核科學與工程

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核科學與工程 關注(): 期刊周期：季刊; 期刊級別：北大核心; 國內統一刊號：11-1861/TL; 國際標準刊號：0258-0918; 主辦單位：中國核學會; 主管單位：中國科協; 查看核科學與工程近十年數據入口>>>; 上一本期雜志：《鍛壓技術》雜志信息; 下一本期雜志：《有色金屬(冶煉部分)》雜志編輯部目錄參考

　　【雜志簡介】

　　《核科學與工程》為中國核學會主辦的國家一級學報，被多家國際著名檢索系統收錄，并被列為核領域的中文核心期刊。主要發表核領域有新成果的研究論文，并對核領域的重大科研事件或活動進行報道。秉承以人為本、民主辦刊、開放辦刊的理念，實行以學術價值為唯一標準的合乎國際學術期刊慣例的雙向匿名審稿制度。

　　【收錄情況】

　　國家新聞出版總署收錄

　　全國中文核心期刊

　　【欄目設置】

　　本刊設有院士及專家報告、研究論文、核化學與化工等欄目。

　　雜志優秀目錄參考：

　　靜態鉛鉍中 Pt/Air 型氧傳感器性能初步研究張敏，王艷青，吳斌，武欣，高勝，黃群英，FDS團隊，ZHANG Min，WANG Yan-qing，WU Bin，WU Xin，GAO Sheng，HUANG Qun-ying，FDS Team

　　Geant4自動建模方法研究聶凡智，胡麗琴，汪冬，王國忠，王電喜，龍鵬程，吳宜燦，FDS團隊，NIE Fan-zhi，HU Li-qin，WANG Dong，WANG Guo-zhong，WANG Dian-xi，LONG Peng-cheng，WU Yi-can，FDS Team

　　1012 n/s 氘氚聚變中子發生器旋轉氚靶設計與傳熱分析王剛，于前鋒，王文，宋鋼，吳宜燦，FDS團隊，WANG Gang，YU Qian-feng，WANG Wen，SONG Gang，WU Yi-can，FDS Team

　　ITER 內部 ELM 線圈導體殘余應力的分析與改善李向賓，金環，LI Xiang-bin，JIN Huan

　　應用于反應堆熱工水力程序的核態沸騰傳熱關系式評價李美琳，林萌，楊燕華，張昊，龔湛，LI Mei-lin，LIN Meng，YANG Yan-hua，ZHANG Hao，GONG Zhan

　　裕量法的堆芯功率能力分析研究劉同先，吳磊，于穎銳，周金滿，LIU Tong-xian，WU Lei，YU Ying-rui，ZHOU Jin-man

　　壓水堆核電廠內部水淹危害性分析方法初步探索郭丁情，GUO Ding-qing

　　壓水堆乏燃料中間貯存技術研究劉彥章，王鑫，袁呈煜，莫懷森，LIU Yan-zhang，WANG Xin，YUAN Cheng-yu，MO Huai-sen

　　改進的源倍增方法測量控制棒價值史永謙，李義國，魯謹，洪景彥，吳小波，彭旦，SHI Yong-qian，LI Yi-guo，LU Jin，HONG Jing-yan，WU Xiao-bo，PENG Dan

　　一體化增殖燃燒堆雙向遞推式倒料方案研究陳其昌，趙金坤，司勝義，CHEN Qi-chang，ZHAO Jin-kun，SI Sheng-yi

　　直流蒸汽發生器分區域比例積分微分給水控制系統研究郭研，劉志宏，陳保同，劉現星，劉翠英，GUO Yan，LIU Zhi-hong，CHEN Bao-tong，LIU Xian-xing，LIU Cui-ying

　　電力技術論文發表：智能電網環境下的數字變電站建設研究

　　文摘：國民經濟持續發展要求電力系統中的關鍵樞紐、系統和設備等基礎設施的自動化、信息化程度逐步提高，變電站作為智能電網中的重要環節，按照智能電網的倡議布局須實現真正意義上的數字化，本文是一篇電力技術論文發表，結合智能電網關于技術和管理兩個主題，初步研究了智能電網環境下，建設新型數字變電站的問題。

　　關鍵詞：智能電網,數字,變電站,研究,電力技術論文發表

　　前言傳統變電站模式已經不適應現代電力大系統的管理要求。數字化變電站可以認為是變電站自動化技術發展至今所經歷階段性的必然結果，目前的變電站應用先進的現代化技術，在各級電力網絡中成為中轉、變換、輸配的重要環節，強有力地發揮了其安全、穩定運行的作用。

