反应堆工程

  • 放射性废树脂热态超级压缩处理

    马小强;杨洋;朱明山;张祥贵;陆元志;刘兵;

    介绍了放射性废树脂热态超级压缩处理技术,并利用非放树脂开展了工程试验研究。试验结果显示,经过10 h干燥,废树脂含水率可达1.4%,热态超级压缩后压饼24 h体积反弹0.56%,24 h后无体积反弹。放射性废树脂热态超级压缩处理技术实现了废树脂减容处理,减容比可达2,满足放射性废物管理最小化原则,其应用前景广阔。

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  • 湿绕组电机主泵双金属飞轮钨合金棒尺寸优化设计

    李斌;张继革;李天斌;刘昺轶;王德忠;

    针对湿绕组电机主泵双金属飞轮内嵌钨合金棒的特殊结构,在满足飞轮结构完整性和功耗要求的前提下,为了提高飞轮的转动惯量,对飞轮结构的关键参数进行优化设计是十分必要的。本文以钨合金棒直径为优化目标,利用优化设计软件Isight及有限元分析软件Workbench,对内嵌的双排钨合金棒直径尺寸进行优化设计,保证飞轮在满足应力强度要求的前提下,拥有较大的转动惯量,从而获得最优的飞轮结构。结果表明,优化后飞轮的应力极值为183.2 MPa,满足强度要求。飞轮整体的转动惯量为1 873.4 kgm2,比常规设计下的转动惯量增加8.2%。该方法对提高核主泵飞轮结构设计效率具有一定的指导意义。

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  • 基于轴向预热器的蒸汽发生器强化传热研究

    吴杨;李冬慧;李鹏飞;成翔;

    本文基于轴向预热器对蒸汽发生器(SG)的强化传热效果以及强化传热机理进行了系统地分析研究。研究结果表明,在相同的热负荷下,加装轴向预热器后,蒸汽压力提高了接近4.3%。若原型SG单纯靠增加传热面积来达到此效果,需要增加29.6%的传热面积。轴向预热器对自然循环SG的强化传热效果明显。另外,为深入探明加装轴向预热器的强化传热机理,对原型SG以及加装轴向预热器的SG在对称面上的空泡份额、不同高度截面上的空泡份额、对称面上的焓值分布、不同高度截面上的焓值分布、二次侧的流线分布进行了系统地比较分析研究。上述研究结果将为基于轴向预热器的自然循环SG设计奠定良好的理论基础。

    2018年06期 v.38;No.154 928-934页 [查看摘要][在线阅读][下载 1204K]
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  • 基于CMFD模拟的圆管内DNB型CHF预测

    郑乐乐;熊进标;卢川;

    偏离泡核沸腾(DNB)型临界热流密度(CHF)的预测是压水反应堆热工水力分析的一项重要内容。本文使用商用CFD软件STAR-CCM+,采用欧拉两流体模型,模拟了16 MPa下在不同出口平衡含气率、不同进口流速下圆管内水的核态沸腾,并基于Weisman-Pei气泡雍塞模型预测CHF值。通过与查询表值进行比较,发现过冷工况下,本文采用的模型组合得到的CHF预测值与查表值差别在10%之内,两者吻合良好;但是在饱和工况下,计算值较查表值偏差比较大。针对饱和条件下的偏离泡核沸腾预测,本文的模型仍有待改进。

    2018年06期 v.38;No.154 935-943页 [查看摘要][在线阅读][下载 1035K]
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反应堆物理

  • 基于逆动态法的ADS次临界度在线监测方法数值验证

    张潇湘;杨琪;刘超;宋婧;孙光耀;

    加速器驱动次临界系统(ADS)的次临界度在线监测是ADS运行和安全的核心问题,目前次临界度的测量方法主要有:外推-周期法,跳源法,脉冲中子源法等。本文研究了基于逆动态法的ADS次临界度在线测量方法,并对该法进行初步数值模拟验证。基于临界堆反应性逆动态测量方法,增加外源项的特殊考虑:采用次临界稳态中子通量密度(或功率)及初始次临界度以确定外源,实现适用于次临界堆反应性计算的逆动态求解算法。本文使用欧洲小型加速器驱动的次临界系统PDS-XADS进行数值验证,与动力学程序NTC-2D的计算结果进行对比。结果表明:该方法可有效实现次临界堆的次临界度在线监测。

    2018年06期 v.38;No.154 944-950页 [查看摘要][在线阅读][下载 795K]
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  • 船用堆事故下喷淋系统对放射性核素去除能力计算分析

