【雜志簡介】

　　《核動力工程》經(jīng)國家科委批準，于1980年2月創(chuàng)刊的正式科技期刊，是中國核學會能動力學會的學報，由中國核動力研究設計院主辦，原子能出版社出版，國內(nèi)外公開發(fā)行。本刊綜合介紹國內(nèi)外核動力科學技術在理論研究、實驗技術、工程設計、運行維修、安全防護、設備研制等方面的最新成果和發(fā)展動態(tài)，促進國內(nèi)外學術交流，加快我國核動力事業(yè)的發(fā)展，為現(xiàn)代化建設服務。

　　【讀者對象】

　　從事核能技術研究開發(fā)工作的工程技術人員：大專院校的師生，以及關心核能事業(yè)發(fā)展的有關人員。

　　【收錄情況】

　　國家新聞出版總署收錄

　　1992年全國優(yōu)秀科技期刊二等獎

　　1996年國防科工委優(yōu)秀國防期刊獎

　　1997年中國核工業(yè)總公司部級科技進步二等獎

　　國外數(shù)據(jù)庫收錄：美國化學文摘

　　【欄目設置】

　　主要欄目：物理與數(shù)學、設備與回路、安全與質(zhì)保、控制與儀表、材料與燃料、其它等欄目。

　　雜志優(yōu)秀目錄參考：

　　1 二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)實驗研究 郗昭;熊萬玉;謝峰;宮厚軍;卓文彬;李朋洲; 1-3

　　2 豎直和傾斜條件下氣-液兩相流型轉(zhuǎn)變研究 謝添舟;陳炳德;徐建軍;鮑偉; 4-7

　　3 通道局部傾斜效應對臨界熱流密度特性影響理論研究 劉文興;彭勁楓;徐建軍;黃彥平;楊祖毛; 8-11

　　4 球床內(nèi)流動與傳熱特性等效模型的實驗研究 杜代全;周慧輝;徐建軍;楊祖毛;黃彥平; 12-16

　　5 液相粘性對旋葉式分離器壁面液膜界面不穩(wěn)定性的影響 黃振;肖澤軍;閆曉;昝元鋒;李勇;袁德文; 17-22

　　6 蒸汽限流器結(jié)構(gòu)對其阻力及流場細節(jié)的影響 楊雪龍;馮靖;張倩;王偉;王先元; 23-27

　　7 核電廠化學和容積控制系統(tǒng)限流孔板的分析與改進 趙涇雄;劉長亮; 28-31

　　8 行波堆堆芯設計初步研究 嚴明宇;陳彬;馮琳娜;張勇; 32-36

　　9 VVER-1000應用PC級燃料的燃料管理 徐敏;王紅霞;霍小東;易璇;于洋; 37-40

　　10 SCWR堆芯三維穩(wěn)態(tài)性能分析程序系統(tǒng)開發(fā)及驗證 王連杰;趙文博;楊平;馬永強;盧迪;孫偉; 41-44

　　11 核電廠抗震設計規(guī)范標準譜的修正建議值 白文婷;馮國忠; 45-48

　　12 反應堆壓力容器在典型事故工況下的結(jié)構(gòu)完整性評估 朱光強;田祥祿;魏文斌; 49-53

　　13 核島機械設備焊接工藝評定中沖擊試驗優(yōu)化要求分析 王恒;董安; 54-56

　　14 阻振質(zhì)量對有限平板減振的影響試驗研究 李朋洲;盧軍;孫磊; 57-60

　　15 核電廠核島主設備專用吊具載荷分析及系數(shù)取值方法研究 甕松峰;董正平; 61-64

　　16 管道裂紋泄漏率計算軟件開發(fā) 吳萬軍;謝海;蘭彬;黃旋;葉獻輝; 65-68

　　17 基于數(shù)字調(diào)節(jié)器的壓水堆核電廠穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)優(yōu)化設計 錢虹;周蕾;毛磊; 69-73

　　18 GASFLOW程序以及COM3D程序在反應堆氫氣行為分析上的應用 張睿東;孫喜明;董玉杰; 74-78

　　機械職稱論文發(fā)表：淺談高壓真空開關的檢修和故障處理

　　【摘　要】本文是一篇機械職稱論文發(fā)表，結(jié)合工作中生產(chǎn)運行與檢修實踐對生產(chǎn)過程中高壓真空開關常見的一些問題及解決方案檢修探討。

