【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

搖擺條件下換熱器傳熱管流致振動特性研究

摘要：海洋環境下，換熱器處于非穩態工況，伴隨載體發生的搖擺運動會顯著改變殼程流場特性，進而引發傳熱管流致振動機制動態演變，對設備使用安全構成潛在威脅，因此有必要對搖擺工況下換熱器傳熱管流致振動機理展開研究。基于雙向流固耦合方法建立管殼式換熱器（STHE）流致振動數值模型，采用用戶自定義函數（UDF）定義搖擺運動，進而實現搖擺工況，研究不同搖擺工況下傳熱管流致振動現象。結果表明：搖擺工況下，附加慣性加速度...

VVER機組銠自給能中子探測器傳遞函數參數化方法研究

摘要：針對VVER機組堆芯核測系統（ICIS）中常駐式銠自給能中子探測器（銠-SPND）傳遞函數在線反饋精度與可靠性要求，提出了一種銠-SPND傳遞函數混合參數化方法：對燃耗變量采用主干燃耗線性插值方法，對線功率密度、慢化劑密度、硼酸濃度等工況參數采用多維拉格朗日插值方法。基于所提方法，完成了VVER機組1.6%富集度燃料組件銠-SPND傳遞函數反饋計算，并與俄羅斯采用的全參數多項式擬合方法進行了對比驗...

機理性堆芯嚴重事故分析程序SCENES-CoreMelting的開發、驗證及確認

摘要：為進一步提升我國核電站嚴重事故分析程序的模擬精度，基于核反應堆系統事故安全分析軟件SCENES，自主開發了適用于壓水堆（PWR）的機理性堆芯嚴重事故分析程序SCENES-CoreMelting。該程序采用面向對象的設計理念與模塊化架構，集成了描述堆芯材料氧化與共晶反應、熔融物遷移、熔池行為及熔融物-冷卻劑相互作用（FCI）等關鍵物理過程的機理模型，實現了對嚴重事故下堆芯熔化進程的精細化模擬。基于Q...

核電廠氫氧型陰樹脂硼離子交換耦合模擬研究

摘要：針對核電廠一回路冷卻劑腐蝕產物去除過程中氫氧型陰樹脂使用壽命難以準確預測的問題，本文基于COMSOL軟件搭建了三維離子交換柱多物理場耦合模型，系統分析了顆粒半徑、孔隙率、入口濃度及流速對傳質過程的影響，研究表明樹脂粒徑是決定離子濃度梯度空間分布的關鍵參數，較優性能區間為0.7～1.0 mm；提高進水離子濃度可顯著提升離子交換速率，同時縮短穿透點與飽和時間；在本文模型參數范圍內，孔隙率變化對目標離子...

水導軸承間隙率對三軸承型核主泵軸系振動影響分析

摘要：針對三軸承型核主泵在廠內測試和電站服役期出現的軸位移幅值過大、波動超限問題，本文以“華龍一號”機組某三軸承軸封型主泵為研究對象，基于流體動力學和轉子動力學計算方法，深入探究核主泵軸系的振動特征，重點研究水導軸承間隙率（研究范圍0.1%～0.2%）對液膜環流特性及核主泵軸系轉子動力學特征（包括振動幅值空間分布、軸心軌跡、頻率成分等）的影響，進而為三軸承型核主泵設計改進、設備可靠性提升作支撐。研究發現...

基于Kriging代理模型的主泵外殼沖擊-蠕變可靠性分析

摘要：核動力系統主泵外殼的抗沖擊能力是影響系統可靠性的關鍵因素。在高溫環境下，主泵外殼材料會發生蠕變，引起力學性能退化與損傷累積，從而顯著削弱其抗沖擊性能。本文針對蠕變導致材料退化的問題，結合荷載隨機性與材料參數不確定性，評估不同服役時間節點下主泵外殼的結構抗沖擊可靠性。為了提高主泵外殼的抗沖擊可靠性評估的精度和計算效率，本文提出改進子集模擬法（MSS）與加權粒子群優化算法（WPSO）的自適應Krigi...

控制棒落棒時間應用于核電廠安全分析的保守性研究

摘要：控制棒落棒時間是核電廠安全分析中的重要參數。本文旨在探討控制棒落棒時間在核電廠安全分析中的保守性問題，首先通過控制棒落棒時間的計算方法及其不確定度分析，論證采用極值分析法以保證最大落棒時間計算結果具有較大的保守性，并探討了地震和冷卻劑破口事故對落棒時間的影響。在驗證試驗代表性分析方面，本文討論了控制棒驅動線冷、熱態性能試驗和抗震試驗的參數設置，分析了試驗條件對落棒時間的影響。通過理論分析和試驗數據...

