸汽发生器作为研究对象，并利用RELAP5系统分析程序，分别对传统蒸汽发生器和轴流式预热蒸汽发生器进行计算分析，研究了轴流式预热蒸汽发生器的换热机理，并着重分析了不同纵向隔板高度和循环水分配率对换热特性的影响。结果表明：轴流式预热蒸汽发生器能够显著提升一、二次侧传热温差，从而有效提高...
倾斜角度下高温钠热管间歇沸腾试验研究————作者：杨思远;马誉高;文青龙;文爽;丁书华;贺林峰;袁波;
摘要：为研究高温碱金属热管启动过程中的间歇沸腾现象，给热管反应堆安全运行提供可参考的操作条件，采用金属钠为热管工质，对热管启动过程的间歇沸腾的影响因素和作用机制开展了试验研究。研究结果表明，热管加热功率和倾角对间歇沸腾有重要影响，在90°倾角情况下，加热功率从600 W升至750 W，间歇沸腾周期变化范围为29～736 s，温度振幅范围为18～35℃；热管倾角为0°时不会发生间歇沸腾；间歇沸腾在中等加热...
基于大涡模拟方法的铅铋合金在三喷口模型中的温度振荡特性研究————作者：郭超;徐蒋明;刘松涛;苗怡然;
摘要：为获得流动参数对铅铋合金温度振荡的影响，利用数值模拟的方法对三喷口模型中的铅铋合金温度振荡特性进行了研究。首先，基于不同湍流模型对钠流体温度振荡现象进行数值模拟，计算结果表明大涡模拟方法可准确分析出温度振荡现象，其适用于液态金属温度振荡数值分析。然后，采用大涡模拟方法对三喷口模型中的铅铋合金温度振荡进行数值计算，得到了各监测点的温度随时间的变化。最后，对比了中间出口上方监测点在不同流速比、不同流速...
反应堆顶盖腔室流场分析和试验研究————作者：陈永超;魏行方;刘言午;方健;冉小兵;
摘要：为探究华龙一号反应堆压力容器（RPV）顶盖腔室区域的流动特征，为在役CPR1000压水堆核电厂的热套管磨损问题和华龙一号顶盖腔室结构的优化改进提供支撑。本文采用计算流体动力学（CFD）方法对顶盖腔室区域进行数值模拟，同时开展顶盖腔室模型水力模拟试验，获得顶盖腔室内流场分布及关键区域的水力特性参数。理论分析及试验结果表明：顶盖腔室关键区域的CFD结果和试验测得的横向流速偏差值在10%以内；正常工况下...
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