　　【關鍵詞】高壓真空開關,常見故障,處理方法機械,職稱論文發(fā)表

　　我礦近幾年來隨著老設備的更新?lián)Q代，引進了一批PBG-6型礦用隔爆型高壓真空配電開關。它的結(jié)構(gòu)復雜，電氣性能高，各種電氣保護全，能在環(huán)境相對較差的各種場所使用的特點。此開關是各種高壓設備的前端保護，如果出現(xiàn)事故將給整條設備線路造成停產(chǎn)，直接影響我公司的原煤產(chǎn)量。我做為一名多年工作經(jīng)驗的技術人員，對高壓開關所產(chǎn)生的關鍵或疑難的技術問題，如何解決做一個很淺論述。

　　核動力工程最新期刊目錄

49-2游泳池式反應堆池底鋁材點蝕速率實驗評估————作者：鄭家成;馬若群;陳曉亮;張飛;蔡光博;楊笑;麻雪逸;肖調(diào)兵;

摘要：49-2游泳池式反應堆池底和池壁材料為純鋁，為掌握池底點缺陷的實際狀態(tài)和變化情況，確保反應堆的安全穩(wěn)定運行，本工作根據(jù)池底結(jié)構(gòu)、池內(nèi)介質(zhì)、池壁材料等信息，模擬池底點缺陷腐蝕環(huán)境，開展了極端工況下池底鋁材腐蝕速率測量實驗研究。本實驗給出了點缺陷處鋁材最大腐蝕速率為0.0326 mm/a，為反應堆池底的完整性評估提供了技術數(shù)據(jù)

IDHEAS-ECA在嚴重事故人員可靠性分析中的應用與比較分析————作者：鄭騰蛟;徐志輝;侯捷;王志敏行;段鵬飛;

摘要：目前美國核管理委員會（NRC）開發(fā)了適用核電廠內(nèi)外部事件的人因事件分析集成系統(tǒng)（IDHEAS-ECA）方法，但缺乏工程應用實例，在嚴重事故人員可靠性中的適用性仍需進一步驗證。本文對IDHEAS-ECA實施流程和要點進行歸納，分別從定性與定量分析角度對IDHEAS-ECA方法在嚴重事故HRA分析中的適用性開展了系統(tǒng)性研究，以某華龍一號機組二級概率安全分析（PSA）為例進行了實例分析與應用，并與SPR...

基于SEQ2SEQ與ARIMA組合預測模型的小型模塊化壓水堆瞬態(tài)運行預測技術————作者：成以恒;李桐;譚思超;王博;田瑞峰;何正熙;沈繼紅;

摘要：為確保海洋條件下反應堆運行的安全可靠運行，提升海洋條件下的熱工運行參數(shù)長期預測準確性，本文基于IP200的海洋條件下小型模塊化壓水堆一維仿真模型的熱工運行數(shù)據(jù)，提出SEQ2SEQ與自回歸差分移動平均模型（ARIMA）的組合預測模型，首先利用ARIMA進行數(shù)據(jù)的特征提取，隨后利用SEQ2SEQ預測振蕩值。反應堆在海洋條件下運行時易造成系統(tǒng)內(nèi)部液面的晃蕩，進而導致其他運行參數(shù)發(fā)生波動。對穩(wěn)壓器壓力、冷...

幾何特征參數(shù)對四葉形花瓣螺旋燃料棒中子行為影響研究————作者：車勛建;杜德平;王金成;李石磊;孟祥飛;孫建闖;蔡偉華;

摘要：為彌補四葉形花瓣螺旋燃料棒（FPHF）在中子學計算上的不足，進一步確定FPHF幾何特征對其中子行為的影響，本文采用DAG-OpenMC構(gòu)建了FPHF的精確中子學計算模型。從燃料棒直徑、截面形狀以及螺旋角三個方面研究了FPHF幾何特征對中子行為的影響。燃料棒直徑取值為3.5、6.3 mm以及9.5 mm；內(nèi)凹弧與外凸弧比值的取值范圍為[0.1, 3.0]；螺旋角取值為[360°, 1080°]。結(jié)果...

高溫閉式回路鉛鉍離心泵全工況性能數(shù)值分析————作者：羅昌余;黎義斌;馬文生;楊由超;牛藤;

摘要：為探究閉式回路中鉛鉍離心泵在輸送400℃液態(tài)鉛鉍合金（LBE）過程中的熱態(tài)水力性能，采用聯(lián)合簡化建模的方法，將鉛鉍循環(huán)罐、進出口管道及鉛鉍離心泵進行整合建模�；�于SST k-ω湍流模型，得到了3種不同流量工況下泵內(nèi)部的流動特性。研究發(fā)現(xiàn)，葉輪流道內(nèi)存在不同程度的旋渦與介質(zhì)受力不平衡狀態(tài)有關，LBE流經(jīng)葉輪流道過程中科氏力始終占據(jù)主導地位。此外，局部熵產(chǎn)率（EPR）主要集中于葉輪葉片的前緣與動靜葉柵...