    何翼麟;张帆;袁名礼;王坤;

    船用堆严重事故情况下气载放射性物质的释放对操作人员危害较大,本文选取典型失水事故,基于严重事故一体化计算程序MELCOR,对喷淋系统放射性核素的工程去除能力进行评估,通过改变喷淋参数,研究喷淋条件对减少气载放射性物质的影响。结果表明:在相同的喷淋条件下,改变喷淋系统投入阈值,会使放射性核素的释放总量发生变化;喷淋系统的投入能减少卤素、碱金属气载量,但对惰性气体去除能力有限;随着喷淋液滴粒径的减小,喷淋对气载放射性物质的去除作用加强;喷淋剂pH的改变对气载放射性物质在喷淋中的去除效果无显著影响。

    2018年06期 v.38;No.154 951-959页 [查看摘要][在线阅读][下载 1054K]
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  • 重力注水下再淹没棒束通道数值模拟研究

    杨生兴;陈金波;

    基于棒束通道注水再淹没系统,提出重力注水方案,运用RELAP5/MOD3.2建立其再淹没模型,模拟从棒束底部依靠重力注水再淹没高温棒束通道时的骤冷现象。模拟结果显示:再淹没的过程中出现持续的流动振荡,冷却水周期性地注入、逐出,振荡过程可分为初始阶段的剧烈振荡和后续阶段的平稳振荡,在此期间的注入流量,棒束通道汽空间压力,壁面温度和传热系数都出现相应的周期性变化;同时进一步模拟分析了注入水入口尺寸、初始包壳温度、蒸汽出口尺寸三个因素对振荡的影响机制,发现其振荡周期和振荡幅度随注入口的增大,初始包壳温度的升高、蒸汽出口尺寸的减小而增大。

    2018年06期 v.38;No.154 960-969页 [查看摘要][在线阅读][下载 1578K]
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  • 压水堆核电厂反应堆功率控制系统测试设计与实现

    彭帅国;

    反应堆功率控制系统是核电厂DCS系统的重要组成部分,本文阐述了其基本原理,并详细介绍了在工厂测试阶段完成其功能测试的实现方案。该方案以LabVIEW为基础,并结合相应的硬件设计,实现了反应堆功率控制系统信号的采集、处理和发送,以及测试结果的存储、计算和分析。通过在阳江核电厂反应堆功率控制系统工厂测试中的应用,该方案得出的测试结果表明,各工况参数符合理论及实际运行值,满足工厂测试的全部要求,并可为仪控行业中类似的测试提供参考和借鉴。

    2018年06期 v.38;No.154 970-976页 [查看摘要][在线阅读][下载 852K]
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  • 一种长寿命钍基快谱堆芯的物理研究

    杨昆;李川;阮毅;

    钍(232Th)作为一种潜在的增殖燃料,长期以来仅作为其他矿产资源开采的废渣而未得到合理利用,国内外对钍在原位增殖—焚烧(Breed-and-Burn,B&B)堆芯中物理性能的研究较少。本文以金属钍作为反应堆的核燃料,给出了一种新型长寿命堆芯的配置方案。该堆芯在寿期内无需停堆换料,且达到平衡态后能自稳临界运行而无需反应性控制系统。研究表明,理论上钍燃料可以实现B&B模式,其开环模式具备极高的核燃料利用效率。

    2018年06期 v.38;No.154 977-981页 [查看摘要][在线阅读][下载 909K]
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核电厂

  • JMCT2.0程序临界屏蔽验证计算与分析

    韩静茹;苗毓文;兰兵;陈海英;郭瑞萍;

    JMCT2.0是北京应用物理与计算数学研究所自主研发的三维蒙特卡罗粒子输运程序,本文采用三种自设模型对JMCT2.0开展校验计算,并将JMCT2.0计算结果与MCNP结果进行对比分析。验算模型包括临界计算、中子屏蔽和光子屏蔽计算三种模型。结果表明,JMCT2.0计算结果与MCNP结果吻合较好,其中临界计算结果偏差在0.1%以内;中子屏蔽计算结果偏差在1.8%以内;光子屏蔽计算结果偏差在2.1%以内,初步验证了JMCT2.0程序临界及屏蔽计算的正确性。

    2018年06期 v.38;No.154 982-985页 [查看摘要][在线阅读][下载 888K]
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  • 高通量工程试验堆辐照试验能力和辐照试验技术

    杨文华;赵国正;张亮;斯俊平;童明炎;孙胜;汪海;

