核動力工程最新期刊目錄

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

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...

環形通道內再淹沒過程驟冷溫度特性實驗————作者：王金宇;王均;昝元鋒;

摘要：堆芯再淹沒過程中驟冷溫度是發生驟冷的主要標志，表征了燃料元件表面開始發生驟冷的起始壁溫，對驟冷溫度的研究有助于驟冷機理研究和驟冷模型開發。本研究通過實驗分析了環形通道內再淹沒驟冷溫度特性，獲得了初始壁溫、入口溫度、入口質量流速、加熱功率對驟冷溫度的影響。結果表明：驟冷溫度隨初始壁溫和加熱功率的增加、入口溫度的減小而增加；加熱功率會削弱入口溫度對驟冷溫度的影響程度；加熱功率較小時，驟冷溫度隨入口質量...

基于有限元方法的百千瓦級靜默式熱管堆熱電耦合特性研究————作者：唐思邈;連強;朱隆祥;張盧騰;馬在勇;

摘要：靜默式熱管堆因其采用高溫熱管耦合溫差發電的能量傳輸及熱電轉換系統，具有非能動安全、高可靠、超靜音等特點，是未來海陸空天多領域可移動式小型核電源的優選堆型。本文基于多物理場耦合分析平臺COMSOL Multiphysics，針對百千瓦級靜默式熱管堆設計方案，建立了熱管堆全系統四分之一模型，包括燃料棒、堆芯基體、熱管、反射層、控制棒、滑動反射層、溫差發電等系統，開展了穩態工況、單根熱管失效工況以及單排...

雙金屬定位格架靜態屈曲行為數值模擬研究————作者：周明;肖忠;任全耀;秦勉;何瑞;蒲曾坪;李正陽;

摘要：定位格架的屈曲失穩行為會影響燃料組件的安全性，為掌握定位格架靜態屈曲演化行為，本文基于有限元分析（FEA）方法建立雙金屬定位格架數值計算模型，通過計算結果與試驗結果對比進行驗證，并開展初始夾持力對格架強度影響研究。計算結果表明：數值模擬得到的臨界屈曲載荷等結果與試驗結果吻合良好；定位格架屈曲失穩的主要原因是鄰近中心橫排的部分條帶產生塑性變形并擴大到整體；彈簧夾持力的減小對格架臨界屈曲強度的影響較小...

電磁耦合能場對690合金導熱性能和力學性能的影響————作者：朱勇輝;付帥;陳浩瀚;黃坤蘭;

摘要：針對690合金傳熱管換熱效率難以達到設計值的難題，基于仿真與實驗相結合的方法，采用電磁耦合處理工藝，通過施加不同參數的電場和磁場開展對690合金傳熱管導熱性能和力學性能的研究。結果表明，當施加的電磁場參數為1.5 V-1.5 T時，690合金傳熱管的導熱系數提升19.6%，抗拉強度和維氏硬度也分別提升6.8%和4.3%；仿真計算的熱應力比修正后的Peierls應力大一個數量級，表明電磁耦合處理能夠...

核電廠過程儀表保護測量機柜系統數字化改造可行性分析————作者：關悅;

摘要：詳細闡述了秦山第二核電廠1、2號機組安全級核島過程儀表保護測量機柜系統（KRG-P）的改造背景、改造原因、范圍和原則以及新系統的設計。為解決舊系統設備斷供和“卡脖子”問題，結合在役核電廠安全級分布式控制系統（DCS）數字化改造的特點，通過外購件集中布置、數字化后質量位和缺省值的優化、模塊故障風險識別、預期瞬態不停堆機箱的優化措施全面提高設備和系統的可靠性；通過安全級手操器的自主研發，確保安全級DC...

