核动力工程

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核动力工程 关注(): 期刊周期：双月刊; 期刊级别：北大核心; 国内统一刊号：51-1158/TL; 国际标准刊号：0258-0926; 主办单位：中国核动力研究设计院; 主管单位：中国核动力研究设计院; 查看核动力工程近十年数据入口>>>; 上一本期杂志：《强激光与粒子束》电子科技论文; 下一本期杂志：《计算力学学报》计算机科技论文发表

　　【杂志简介】

　　《核动力工程》经国家科委批准，于1980年2月创刊的正式科技期刊，是中国核学会能动力学会的学报，由中国核动力研究设计院主办，原子能出版社出版，国内外公开发行。本刊综合介绍国内外核动力科学技术在理论研究、实验技术、工程设计、运行维修、安全防护、设备研制等方面的最新成果和发展动态，促进国内外学术交流，加快我国核动力事业的发展，为现代化建设服务。

　　【读者对象】

　　从事核能技术研究开发工作的工程技术人员：大专院校的师生，以及关心核能事业发展的有关人员。

　　【收录情况】

　　国家新闻出版总署收录

　　1992年全国优秀科技期刊二等奖

　　1996年国防科工委优秀国防期刊奖

　　1997年中国核工业总公司部级科技进步二等奖

　　国外数据库收录：美国化学文摘

　　【栏目设置】

　　主要栏目：物理与数学、设备与回路、安全与质保、控制与仪表、材料与燃料、其它等栏目。

　　杂志优秀目录参考：

　　1 二次侧非能动余热排出系统实验研究郗昭;熊万玉;谢峰;宫厚军;卓文彬;李朋洲; 1-3

　　2 竖直和倾斜条件下气-液两相流型转变研究谢添舟;陈炳德;徐建军;鲍伟; 4-7

　　3 通道局部倾斜效应对临界热流密度特性影响理论研究刘文兴;彭劲枫;徐建军;黄彦平;杨祖毛; 8-11

　　4 球床内流动与传热特性等效模型的实验研究杜代全;周慧辉;徐建军;杨祖毛;黄彦平; 12-16

　　5 液相粘性对旋叶式分离器壁面液膜界面不稳定性的影响黄振;肖泽军;闫晓;昝元锋;李勇;袁德文; 17-22

　　6 蒸汽限流器结构对其阻力及流场细节的影响杨雪龙;冯靖;张倩;王伟;王先元; 23-27

　　7 核电厂化学和容积控制系统限流孔板的分析与改进赵泾雄;刘长亮; 28-31

　　8 行波堆堆芯设计初步研究严明宇;陈彬;冯琳娜;张勇; 32-36

　　9 VVER-1000应用PC级燃料的燃料管理徐敏;王红霞;霍小东;易璇;于洋; 37-40

　　10 SCWR堆芯三维稳态性能分析程序系统开发及验证王连杰;赵文博;杨平;马永强;卢迪;孙伟; 41-44

　　11 核电厂抗震设计规范标准谱的修正建议值白文婷;冯国忠; 45-48

　　12 反应堆压力容器在典型事故工况下的结构完整性评估朱光强;田祥禄;魏文斌; 49-53

　　13 核岛机械设备焊接工艺评定中冲击试验优化要求分析王恒;董安; 54-56

　　14 阻振质量对有限平板减振的影响试验研究李朋洲;卢军;孙磊; 57-60

　　15 核电厂核岛主设备专用吊具载荷分析及系数取值方法研究瓮松峰;董正平; 61-64

　　16 管道裂纹泄漏率计算软件开发吴万军;谢海;兰彬;黄旋;叶献辉; 65-68

　　17 基于数字调节器的压水堆核电厂稳压器压力控制系统优化设计钱虹;周蕾;毛磊; 69-73

　　18 GASFLOW程序以及COM3D程序在反应堆氢气行为分析上的应用张睿东;孙喜明;董玉杰; 74-78

　　机械职称论文发表：浅谈高压真空开关的检修和故障处理

　　【摘　要】本文是一篇机械职称论文发表，结合工作中生产运行与检修实践对生产过程中高压真空开关常见的一些问题及解决方案检修探讨。

　　【关键词】高压真空开关,常见故障,处理方法机械,职称论文发表

　　我矿近几年来随着老设备的更新换代，引进了一批PBG-6型矿用隔爆型高压真空配电开关。它的结构复杂，电气性能高，各种电气保护全，能在环境相对较差的各种场所使用的特点。此开关是各种高压设备的前端保护，如果出现事故将给整条设备线路造成停产，直接影响我公司的原煤产量。我做为一名多年工作经验的技术人员，对高压开关所产生的关键或疑难的技术问题，如何解决做一个很浅论述。