　　核科學與工程最新期刊目錄

不同熱源功率下高溫鈉熱管啟動特性試驗研究

摘要：試驗研究了在不同工況下鈉熱管啟動特性。試驗結果表明，鈉熱管在421.8℃開始啟動，與理論啟動溫度相差2.9℃，隨著工作溫度升高，等溫性能變好，當量導熱系數增大。熱管在熱源功率為1.0kW、1.5kW、2.0kW、3.0kW、3.5kW和4.0kW條件下分別從冷動態開始啟動，啟動時間分別為108.0min、22.5min、13.7min、9.7min、8.3min、7.0min和6.5min，穩定后...

堵塞對設備取料裝置能耗和溫度的影響研究

摘要：取料裝置能耗占設備總能耗的70%以上，直接影響設備的能耗和物理性能。為有效評估設備取料裝置取料能力對設備物理性能的影響，研究了由于粉塵堆積造成的設備取料裝置堵塞對取料裝置性能的影響。采用粒子圖像測速技術，在馬赫數和雷諾數相似的環境下對不同工況的表面氣流速度分布進行了實驗測量，觀測了激波結構，并計算了渦量、Q值等參數。根據實驗測得的速度分布情況和力矩平衡公式，計算了不堵塞與堵塞工況下取料裝置能耗變化...

承壓熱沖擊下核電廠主泵-主管道焊接接頭斷裂力學分析

摘要：為了評估核電站主管道在承壓熱沖擊下的脆性斷裂風險，采用有限元分析方法計算核電站主泵-主管道焊接接頭在承壓熱沖擊下的應力強度因子，分析焊接殘余應力、焊縫處假想裂紋尺寸以及安注后主管道水位對主泵-主管道焊接接頭發生脆性斷裂的影響。結果表明：殘余應力值越高，假想裂紋尺寸越深，安注后主管道水位高度越低，主泵-主管道焊接接頭脆斷風險越高。在管道焊接過程中控制殘余應力，失水事故時保證管道盡快注滿安注冷卻水，可...

先進核電廠嚴重事故源項與放射性后果現狀分析與相關問題探討

摘要：在調研和分析國際上在嚴重事故源項和放射性后果分析領域的現狀及進展的基礎上，開展先進核電廠嚴重事故源項和放射性后果計算的方法論研究，對典型嚴重事故工況選取、源項和放射性后果分析的假設、計算模型和結果進行分析和研究。分析了不同設計之間分析方法和假設的差異和合理性，對相關關鍵問題提出技術立場。同時，給出了在嚴重事故源項和放射性后果分析方面后續工作的建議

基于全連接神經網絡的某核設施鋼箱型結構畸變模型修正研究

摘要：旨在解決畸變模型預測原型結構全部力學性能誤差大的問題，本文應用全連接神經網絡結合數值模擬提升了復雜結構畸變模型力學性能預測精度。以某核退役堆鋼箱型結構的幾何畸變模型為研究對象，采用相似理論和有限元模擬為全連接神經網絡模型提供訓練數據，開展了網絡層級和神經元數量的優化以及模型評價等研究，進而建立了畸變模型修正方法。通過與原型結構比較，驗證了畸變模型結合全連接神經網絡能準確預測原型結構各個位置的應變、...

基于熱工水力系統分析軟件LOCUST的第51號國際標準題計算結果分析

摘要：第51號國際標準題（ISP-51）是基于我國ACME臺架開展的國際項目，公開測試階段選取CAP-22試驗作公開計算對比。針對CAP-22試驗，采用中國廣核集團自主研發的熱工水力系統分析軟件LOCUST進行模擬計算。計算對比了穩態參數、試驗時間序列和瞬態參數。其中，穩態偏差符合IAEA的穩態偏差可接受標準，事件觸發時間與試驗相當，瞬態計算結果與試驗符合較好，表明LOCUST軟件可以合理計算非能動系統...

反應堆一回路溶解氮遷移析出特性的數值研究

摘要：相較于傳統的蒸汽穩壓方法，反應堆一回路應用氮穩壓方法能夠實現更快的壓力響應特性并簡化設備與運維。然而，氮的遷移和擴散可能引起氮氣泡的析出，對熱工安全產生影響。為評估氮氣穩壓對反應堆運行的影響，本文考慮氣液界面傳質、對流擴散效應以及核化析出過程對溶解氮濃度分布的影響，建立了反應堆一回路冷卻劑中溶解氮濃度分布及演化規律的預測方法。參考KLT-40S的運行參數，采用系統分析程序RELAP5計算得到的系統...