模化比例對反應堆整體水力特性影響的研究————作者：彭帆;盧冬華;謝翀;汪春宇;顧漢洋;洪榮坤;蘇前華;

摘要：為了研究模化比例對反應堆整體水力特性的影響，本文基于相似理論，根據幾何相似和歐拉數（Eu）相似模化設計了1∶1、3∶5和1∶5比例的實驗本體，并在三套比例的實驗本體上開展了反應堆原型流速下的流量分配實驗、下腔室交混特性實驗和下腔室流場實驗。對比研究結果發現，實驗工況下各比例本體內的流動均已進入自模區，流場彼此相似。模化比例對堆芯入口處流量分配因子、交混系數以及下腔室流場的影響比較小，其中不同比例本...

HPR1000核電廠反應堆保護系統定期試驗方案設計————作者：章雨;彭浩;胡清仁;周岱;

摘要：通過梳理HAF102和GB/T5204中定期試驗的設計要求，結合福建漳州核電廠1、2號機組華龍一號（HPR1000）堆型中反應堆保護系統（RPR）的特點，采用全鏈路覆蓋和試驗分段交迭的思想，提出了一套完整的基于龍鱗平臺（NASPIC）面向HPR1000堆型的RPR系統定期試驗方案設計。相較于國內其他核電機組的試驗方案，該方案在滿足RPR系統的定期試驗功能需求的基礎上，多采用自動化和人因友好性設計進...

基于Bouc-Wen滯回模型的單組燃料組件非線性動力學模型研究————作者：楊濤;張毅雄;蔡逢春;齊歡歡;黃茜;沈平川;

摘要：為模擬單組燃料組件橫向振動過程中的非線性現象，本研究在線性單梁模型的基礎上，嘗試引入剛度分兩段下降的Bouc-Wen滯回模型，采用有限元離散方法建立了單組燃料組件橫向振動的非線性動力學模型，同時結合部分力學特性試驗數據，采用多目標遺傳優化算法（NSGA-Ⅱ）識別該模型的未知參數。計算結果與試驗數據對比發現：橫向加卸載過程中歸一化位移的均方根誤差為0.027;5種不同初始條件下自由振動響應頻率的相對...

TOPAZ-Ⅱ反應堆堆芯的穩態熱工代理模型————作者：廖瑞安;王學松;祁琳;張大林;田文喜;蘇光輝;秋穗正;

摘要：TOPAZ-Ⅱ反應堆是蘇聯設計的空間核反應堆電源，以鈉鉀合金（NaK-78）為冷卻劑，采用熱離子轉換發電原理為負載提供電力。為了快速準確地計算出堆芯的穩態熱工參數，建立了堆芯的穩態高精度熱工代理模型。本文首先使用Fluent開展堆芯穩態熱工計算，選擇中心縱截面網格節點溫度為樣本數據。然后使用本征正交分解（POD）方法提取樣本數據中的主要特征，根據99.999%的能量占比保留前10階模態完成模型降階...

《核動力工程》投稿須知

摘要：<正>《核動力工程》是中國核能動力學會會刊，是我國核能動力領域的綜合性權威學術期刊。摘要被美國《工程索引（EI）》收錄，是我國中文核心期刊、“中國學術期刊綜合評價數據庫”和“中國科學引文數據庫”的源期刊。《核動力工程》主要刊登我國核能科技領域的最新研究成果及動向，綜合介紹我國核能動力領域在理論研究、實驗技術、工程設計、核電廠運行維護、安全防護、設備研制以及其他與核能動力應用直接相關的最新成果和發展...

基于GPR-SVR協同訓練的乏燃料衰變熱預測研究————作者：劉子豪;劉彤;溫欣;李懿;王蓓琪;

摘要：在壓水堆核電廠中，乏燃料組件的衰變熱是堆芯余熱的主要來源，準確預測衰變熱對于反應堆冷卻系統的設計和安全分析至關重要，但傳統核素衰變模擬程序計算成本高，而機器學習模型由于數據不足可能存在過擬合問題。本文基于高斯過程回歸（GPR）和支持向量回歸（SVR）方法建立了協同訓練的基礎模型，生成了高質量的乏燃料衰變熱虛擬數據，并與核電廠實測數據組成了混合數據集，采用混合數據集訓練極限學習機（ELM）模型，對乏...

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