　　核动力工程最新期刊目录

摇摆条件下换热器传热管流致振动特性研究

摘要：海洋环境下，换热器处于非稳态工况，伴随载体发生的摇摆运动会显著改变壳程流场特性，进而引发传热管流致振动机制动态演变，对设备使用安全构成潜在威胁，因此有必要对摇摆工况下换热器传热管流致振动机理展开研究。基于双向流固耦合方法建立管壳式换热器（STHE）流致振动数值模型，采用用户自定义函数（UDF）定义摇摆运动，进而实现摇摆工况，研究不同摇摆工况下传热管流致振动现象。结果表明：摇摆工况下，附加惯性加速度...

VVER机组铑自给能中子探测器传递函数参数化方法研究

摘要：针对VVER机组堆芯核测系统（ICIS）中常驻式铑自给能中子探测器（铑-SPND）传递函数在线反馈精度与可靠性要求，提出了一种铑-SPND传递函数混合参数化方法：对燃耗变量采用主干燃耗线性插值方法，对线功率密度、慢化剂密度、硼酸浓度等工况参数采用多维拉格朗日插值方法。基于所提方法，完成了VVER机组1.6%富集度燃料组件铑-SPND传递函数反馈计算，并与俄罗斯采用的全参数多项式拟合方法进行了对比验...

机理性堆芯严重事故分析程序SCENES-CoreMelting的开发、验证及确认

摘要：为进一步提升我国核电站严重事故分析程序的模拟精度，基于核反应堆系统事故安全分析软件SCENES，自主开发了适用于压水堆（PWR）的机理性堆芯严重事故分析程序SCENES-CoreMelting。该程序采用面向对象的设计理念与模块化架构，集成了描述堆芯材料氧化与共晶反应、熔融物迁移、熔池行为及熔融物-冷却剂相互作用（FCI）等关键物理过程的机理模型，实现了对严重事故下堆芯熔化进程的精细化模拟。基于Q...

核电厂氢氧型阴树脂硼离子交换耦合模拟研究

摘要：针对核电厂一回路冷却剂腐蚀产物去除过程中氢氧型阴树脂使用寿命难以准确预测的问题，本文基于COMSOL软件搭建了三维离子交换柱多物理场耦合模型，系统分析了颗粒半径、孔隙率、入口浓度及流速对传质过程的影响，研究表明树脂粒径是决定离子浓度梯度空间分布的关键参数，较优性能区间为0.7～1.0 mm；提高进水离子浓度可显著提升离子交换速率，同时缩短穿透点与饱和时间；在本文模型参数范围内，孔隙率变化对目标离子...

水导轴承间隙率对三轴承型核主泵轴系振动影响分析

摘要：针对三轴承型核主泵在厂内测试和电站服役期出现的轴位移幅值过大、波动超限问题，本文以“华龙一号”机组某三轴承轴封型主泵为研究对象，基于流体动力学和转子动力学计算方法，深入探究核主泵轴系的振动特征，重点研究水导轴承间隙率（研究范围0.1%～0.2%）对液膜环流特性及核主泵轴系转子动力学特征（包括振动幅值空间分布、轴心轨迹、频率成分等）的影响，进而为三轴承型核主泵设计改进、设备可靠性提升作支撑。研究发现...

基于Kriging代理模型的主泵外壳冲击-蠕变可靠性分析

摘要：核动力系统主泵外壳的抗冲击能力是影响系统可靠性的关键因素。在高温环境下，主泵外壳材料会发生蠕变，引起力学性能退化与损伤累积，从而显著削弱其抗冲击性能。本文针对蠕变导致材料退化的问题，结合荷载随机性与材料参数不确定性，评估不同服役时间节点下主泵外壳的结构抗冲击可靠性。为了提高主泵外壳的抗冲击可靠性评估的精度和计算效率，本文提出改进子集模拟法（MSS）与加权粒子群优化算法（WPSO）的自适应Krigi...