基于HTR-500、PBMR和HTR-PM的球床式高溫氣冷堆堆芯特性研究

摘要：HTR-500、PBMR和HTR-PM是球床式高溫氣冷堆發展歷程中出現的代表性堆型，它們分別具有3種典型的球床堆芯結構和設計參數。為探究3種堆型的堆芯特性差異及原因，基于高溫氣冷堆專用設計軟件VSOP/THERMIX對以上3種堆芯開展建模和計算分析，并對各堆芯采用不同換料策略時的關鍵參數展開研究。結果表明：3種堆芯內溫度分布形態各異，而造成該差異的重要原因是換料策略的不同。隨著燃料循環次數的提高，...

注鋅條件下鋯包殼表面污垢沉積試驗研究及理論分析

摘要：為掌握鋅濃度與燃料包殼表面污垢（CRUD）沉積的定量關系及影響機理，采用堆外動水回路研究了不同鋅濃度條件下（0、10、50ppb,1ppb=1μg/kg）燃料包殼發熱表面CRUD沉積行為，并基于密度泛函理論計算結果分析了包殼表面腐蝕產物沉積機理及注鋅對于CRUD沉積的影響機制。結果表明，注鋅能顯著緩解腐蝕產物在燃料包殼表面的沉積，對比不加鋅工況，鋅濃度為10 ppb時包殼表面的Fe、Cr、Ni、M...

海洋條件下控制棒驅動線熱態落棒試驗研究

摘要：為驗證新研制的控制棒驅動線（CRDL）的可靠性、可行性和合理性，針對1:1工程樣機，采用傾斜條件代替典型搖擺海況的方式，開展了模擬海洋條件、熱態工況下的落棒性能試驗，獲得了不同傾斜條件、不同運行工況下CRDL的運行性能、落棒性能等關鍵數據，分析了傾斜模擬海洋條件對CRDL熱態落棒性能的影響規律，對于CRDL應用在海洋條件的安全評審和性能評估有重要的意義

抽真空充液工藝對核級堆芯液位變送器測量影響機理研究及補償方法

摘要：核電廠堆芯液位是確保反應堆安全運行的關鍵參數，其測量可靠性直接影響核燃料冷卻效率與事故工況下的安全屏障完整性。然而，在工程應用中多次出現堆芯液位變送器校驗超差問題，其機理不明，威脅設備可靠性。本文通過加壓實驗與氣體壓縮與溶解機理分析，揭示了液位變送器校驗超差成因，并提出針對性解決方案。實驗表明，校驗超差根源在于抽真空充液工藝中殘留的微量氣體在壓力變化時發生溶解與再析出，導致傳壓性能劣化。通過靜壓校...

雙堆共用燃料操作區總體布置研究

摘要：為了提升核電機組的經濟性，本研究提出了雙堆共用燃料操作區的設計理念。首先，根據燃料操作與貯存系統的功能和物項特征，梳理了可以共用的物項及空間；然后根據各物項的布置要求，確定了相對位置關系；進一步以廠址適應性、體量、投資等指標為導向，優選了燃料操作區的概念方案；最后，通過合理規劃功能分區和設備布置，細化了該區域的總體布置方案。經評估，本雙堆共用方案相比兩個單堆方案可節省土建投資和設備材料費用共計約為...

面向核堆型研發關鍵實驗的高精度光纖電流傳感器研制及其驗證

摘要：高精度電流監測儀器為核反應堆堆型研發中的關鍵實驗提供重要的數據基礎，基于霍爾效應的傳統大電流傳感器在瞬態大電流和強電磁干擾環境下存在動態范圍小、信號失真等問題。為解決這一技術瓶頸，本研究基于法拉第磁光效應，研制了一種適用于核反應堆堆型研發關鍵實驗的光纖電流傳感器（FOCS）。通過低噪聲保偏光路設計、大電流非線性度補償等關鍵技術，實現了1～100 kA大量程范圍內的電流測量，測試中精度為0.0025...