蒙特卡羅粒子輸運方法及應用研究————作者：鄧力;李剛;張寶印;李瑞;張玲玉;付元光;劉鵬;馬彥;史敦福;王鑫;秦桂明;

摘要：蒙特卡羅（MC）粒子輸運方法應用概率論隨機理論與數(shù)理統(tǒng)計知識研制相應程序，并借助計算機工具幫助核領域解決各種粒子輸運物理問題。經(jīng)過70多年的發(fā)展，MC粒子輸運方法理論和算法已經(jīng)逐步成熟，先后誕生了多代多個程序軟件，在核輻射屏蔽、核反應堆堆芯臨界安全分析、核探測及核醫(yī)學等傳統(tǒng)領域廣泛應用。本文從MC粒子輸運的理論基礎介紹開始，給出了MC方法求解積分形式中子輸運方程的中子通量密度公式，以及中子通量密度...

一種國產(chǎn)細顆粒核石墨強度概率分布的實驗研究————作者：錢浩;蘭天寶;嚴鵬;劉賀同;

摘要：針對一種用于氣冷微堆的候選國產(chǎn)細顆粒核石墨，設計了5種強度試驗，即德標單向拉伸、美標三點彎折、美標巴西圓盤劈裂拉伸、美標單向壓縮和美標單向拉伸試驗，對其強度概率分布進行了系統(tǒng)的實驗研究。研究發(fā)現(xiàn)，二參數(shù)Weibull分布對5種強度試驗數(shù)據(jù)的擬合結(jié)果均通過了Anderson-Darling檢驗（A-D檢驗），而且相比正態(tài)分布和三參數(shù)Weibull分布，該分布的擬合結(jié)果在低概率下更加保守，這說明采用二...

壓水堆核電廠自動啟動控制技術研究————作者：張琦;張楠;孫培偉;張瑞萍;禹文豪;魏新宇;

摘要：為提高壓水堆核電廠機組在啟動過程中的自動化水平，減輕反應堆運行人員的工作強度，縮短啟動時間，提高機組啟動的正確性和規(guī)范性，本研究提出了適用于核電廠自動啟動的控制技術，該技術方案基于典型壓水堆核電廠機組系統(tǒng)自身特性，以及運行管理流程和自動啟動的控制需求，通過對壓水堆自動啟動控制系統(tǒng)適用的控制范圍、運行斷點、順序控制和模擬量控制等的分析研究，建立了用于核電廠自動啟動的控制系統(tǒng)架構(gòu)，具體包括架構(gòu)結(jié)構(gòu)設計...

基于熱管堆應用的級聯(lián)式熱電器件設計優(yōu)化研究————作者：唐思邈;連強;朱隆祥;張盧騰;孫皖;馬在勇;潘良明;

摘要：基于靜默式熱管冷卻反應堆（簡稱熱管堆）應用背景，結(jié)合熱管堆能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)幾何結(jié)構(gòu)及熱工邊界條件，利用有限元方法，開展兩段式和三段式級聯(lián)熱電器件設計優(yōu)化，研究級聯(lián)式熱電器件在不同熱流密度條件下熱電轉(zhuǎn)換效率及輸出功率等熱電轉(zhuǎn)換特性。研究結(jié)果表明，通過多段級聯(lián)熱電器件PN腿內(nèi)部不同材料結(jié)構(gòu)優(yōu)化可以有效提升熱電器件的熱電轉(zhuǎn)換效率，對于由方鈷礦材料和半赫斯勒材料（HH）構(gòu)成的兩段式級聯(lián)熱電器件，在熱流密度為1...

核電廠數(shù)字化主控室不同行為水平對操縱員返回抑制效應的影響研究————作者：鄭騰蛟;徐云龍;侯捷;段鵬飛;陳帥;

摘要：本研究旨在探究數(shù)字化主控室中不同行為水平（基于技能型和基于規(guī)則型）對操縱員返回抑制（Inhibition of Return，IOR）效應的影響，以及工作負荷與IOR效應之間的關系。通過仿真驗證平臺模擬典型事故場景，對比分析了不同行為水平的IOR效應和工作負荷。研究發(fā)現(xiàn)，不同行為水平對操縱員的IOR效應有顯著影響，技能型行為在監(jiān)視核電廠狀態(tài)時能有效擺脫非目標信息的干擾；而規(guī)則型行為容易受到無關信息...