控制棒落棒时间应用于核电厂安全分析的保守性研究

摘要：控制棒落棒时间是核电厂安全分析中的重要参数。本文旨在探讨控制棒落棒时间在核电厂安全分析中的保守性问题，首先通过控制棒落棒时间的计算方法及其不确定度分析，论证采用极值分析法以保证最大落棒时间计算结果具有较大的保守性，并探讨了地震和冷却剂破口事故对落棒时间的影响。在验证试验代表性分析方面，本文讨论了控制棒驱动线冷、热态性能试验和抗震试验的参数设置，分析了试验条件对落棒时间的影响。通过理论分析和试验数据...

基于HTR-500、PBMR和HTR-PM的球床式高温气冷堆堆芯特性研究

摘要：HTR-500、PBMR和HTR-PM是球床式高温气冷堆发展历程中出现的代表性堆型，它们分别具有3种典型的球床堆芯结构和设计参数。为探究3种堆型的堆芯特性差异及原因，基于高温气冷堆专用设计软件VSOP/THERMIX对以上3种堆芯开展建模和计算分析，并对各堆芯采用不同换料策略时的关键参数展开研究。结果表明：3种堆芯内温度分布形态各异，而造成该差异的重要原因是换料策略的不同。随着燃料循环次数的提高，...

注锌条件下锆包壳表面污垢沉积试验研究及理论分析

摘要：为掌握锌浓度与燃料包壳表面污垢（CRUD）沉积的定量关系及影响机理，采用堆外动水回路研究了不同锌浓度条件下（0、10、50ppb,1ppb=1μg/kg）燃料包壳发热表面CRUD沉积行为，并基于密度泛函理论计算结果分析了包壳表面腐蚀产物沉积机理及注锌对于CRUD沉积的影响机制。结果表明，注锌能显著缓解腐蚀产物在燃料包壳表面的沉积，对比不加锌工况，锌浓度为10 ppb时包壳表面的Fe、Cr、Ni、M...

海洋条件下控制棒驱动线热态落棒试验研究

摘要：为验证新研制的控制棒驱动线（CRDL）的可靠性、可行性和合理性，针对1:1工程样机，采用倾斜条件代替典型摇摆海况的方式，开展了模拟海洋条件、热态工况下的落棒性能试验，获得了不同倾斜条件、不同运行工况下CRDL的运行性能、落棒性能等关键数据，分析了倾斜模拟海洋条件对CRDL热态落棒性能的影响规律，对于CRDL应用在海洋条件的安全评审和性能评估有重要的意义

抽真空充液工艺对核级堆芯液位变送器测量影响机理研究及补偿方法

摘要：核电厂堆芯液位是确保反应堆安全运行的关键参数，其测量可靠性直接影响核燃料冷却效率与事故工况下的安全屏障完整性。然而，在工程应用中多次出现堆芯液位变送器校验超差问题，其机理不明，威胁设备可靠性。本文通过加压实验与气体压缩与溶解机理分析，揭示了液位变送器校验超差成因，并提出针对性解决方案。实验表明，校验超差根源在于抽真空充液工艺中残留的微量气体在压力变化时发生溶解与再析出，导致传压性能劣化。通过静压校...

双堆共用燃料操作区总体布置研究

摘要：为了提升核电机组的经济性，本研究提出了双堆共用燃料操作区的设计理念。首先，根据燃料操作与贮存系统的功能和物项特征，梳理了可以共用的物项及空间；然后根据各物项的布置要求，确定了相对位置关系；进一步以厂址适应性、体量、投资等指标为导向，优选了燃料操作区的概念方案；最后，通过合理规划功能分区和设备布置，细化了该区域的总体布置方案。经评估，本双堆共用方案相比两个单堆方案可节省土建投资和设备材料费用共计约为...

面向核堆型研发关键实验的高精度光纤电流传感器研制及其验证

摘要：高精度电流监测仪器为核反应堆堆型研发中的关键实验提供重要的数据基础，基于霍尔效应的传统大电流传感器在瞬态大电流和强电磁干扰环境下存在动态范围小、信号失真等问题。为解决这一技术瓶颈，本研究基于法拉第磁光效应，研制了一种适用于核反应堆堆型研发关键实验的光纤电流传感器（FOCS）。通过低噪声保偏光路设计、大电流非线性度补偿等关键技术，实现了1～100 kA大量程范围内的电流测量，测试中精度为0.0025...