某三代核電廠脈沖型電動調節閥控制異常問題分析與優化

摘要：為了降低安全殼廢氣排放量，節省大修期間處理廢氣的時間，某三代核電機組安全殼內的調節閥全部采用脈沖型電動調節閥，其控制方法與傳統的氣動調節閥有較大差別。在冷態功能試驗階段，軸封注入流量調節閥出現自動調節異常，對主泵運行安全構成潛在影響；同期發現其他脈沖型電動調節閥也存在類似現象。針對脈沖型電動調節閥在核電機組中出現的調節性能不佳問題，本文從分散控制系統（DCS）算法、就地閥門等各個環節進行分析，識別...

穩壓器噴淋閥內件磨損問題分析與改進

摘要：以M310機組與華龍一號壓水堆核電機組穩壓器噴淋閥內件磨損的共性問題為研究對象，通過實物內件磨損分析、流體仿真、試驗臺架模擬及有限元分析方法，探究了噴淋閥內件的磨損形式與成因，針對性地提出閥座開槽的結構改進方案并開展臺架試驗驗證。分析結果表明，穩壓器噴淋閥在日常最小運行開度下，碟簧區域會因壓力積聚產生周期性打開與關閉動作，從而引發閥座、閥球等內部構件發生機械磨損；發現當碟簧附近壓差達到0.186M...

核島廠房綜合布置規劃研究

摘要：為實現核電堆型的頂層目標和系統要求，避免核島部分區域的可達性差以及空間利用率低、輻射分區不合理等現象，本文提出了一套適用于核電方案設計階段的核島廠房綜合布置規劃方法。基于堆型的布置設計準則，梳理出了綜合布置的思路，研究了工藝管線、電纜托盤、通風管道和通道布置規劃方法，并以核島典型公共區域為對象，論證了本文提出的方法的可實施性。該方法可有效降低后期布置設計中出現的風險，為新堆型研發提供重要經驗和指導...

鎳基合金在740℃液態鈉中的腐蝕行為研究

摘要：鎳基合金作為潛在的高溫熱管管殼材料，其與堿金屬鈉的相容性問題備受關注。本文開展了鎳基合金在740℃液態鈉中3000 h的腐蝕試驗，利用掃描電子顯微鏡（SEM）、X射線衍射儀（XRD）等表征方法，分析了不同腐蝕時長的鎳基合金微觀形貌及元素分布。結果表明：鎳基合金在高溫液態鈉中以溶解腐蝕為主，腐蝕速率約為50.72μm/a，腐蝕深度與腐蝕時間呈線性關系；在高溫液態鈉環境中，鎳基合金中的Ni持續溶解擴散...

強γ射線輻照-高溫耦合環境下雙極型晶體管電流增益退化實驗研究

摘要：為研究核電廠嚴重事故后安全殼內壓力變送器關鍵半導體器件的可靠性，開展了NPN型雙極型晶體管（M2）在高溫與強γ射線輻照耦合環境下的性能退化實驗。實驗在3.3 kGy/h的高劑量率60Co-γ源下進行，設置了50℃、100℃和150℃三個恒定溫度環境，總吸收劑量達36 kGy。實驗結果表明，隨著吸收劑量的增加，該型雙極型晶體管的直流電流增益在早期（吸收劑量<5 kGy時）快速下降，隨后下降減緩...

Cr涂層鋯合金包殼1200℃及1300℃下高溫蒸汽氧化熱沖擊后塑性行為研究

摘要：為研究新型核燃料包殼材料Cr涂層鋯合金包殼在失水事故（LOCA）及設計擴展工況下的性能，本研究針對Zr-1Nb合金包殼管（對比樣）及物理氣相沉積工藝涂覆的12～15μm厚度的Cr涂層鋯合金包殼，開展1200～1300℃下高溫蒸汽氧化熱沖擊及熱沖擊后環壓試驗研究，采用雙面氧化試樣，氧化時間70～1800 s，淬火溫度≥800℃，環壓試驗溫度為～135℃。結果發現，本研究工況下Cr涂層仍能保護基體鋯合...

基于多物理場相場建模的鈾鋯燃料設計參數優化研究

摘要：鈾鋯金屬燃料輻照下的組分重分布行為直接影響反應堆安全性。為量化設計參數對該行為的影響，本研究基于MOOSE平臺開發了多物理場耦合相場模型，通過與試驗結果對比驗證了模型的有效性，并首次定量揭示了鋯原子初始含量、線功率、燃料半徑及燃耗對鋯貧化區域特征的影響機制。計算結果表明：提高鋯原子初始含量可顯著減小鋯貧化區的寬度，但對深度影響有限；線功率為主導敏感參數，提高線功率將加劇Zr的組分重分布行為；增大燃...

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