基于5×5棒束子通道定位格架的攪混性能分析————作者：李婧漪;蘇前華;杜鑫;張戈;劉智民;謝遠來;

摘要：為分析定位格架對燃料組件熱工水力性能的影響，本研究以5×5全長燃料組件棒束子通道為研究對象開展數(shù)值計算，通過試驗驗證并結(jié)合流體溫度場發(fā)展及場協(xié)同角、攪混因子和子通道間的溫度偏差等關鍵參數(shù)的綜合考慮，分析了溫度場發(fā)展和攪混翼彎折角對棒束子通道熱工水力性能的影響。結(jié)果表明：格架下游流體溫度場依次經(jīng)過發(fā)展、充分發(fā)展、過渡和衰減階段，充分發(fā)展階段和過渡階段的強化傳熱效果顯著；綜合考慮彎折角對熱工水力性能的...

CF系列燃料組件落棒性能試驗研究————作者：田雪蓮;張子揚;陳良斌;余慶林;蔣宇;郭思貝;聶常華;卓文彬;

摘要：介紹了我國具有完全自主知識產(chǎn)權的CF系列燃料組件的設計和改進特點，通過開展1∶1的冷態(tài)和熱態(tài)堆外模擬試驗獲得了CF系列燃料組件在不同工況下的落棒時間、落棒速度、落棒沖擊力等性能參數(shù)，并對比了CF2與CF3燃料組件、CF2S與CF3S燃料組件的落棒性能差異。試驗結(jié)果表明，CF3系列燃料組件相對于CF2系列燃料組件的落棒時間更長、落棒沖擊力更小，導向管結(jié)構(gòu)的改進對落棒緩沖時間的影響更大。試驗結(jié)果驗證了...

光-核-儲綜合能源系統(tǒng)不同運行策略下的（火用）分析————作者：安澤依;劉奇洪;邱斌斌;丁旭;康博士;李旭輝;

摘要：為解決傳統(tǒng)壓水堆核電機組難以在未來參與電網(wǎng)調(diào)峰的問題，提出了一種耦合太陽能和核能的光-核-儲綜合能源系統(tǒng)，利用熱力系統(tǒng)仿真軟件EBSILON搭建了系統(tǒng)模型，研究了設計工況下系統(tǒng)的熱力學性能并進行了系統(tǒng)在不同運行策略下的（火用）分析。不同運行策略下的（火用）分析研究表明，系統(tǒng)中（火用）損最大的3個設備依次為蒸汽發(fā)生器、集熱場和汽輪機高壓缸第一級，三者（火用）損之和接近總（火用）損的50%。與此同時，...

316NG不銹鋼在560℃液態(tài)鉛鉍合金中的應力腐蝕行為研究————作者：張萍萍;龔賓;趙永福;高軍;鄧平;吳宗佩;

摘要：為準確獲得奧氏體不銹鋼與液態(tài)金屬的相容性，支撐其服役性能評價，本研究采用高溫液態(tài)鉛鉍慢應變速率拉伸試驗裝置，開展了316NG不銹鋼在3種溶解氧濃度，即低氧濃度(溶解氧濃度<7×10^-8%，質(zhì)量百分比)、中等氧濃度(溶解氧濃度為2×10^-6%～2×10^-7%)和飽和氧濃度(溶解氧濃度為1.0×10^-3%～3...

核電廠設備抗震分類探討及其對應的要求地震反應譜研究————作者：方慶賢;路燕;張奇;劉青陽;侯春林;戴志軍;

摘要：目前核電廠設備的抗震類別分為2個等級，第1等級（高等級）稱為抗震I類，第2等級稱為非抗震I類。抗震I類的抗震設計和抗震試驗已相當成熟了，也有了相關的國家標準，而對非抗震I類設備則還沒有相關標準可遵循。為了對一些非抗震I類而功能重要、但不要求抗安全停堆地震的設備提出更合理的抗震要求，本研究建議將非抗震I類設備再分為常規(guī)重要抗震類和常規(guī)一般抗震類，并對常規(guī)重要抗震類和常規(guī)一般抗震類根據(jù)國標譜給出了相應...