某三代核电厂脉冲型电动调节阀控制异常问题分析与优化

摘要：为了降低安全壳废气排放量，节省大修期间处理废气的时间，某三代核电机组安全壳内的调节阀全部采用脉冲型电动调节阀，其控制方法与传统的气动调节阀有较大差别。在冷态功能试验阶段，轴封注入流量调节阀出现自动调节异常，对主泵运行安全构成潜在影响；同期发现其他脉冲型电动调节阀也存在类似现象。针对脉冲型电动调节阀在核电机组中出现的调节性能不佳问题，本文从分散控制系统（DCS）算法、就地阀门等各个环节进行分析，识别...

稳压器喷淋阀内件磨损问题分析与改进

摘要：以M310机组与华龙一号压水堆核电机组稳压器喷淋阀内件磨损的共性问题为研究对象，通过实物内件磨损分析、流体仿真、试验台架模拟及有限元分析方法，探究了喷淋阀内件的磨损形式与成因，针对性地提出阀座开槽的结构改进方案并开展台架试验验证。分析结果表明，稳压器喷淋阀在日常最小运行开度下，碟簧区域会因压力积聚产生周期性打开与关闭动作，从而引发阀座、阀球等内部构件发生机械磨损；发现当碟簧附近压差达到0.186M...

核岛厂房综合布置规划研究

摘要：为实现核电堆型的顶层目标和系统要求，避免核岛部分区域的可达性差以及空间利用率低、辐射分区不合理等现象，本文提出了一套适用于核电方案设计阶段的核岛厂房综合布置规划方法。基于堆型的布置设计准则，梳理出了综合布置的思路，研究了工艺管线、电缆托盘、通风管道和通道布置规划方法，并以核岛典型公共区域为对象，论证了本文提出的方法的可实施性。该方法可有效降低后期布置设计中出现的风险，为新堆型研发提供重要经验和指导...

镍基合金在740℃液态钠中的腐蚀行为研究

摘要：镍基合金作为潜在的高温热管管壳材料，其与碱金属钠的相容性问题备受关注。本文开展了镍基合金在740℃液态钠中3000 h的腐蚀试验，利用扫描电子显微镜（SEM）、X射线衍射仪（XRD）等表征方法，分析了不同腐蚀时长的镍基合金微观形貌及元素分布。结果表明：镍基合金在高温液态钠中以溶解腐蚀为主，腐蚀速率约为50.72μm/a，腐蚀深度与腐蚀时间呈线性关系；在高温液态钠环境中，镍基合金中的Ni持续溶解扩散...

强γ射线辐照-高温耦合环境下双极型晶体管电流增益退化实验研究

摘要：为研究核电厂严重事故后安全壳内压力变送器关键半导体器件的可靠性，开展了NPN型双极型晶体管（M2）在高温与强γ射线辐照耦合环境下的性能退化实验。实验在3.3 kGy/h的高剂量率60Co-γ源下进行，设置了50℃、100℃和150℃三个恒定温度环境，总吸收剂量达36 kGy。实验结果表明，随着吸收剂量的增加，该型双极型晶体管的直流电流增益在早期（吸收剂量<5 kGy时）快速下降，随后下降减缓...

Cr涂层锆合金包壳1200℃及1300℃下高温蒸汽氧化热冲击后塑性行为研究

摘要：为研究新型核燃料包壳材料Cr涂层锆合金包壳在失水事故（LOCA）及设计扩展工况下的性能，本研究针对Zr-1Nb合金包壳管（对比样）及物理气相沉积工艺涂覆的12～15μm厚度的Cr涂层锆合金包壳，开展1200～1300℃下高温蒸汽氧化热冲击及热冲击后环压试验研究，采用双面氧化试样，氧化时间70～1800 s，淬火温度≥800℃，环压试验温度为～135℃。结果发现，本研究工况下Cr涂层仍能保护基体锆合...

基于多物理场相场建模的铀锆燃料设计参数优化研究

摘要：铀锆金属燃料辐照下的组分重分布行为直接影响反应堆安全性。为量化设计参数对该行为的影响，本研究基于MOOSE平台开发了多物理场耦合相场模型，通过与试验结果对比验证了模型的有效性，并首次定量揭示了锆原子初始含量、线功率、燃料半径及燃耗对锆贫化区域特征的影响机制。计算结果表明：提高锆原子初始含量可显著减小锆贫化区的宽度，但对深度影响有限；线功率为主导敏感参数，提高线功率将加剧Zr的组分重分布行为；增大燃...

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