    高通量工程试验堆(HFETR)作为我国在役运行功率最高的研究堆,是我国进行各种反应堆燃料和材料辐照性能研究的重要工具和平台。HFETR以动力堆燃料和材料的辐照研究为主,同时兼顾同位素生产等其他任务。HFETR辐照试验能力与其结构相关,包含静态容器辐照试验、仪表化辐照试验和回路辐照试验三种辐照试验形式。HFETR具有与各种辐照试验匹配的成熟的和应用经验丰富的辐照装置设计、辐照参数控制以及复合辐照环境控制等辐照试验技术。大量的材料和燃料辐照试验结果表明,HFETR现有的辐照试验技术能够完全实现受试件的辐照指标要求,并同时确保辐照试验开展以及反应堆运行的安全。

    2018年06期 v.38;No.154 986-994页 [查看摘要][在线阅读][下载 1170K]
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  • 安全壳冷却对氢气风险管理的影响研究

    刘汉臣;孙明军;佟立丽;

    严重事故管理(SAM)过程中,氢气控制相关的缓解措施可能与其他缓解措施相互影响,带来负面效果。本文研究了安全壳冷却应用于安全壳降压策略与氢气控制策略进行事故缓解时对氢气风险的影响。利用MATLAB开发了安全壳氢气可燃性判断辅助计算(CA)用于氢气可燃性判断。在此基础上,利用一体化分析程序建立了核电厂主系统与安全壳耦合分析模型,研究了安全壳惰化与恢复安全壳冷却对氢气风险的影响。分析表明,以50%流量开启安全壳冷却,能够维持安全壳压力且内部环境处于惰化状态,结合CA,能够通过控制安全壳压力实现缓解安全壳的氢气风险,可为技术支持中心制定相关缓解策略提供参考,提高严重事故管理导则的可执行性。

    2018年06期 v.38;No.154 995-1001页 [查看摘要][在线阅读][下载 996K]
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  • 蒙卡-点核耦合方法计算核设施退役辐射场

    郭亚平;宋英明;卢川;付孟婷;张泽寰;

    在核设施退役过程中,随着退役设备的拆除,需要计算其三维辐射场的分布,并对核退役场景进行快速、精确的剂量计算和评估,以降低辐射对人员和环境的危害。目前,使用单一的确定论方法和随机性方法计算结构复杂的辐射场均存在不足,无法快速准确的计算退役设施辐射场的分布,而蒙卡-点核耦合计算可精确快速给出辐射场的分布,因此,利用蒙卡-点核耦合方法计算退役辐射场。对多点源辐射场模型计算结果表明,蒙卡-点核耦合计算比单一点核方法计算误差精度提高约1~2个数量级,相比于单一的蒙特卡罗计算可节约几十倍的时间;同时,蒙卡-点核耦合计算对体源模型的计算结果表明,耦合计算比单一的蒙卡方法计算速度提高几十倍,且最大相对误差在30%以内,计算精度较高。基于蒙卡-点核耦合计算方法,初步开发了核设施退役三维辐射场计算程序软件。

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核安全

  • 火灾人员可靠性分析中的定性分析

    刘坤秀;田秀峰;刘京宫;刘鑫伟;

    福岛事故后,国家安全监管部门对核电厂火灾概率安全分析中人员可靠性分析提出了新的要求。火灾情景下,合理评估人误概率,并根据评估结果对电厂火灾后的管理和响应提出合理化建议,对电厂安全具有重要意义。NUREG-1921导则是专门的和最新的火灾HRA导则,首次明确提出定性分析在整个火灾人员可靠性分析活动中的重要性。基于导则的学习、消化和吸收,并结合实际工作经验,本文首先阐述了火灾人员可靠性分析的基本框架,然后分别从信息收集、操作的可行性评估、绩效形成因子等三个方面阐述了火灾人员可靠性分析中定性分析的主要内容及特征,并通过了一个工程实例阐述了如何开展定性分析,以期更好指导其在实际工程项目中应用。

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  • 利用修正准静态方法评估溶液系统临界事故功率

    于淼;易璇;

    随着我国核电的快速发展,对后处理能力有了越来越大的需求。更大的后处理能力,意味着对于临界安全提出了更高的要求。因此需要对核临界事故分析开展研究。本文使用修正的准静态方法计算了溶液系统临界事故的平均功率,并且使用CRAC实验、TRACY实验和JCO事故进行了验证。在非沸腾工况期间和沸腾工况期间,该方法得到了较好的计算结果。验证表明,该方法适用于反应性引入的临界瞬态,可快速且较为准确的估算总功率,并用于裂变次数的估计,为临界事故后果评价分析提供技术手段,为后续的临界事故研究奠定基础。

