【雜志簡介】

　　《核動力工程》經國家科委批準，于1980年2月創刊的正式科技期刊，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，國內外公開發行。本刊綜合介紹國內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展動態，促進國內外學術交流，加快我國核動力事業的發展，為現代化建設服務。

　　【讀者對象】

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

　　【收錄情況】

　　國家新聞出版總署收錄

　　1992年全國優秀科技期刊二等獎

　　1996年國防科工委優秀國防期刊獎

　　1997年中國核工業總公司部級科技進步二等獎

　　國外數據庫收錄：美國化學文摘

　　【欄目設置】

　　主要欄目：物理與數學、設備與回路、安全與質保、控制與儀表、材料與燃料、其它等欄目。

　　雜志優秀目錄參考：

　　1 二次側非能動余熱排出系統實驗研究 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 蒸汽限流器結構對其阻力及流場細節的影響 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堆芯三維穩態性能分析程序系統開發及驗證 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構完整性評估 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化要求分析 王恒;董安; 54-56

　　14 阻振質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 吳萬軍;謝海;蘭彬;黃旋;葉獻輝; 65-68

　　17 基于數字調節器的壓水堆核電廠穩壓器壓力控制系統優化設計 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表，結合工作中生產運行與檢修實踐對生產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,職稱論文發表

　　我礦近幾年來隨著老設備的更新換代，引進了一批PBG-6型礦用隔爆型高壓真空配電開關。它的結構復雜，電氣性能高，各種電氣保護全，能在環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，如果出現事故將給整條設備線路造成停產，直接影響我公司的原煤產量。我做為一名多年工作經驗的技術人員，對高壓開關所產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和變化情況，確保反應堆的安全穩定運行，本工作根據池底結構、池內介質、池壁材料等信息，模擬池底點缺陷腐蝕環境，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據

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）開發了適用核電廠內外部事件的人因事件分析集成系統（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據，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進行數據的特征提取，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內部液面的晃蕩，進而導致其他運行參數發生波動。對穩壓器壓力、冷...

幾何特征參數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°]。結果...

高溫閉式回路鉛鉍離心泵全工況性能數值分析————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℃液態鉛鉍合金（LBE）過程中的熱態水力性能，采用聯合簡化建模的方法，將鉛鉍循環罐、進出口管道及鉛鉍離心泵進行整合建模。基于SST k-ω湍流模型，得到了3種不同流量工況下泵內部的流動特性。研究發現，葉輪流道內存在不同程度的旋渦與介質受力不平衡狀態有關，LBE流經葉輪流道過程中科氏力始終占據主導地位。此外，局部熵產率（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理統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。經過70多年的發展，MC粒子輸運方法理論和算法已經逐步成熟，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、核探測及核醫學等傳統領域廣泛應用。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的實驗研究。研究發現，二參數Weibull分布對5種強度試驗數據的擬合結果均通過了Anderson-Darling檢驗（A-D檢驗），而且相比正態分布和三參數Weibull分布，該分布的擬合結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架構，具體包括架構結構設計...

基于熱管堆應用的級聯式熱電器件設計優化研究————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，結合熱管堆能量轉換系統幾何結構及熱工邊界條件，利用有限元方法，開展兩段式和三段式級聯熱電器件設計優化，研究級聯式熱電器件在不同熱流密度條件下熱電轉換效率及輸出功率等熱電轉換特性。研究結果表明，通過多段級聯熱電器件PN腿內部不同材料結構優化可以有效提升熱電器件的熱電轉換效率，對于由方鈷礦材料和半赫斯勒材料（HH）構成的兩段式級聯熱電器件，在熱流密度為1...

核電廠數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：本研究旨在探究數字化主控室中不同行為水平（基于技能型和基于規則型）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。研究發現，不同行為水平對操縱員的IOR效應有顯著影響，技能型行為在監視核電廠狀態時能有效擺脫非目標信息的干擾；而規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值計算，通過試驗驗證并結合流體溫度場發展及場協同角、攪混因子和子通道間的溫度偏差等關鍵參數的綜合考慮，分析了溫度場發展和攪混翼彎折角對棒束子通道熱工水力性能的影響。結果表明：格架下游流體溫度場依次經過發展、充分發展、過渡和衰減階段，充分發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的冷態和熱態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，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，導向管結構的改進對落棒緩沖時間的影響更大。試驗結果驗證了...

光-核-儲綜合能源系統不同運行策略下的（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：為解決傳統壓水堆核電機組難以在未來參與電網調峰的問題，提出了一種耦合太陽能和核能的光-核-儲綜合能源系統，利用熱力系統仿真軟件EBSILON搭建了系統模型，研究了設計工況下系統的熱力學性能并進行了系統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，系統中（火用）損最大的3個設備依次為蒸汽發生器、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金屬的相容性，支撐其服役性能評價，本研究采用高溫液態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類設備再分為常規重要抗震類和常規一般抗震類，并對常規重要抗震類和常規一般抗震類根據國標譜給出了相應...

基于圖神經網絡的鉛鉍快堆上腔室三維熱分層現象非線性降階分析————作者：曾付林;趙鵬程;李玲莉;劉紫靜;李衛;

摘要：鉛鉍快堆上腔室的熱分層現象對堆內構件的結構安全性和系統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象的高精度全階快照，然后利用圖神經網絡（GNN）構建的圖自編碼器（GAE）對快照進行非線性降階，并將非線性降階后的重構結果與本征正交分解（POD）的線性降階結果進行對比分析，最后通過結合多層感知機對熱分層快照開展在線狀態識別與預...

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

摘要：立式自然循環蒸汽發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濟性至關重要。本研究選用AP1000的蒸汽發生器作為研究對象，并利用RELAP5系統分析程序，分別對傳統蒸汽發生器和軸流式預熱蒸汽發生器進行計算分析，研究了軸流式預熱蒸汽發生器的換熱機理，并著重分析了不同縱向隔板高度和循環水分配率對換熱特性的影響。結果表明：軸流式預熱蒸汽發生器能夠顯著提升一、二次側傳熱溫差，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，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：為獲得流動參數對鉛鉍合金溫度振蕩的影響，利用數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象進行數值模擬，計算結果表明大渦模擬方法可準確分析出溫度振蕩現象，其適用于液態金屬溫度振蕩數值分析。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值計算，得到了各監測點的溫度隨時間的變化。最后，對比了中間出口上方監測點在不同流速比、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構的優化改進提供支撐。本文采用計算流體動力學（CFD）方法對頂蓋腔室區域進行數值模擬，同時開展頂蓋腔室模型水力模擬試驗，獲得頂蓋腔室內流場分布及關鍵區域的水力特性參數。理論分析及試驗結果表明：頂蓋腔室關鍵區域的CFD結果和試驗測得的橫向流速偏差值在10%以內；正常工況下...

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