基于圖神經(jīng)網(wǎng)絡的鉛鉍快堆上腔室三維熱分層現(xiàn)象非線性降階分析————作者：曾付林;趙鵬程;李玲莉;劉紫靜;李衛(wèi);

摘要：鉛鉍快堆上腔室的熱分層現(xiàn)象對堆內(nèi)構(gòu)件的結(jié)構(gòu)安全性和系統(tǒng)余熱排出能力具有重要影響，需要重點分析。本文首先基于計算流體動力學（CFD）程序FLUENT得到鉛鉍快堆上腔室熱分層現(xiàn)象的高精度全階快照，然后利用圖神經(jīng)網(wǎng)絡（GNN）構(gòu)建的圖自編碼器（GAE）對快照進行非線性降階，并將非線性降階后的重構(gòu)結(jié)果與本征正交分解（POD）的線性降階結(jié)果進行對比分析，最后通過結(jié)合多層感知機對熱分層快照開展在線狀態(tài)識別與預...

基于RELAP5的軸流式預熱蒸汽發(fā)生器傳熱特性分析————作者：黃中圓;王曉丁;李振中;劉海東;陳德奇;

摘要：立式自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器作為壓水堆核電站的重要設備，增強其換熱性能對整個電站的經(jīng)濟性至關重要。本研究選用AP1000的蒸汽發(fā)生器作為研究對象，并利用RELAP5系統(tǒng)分析程序，分別對傳統(tǒng)蒸汽發(fā)生器和軸流式預熱蒸汽發(fā)生器進行計算分析，研究了軸流式預熱蒸汽發(fā)生器的換熱機理，并著重分析了不同縱向隔板高度和循環(huán)水分配率對換熱特性的影響。結(jié)果表明：軸流式預熱蒸汽發(fā)生器能夠顯著提升一、二次側(cè)傳熱溫差，從而有效提高...

傾斜角度下高溫鈉熱管間歇沸騰試驗研究————作者：楊思遠;馬譽高;文青龍;文爽;丁書華;賀林峰;袁波;

摘要：為研究高溫堿金屬熱管啟動過程中的間歇沸騰現(xiàn)象，給熱管反應堆安全運行提供可參考的操作條件，采用金屬鈉為熱管工質(zhì)，對熱管啟動過程的間歇沸騰的影響因素和作用機制開展了試驗研究。研究結(jié)果表明，熱管加熱功率和傾角對間歇沸騰有重要影響，在90°傾角情況下，加熱功率從600 W升至750 W，間歇沸騰周期變化范圍為29～736 s，溫度振幅范圍為18～35℃；熱管傾角為0°時不會發(fā)生間歇沸騰；間歇沸騰在中等加熱...

基于大渦模擬方法的鉛鉍合金在三噴口模型中的溫度振蕩特性研究————作者：郭超;徐蔣明;劉松濤;苗怡然;

摘要：為獲得流動參數(shù)對鉛鉍合金溫度振蕩的影響，利用數(shù)值模擬的方法對三噴口模型中的鉛鉍合金溫度振蕩特性進行了研究。首先，基于不同湍流模型對鈉流體溫度振蕩現(xiàn)象進行數(shù)值模擬，計算結(jié)果表明大渦模擬方法可準確分析出溫度振蕩現(xiàn)象，其適用于液態(tài)金屬溫度振蕩數(shù)值分析。然后，采用大渦模擬方法對三噴口模型中的鉛鉍合金溫度振蕩進行數(shù)值計算，得到了各監(jiān)測點的溫度隨時間的變化。最后，對比了中間出口上方監(jiān)測點在不同流速比、不同流速...

反應堆頂蓋腔室流場分析和試驗研究————作者：陳永超;魏行方;劉言午;方健;冉小兵;

摘要：為探究華龍一號反應堆壓力容器（RPV）頂蓋腔室區(qū)域的流動特征，為在役CPR1000壓水堆核電廠的熱套管磨損問題和華龍一號頂蓋腔室結(jié)構(gòu)的優(yōu)化改進提供支撐。本文采用計算流體動力學（CFD）方法對頂蓋腔室區(qū)域進行數(shù)值模擬，同時開展頂蓋腔室模型水力模擬試驗，獲得頂蓋腔室內(nèi)流場分布及關鍵區(qū)域的水力特性參數(shù)。理論分析及試驗結(jié)果表明：頂蓋腔室關鍵區(qū)域的CFD結(jié)果和試驗測得的橫向流速偏差值在10%以內(nèi)；正常工況下...

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