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  • 核电厂1E级安全壳内电动机鉴定试验相关问题的探讨

    李世欣;王娅琦;郑睿鹏;向恒;熊冬庆;

    核电厂1E级安全壳内用电动机作为在正常工况下和设计基准事件期间及之后向核电厂安全系统设备提供动力的重要设备之一,必须按照相关的标准制定鉴定大纲和程序,进行鉴定试验。对1E级安全壳内电动机的鉴定过程和鉴定文件进行审查是核安全设备审查的重要内容之一。本文结合实际审评经验,探讨了电动机的加速热老化试验和LOCA试验中相关问题,提出了审评者的观点。

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  • 长期冷却再循环阶段AFA-3G燃料组件碎渣堵塞实验研究

    王涛;熊万玉;昝元峰;王琰;赵海江;

    针对M310堆型在长期冷却再循环阶段碎渣对AFA-3G燃料组件的压损影响开展了实验研究。通过实验获得了存在碎渣堵塞和化学效应影响条件下、燃料组件的阻力变化特性。实验结果表明:在长期冷却再循环初期,地坑过滤器表面碎渣床未形成之前,碎渣穿过地坑过滤器在燃料组件上沉积导致燃料组件压损显著增大;随着地坑过滤器表面碎渣床逐渐形成,过滤器压损逐渐增大,同时燃料组件压损开始逐渐降低;随着地坑介质温度的逐步降低,化学效应影响产生,生成的化学沉淀物在物理碎渣床上沉积导致燃料组件压损进一步增大;在长期冷却再循环后期,燃料组件压损趋于稳定。

    2018年06期 v.38;No.154 1025-1030页 [查看摘要][在线阅读][下载 1999K]
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核技术

  • AP1000核电厂主泵泵壳铸造及质量控制

    邓冬;赵立彬;张发云;李海涛;王岩;沈伟;

    AP1000型核电厂主泵泵壳采用铁素体含量为8%~20%的奥氏体铁素体不锈钢铸件,其中镍含量为8%~11%,铬含量为18%~21%。本文介绍了AP1000主泵泵壳铸件制造的主要关键工艺。泵壳钢水的冶炼使用EAF电炉粗炼,经熔炼分析满足要求后,再经LF炉和VOD炉精炼完成。泵壳铸造采用木质模型,利用全树脂砂砂型铸造,采用三箱造型的底返式快速浇注并以氩气保护的浇注工艺,浇注时间控制在5分钟内完成,浇注温度控制在1 530℃~1 550℃之间,成功完成了AP1000主泵泵壳的铸造。本文同时还描述了浇注后铸件的热处理、焊接、无损检验和理化检验等方面的质量控制要求。

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  • 基于GO-FLOW方法的非能动安注系统可靠性分析研究

    付陟玮;杨明;宋维;詹文辉;毛欢;

    研究了GO-FLOW方法及其应用特点,给出GO-FLOW方法在系统可靠性分析中的特点;研究非能动安全注入系统在DVI管线破裂事故中的响应特点,给出事故缓解中安注系统的成功准则及投入序列;建立系统的GO-FLOW模型,完成非能动安注系统在DVI管线破裂事故中的可靠分析,得到系统在不同时间点的可靠性数据;对GO-FLOW方法和故障树方法的计算结果进行对比,找出其结果差异的原因,分析两种方法的计算特点,得出两种方法在系统可靠性评价中的应用特点。

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  • 非能动系统可靠性评价方法综述

    崔成鑫;黄挺;陈炼;

    随着非能动系统在核电站中实际应用,非能动系统可靠性分析也逐渐成为电厂概率安全评价的重要内容,国际上针对该问题开展了大量研究工作,并形成了几种评价非能动系统可靠性评价的方法。本文章简要介绍几种非能动系统可靠性评价方法,对各种方法进行了比较,并结合目前研究现状,对今后的研究工作提出了一些展望。

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  • 巴基斯坦卡拉奇k2/k3核电厂取水隧洞抗震分析

    王桂萱;杨飞;赵杰;