不同添加劑對熱態超壓成型樹脂的影響研究

摘要：核電運行期間各循環和處理部分產生的大量放射性廢水，目前主要采用離子交換樹脂進行吸附凈化。但現有工藝很難對廢樹脂進行清潔再生，一般均按照中低放濕固體廢物處置。熱態超壓技術減容比大，處理成本低，是國內核電廠廢樹脂處理主要研究方向之一。為了改進現有添加劑為28%樹脂粉的工藝，我們用4.2%樹脂粉-2.5% E51型環氧樹脂、5.83%樹脂粉-2.91%（干基）VAE乳液作為添加劑，分別按照其性質設計試驗...

核電廠汽動輔助給水泵超速保護飛錘仿真分析與實驗

摘要：針對某核電廠輔助給水系統汽動泵超速保護飛錘調整缺少理論依據問題，為提升超速試驗成功率，通過對飛錘進行三維建模及理論研究，得出飛錘動作轉速與飛錘偏心距、彈簧力等參數的關系式，建立飛錘系統的動力學方程和仿真模型。通過動態仿真分析，得到了不同偏心距下飛錘的動作轉速，并建立了飛錘動作轉速與飛錘偏心距的關系曲線。將實驗數據與仿真結果進行對比，驗證了仿真模型的準確性，為超速保護系統的設計和汽動泵的超速試驗提供...

中高放固體廢物干燥機理試驗及仿真計算

摘要：本文以動力堆乏燃料后處理過程中，乏燃料組件經過剪切、溶解等流程產生的端頭和包殼等放射性固體廢物為研究對象，對包殼在整備過程中的干燥處理進行分析。通過機理試驗研究，獲得干燥計算所需的相關參數，為仿真工作提供依據。而后使用數值分析方法，針對設計定型設備的干燥過程進行了模擬仿真計算，分析進出氣口尺寸、供氣溫度、供氣流量等因素對干燥過程的影響，以此獲得了最有效性的干燥方案，為其他包殼廢物的干燥過程提供數據...

基于兩步法的堆芯物理-熱工耦合系統的開發與驗證

摘要：隨著反應堆數值計算的精度要求不斷提高，物理-熱工耦合計算在核反應堆分析中成為研究熱點，作為工程領域中的主流計算方法之一，研究適用于確定論兩步法的物理-熱工耦合計算方法具有明確的工程應用價值。本文選取兩步法程序DRAGON/DONJON和子通道程序COBRA-EN，開發了基于兩步法的物理-熱工耦合計算系統，并采用美國CASL項目提出的VERA系列基準題中VERA#6和VERA#7驗證了耦合系統的正確...

CPR1000蒸汽發生器多功率水平下流動特性數值模擬研究

摘要：蒸汽發生器管、殼側流場的換熱過程及殼側流場相變仿真是核電性能與安全研究中的重要內容。為了探究不同功率水平下蒸汽發生器熱工分布規律，本研究基于歐拉兩流體模型和RPI沸騰模型，對100%、75%和50%功率水平的蒸汽發生器流場進行數值模擬，得到管、殼側流場隨功率水平變化的規律，局部橫流速度在不同功率水平的分布情況。本研究為蒸汽發生器多工況運行特性研究及優化工程設計提供數據支撐和科學依據

基于物理信息約束的神經網絡的K_eff搜索方法研究

摘要：基于物理信息約束的神經網絡（PINN）是一種將物理方程和機器學習結合的方法，近年來已成為研究熱點之一。神經網絡的訓練是求解中子擴散方程不可或缺的步驟，為提高訓練效率，參考源迭代法的思想將解聯立方程變換為解多個單群方程，使用多個神經網絡并行訓練代替復雜的單一神經網絡進行通量密度預測。對于有效增殖系數(k_eff)搜索中出現的迭代次數多，收斂速度慢等問題，利用方程殘差判斷系統狀態調...

基于S-A模型的核電廠SEC泵填料密封泄漏量分析

摘要：針對某核電站多臺重要廠用水系統（SEC）泵軸封壓蓋處經常發生噴水現象的問題，采用S-A模型進行SEC泵的水力部件建模，分析泵的水力區域流場、葉輪靜壓分布等，通過對不同變量的曲線擬合分析得出密封沖洗水壓力、密封間隙等因素對泵盤根密封泄漏量影響的數值分析結果。結合葉輪平衡孔處的壓力分布情況，給出改造后的密封沖洗水壓力參數設定值（約0.35MPa），解決了SEC泵軸封壓蓋處經常噴水的缺陷

反應堆棒束結構流致振動機理及數值研究綜述

摘要：棒束類結構廣泛應用于核反應堆的燃料組件與傳熱系統中，在流體作用下易發生流致振動，影響設備運行的結構安全與熱工穩定性。本文圍繞反應堆中棒束結構典型的流致振動激勵機制，包括渦激振動、湍流激振、流體彈性不穩定性及聲共振等，系統梳理其形成機理與響應特性。在此基礎上，重點綜述了數值模擬方法在棒束振動研究中的應用進展，涵蓋不同湍流模型、流固耦合策略及激勵力建模方法。研究表明，盡管數值模擬在渦激與湍流激振建模方...

百萬千瓦級核電機組汽輪發電機密封瓦損傷原因分析

摘要：密封瓦是汽輪發電機氫氣密封系統的關鍵部件。針對某百萬千瓦級核電機組汽輪發電機密封瓦巴氏合金層表面損傷情況，通過宏觀形貌觀察、滲透檢測、化學成分分析、金相檢驗、硬度測試、掃描電鏡微觀形貌觀察及能譜分析等表征方法對其展開損傷原因分析。結果表明，密封瓦懸浮狀態不良，空側巴氏合金層存在鑄造缺陷，且化學成分存在偏析，組織分布不均勻。密封瓦巴氏合金層的損傷性質為表面疲勞剝落，剝落是由密封瓦的實際懸浮狀態不良引...

基于COPAIN實驗的典型冷凝回流相間傳質模型分析研究

摘要：為對含不凝性氣體的蒸汽凝結換熱特性進行更準確的數值模擬，基于COPAIN實驗，對2種典型的冷凝相間傳質模型（Dehbi冷凝模型和擴散平衡模型）進行分析。將數值模擬結果與實驗數據對比分析發現，2個模型都可捕捉到冷凝壁面局部熱流密度隨流動方向的演化趨勢。Dehbi冷凝模型的計算結果中94%的數據點與實驗值的偏差在20%以內，擴散平衡模型有95%以上的數據點偏差在15%以內，后者誤差較小精度更高。在實際...

基于變量分離法的主蒸汽管道地震易損度分析及評價研究

摘要：管道地震易損度分析是地震概率安全評價中地震易損度分析的關鍵內容。核級管道由于系統復雜、布置多樣、構件繁多等固有特征，管道地震易損度分析技術一直存在卡點。通過深入研究頻率與地震裕度之間的影響，在管道抗震力學分析基礎上，基于管道系統固有頻率、地震反應譜等地震動響應力學參量關系，完成管道能力因子的定量評價研究，提出一套基于變量分離法的管道易損度分析方案。并應用該方案準確評價了某核電工程的主蒸汽管道易損度...

凹陷壁面附近空化泡潰滅誘導的針狀射流現象的數值研究

摘要：基于開源軟件OpenFOAM，本文采用流體體積法對半球型凹陷壁面附近空化泡潰滅誘導的針狀射流現象進行了模擬研究。本文重點對針狀射流形成與演化、射流誘導的沖擊波以及流場中渦的演化開展了定性分析，并對針狀射流的速度及空化泡內、外壓力峰值隨時間的變化進行了定量分析。結果表明：（1）空化泡潰滅時出現的頸縮斷裂是針狀射流形成的核心機制，射流速度峰值可達900 m/s。（2）隨著射流發展，射流在泡內激發生成兩...

非能動核電廠濾網失效模化方法分析研究

摘要：第三代非能動核電廠中，地坑濾網和內置換料水箱濾網的模化對電廠堆芯損傷頻率的計算有較高的重要度和敏感性。業界經驗表明，在不同的事故工況下，電廠內產生的碎片數量有所不同，濾網的失效率必將有所不同，各種工況均直接采用通用數據庫中的數據會帶來較大的不確定性。通過調研當前業界二代電廠對濾網的模化方法及取值、以及研究電廠不同事故后碎片量及遷移路徑，給出第三代非能動核電廠濾網模化的建議方法和取值，并討論其對電廠...

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