    我国《核电厂抗震设计规范》(GB 50267—1997)和美国《核电厂安全相关结构和部件的地震分析》(ASCE 4-98)中都有对核电厂取水隧洞抗震计算的相关规定。本文以上述中美核电规范为基础,比较中美两国核电厂抗震设计规范有关取水隧洞的轴向应力和弯曲应力,内力和变形的要求。为抗震分析中取水隧洞的设计、施工和截面配筋提供参考。本文采用时程分析法对巴基斯坦卡拉奇取水隧洞进行抗震分析,结合中美两国规范要求,对取水隧洞的轴向应力、弯曲应力和变形的差异性进行了比较研究。结果表明:不同地震作用控制工况下,数值分析计算结果均小于中美规范规定的上限值,两者抗震要求基本一致。取水隧洞通过增加施工支护承担了一部分围岩压力,衬砌内力有所减小。内力峰值出现在马蹄形截面正下方、边墙和左右拱脚,应加强抗震措施和增加局部配筋。美国规范还增加了曲率变形的验算提高了取水隧洞的稳定性。

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  • 液态金属与冷却剂相互作用机械能释放模型分析

    游曦鸣;佟立丽;曹学武;

    基于熔融金属与冷却剂相互作用蒸汽爆炸粗混合理论分析,本文对高化学活性液态金属与冷却剂相互作用过程的化学反应及金属液滴细粒化过程进行了分析,建立了液态金属与冷却剂相互作用爆炸的机械能释放模型及爆炸压力峰值模型,研究表明溶解在金属液滴表面热边界层的氢气快速释放将导致熔融金属液滴表面细粒化,使高化学活性液态金属与冷却剂相互作用面积瞬间增大,快速释放的化学反应热使能量释放量级增加,模型计算结果与实验结果符合较好,能够分析不同液态金属初始温度和液态金属初始质量对能量释放及爆炸强度的影响。

    2018年06期 v.38;No.154 1056-1062页 [查看摘要][在线阅读][下载 736K]
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  • 核电站保护系统通道间通信故障对热备冗余控制站切换的影响分析

    石桂连;赵勇;李明利;莫昌瑜;尹宝娟;

    核电站保护系统通常采用四通道冗余设计,单通道采用热备冗余结构的控制站,主要是利用其主从切换功能提高单通道的可靠性。通道间采用单向点对点通信,如果该通信发生故障,相应的热备冗余控制站进行主从切换固然能提高可靠性,但是,由于四个冗余通道间均有通信,通道间通信故障可能带来多通道同时主从切换动作造成保护系统扰动,所以通道间通信故障是否需要进行主从切换是一个两难的选择。本文结合和睦系统(FirmSys)热备冗余主控制站的特点,引入故障模式影响分析(FMEA)技术对通道间通信及相关设备的故障模式及影响进行详细的分析,通过对切换与否的影响进行对比分析,给出最优设计方案。目前基于该方案的热备冗余主控制站的主从切换机制已应用于阳江5&6号机组、红沿河5&6号机组等的保护系统。本文为FMEA技术在系统设计方案中的应用提供了良好的实践。

    2018年06期 v.38;No.154 1063-1067页 [查看摘要][在线阅读][下载 654K]
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  • RELAP5对自然循环下临界热流密度的数值分析

    何川;杨军;董世昌;隋增光;叶潜;

    临界热流密度(CHF)是导致沸腾传热变化而使发热元件表面发生传热恶化的现象。RELAP5等系统程序的CHF模型对于传热系统的安全分析有重要影响。基于RELAP5程序对单棒及三棒束自然循环CHF实验进行建模,并在CHF实验数据基础上对RELAP5中CHF预测值进行对比分析。实验装置是带有一个向上流动通道的自然循环回路。其中单棒束加热测试段由一根轴向非均匀加热的电加热棒及圆管外壁组成的环管状流道,三棒束流道由三根相同的轴向非均匀加热棒与三叶型的外管组成。实验条件为低压、低流量的自然循环流动:入口压力110~270 kPa、入口过冷度为10~70 K、自然循环流量0~400 kg/(m2·s)。依次以质量流量、入口压力和过冷度为基准参数对比分析实验值和RELAP5预测值。结果表明在低压、低流量及自然循环条件下,RELAP5中的CHF预测值随着质量流量的增大而增大,与入口压力及过冷度之间的依赖关系不明显。通过对实验值与模型计算值的比较得到,单棒束RELAP5模型预测的CHF值偏高于实验值,而三棒束RELAP5模型的预测值较实验值偏低。

    2018年06期 v.38;No.154 1068-1077页 [查看摘要][在线阅读][下载 1442K]
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  • 核科学与工程 第38卷 2018年 总目次

    <正>~~

    2018年06期 v.38;No.154 1078-1091页 [查看摘要][在线阅读][下载 773K]
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  • 《核科学与工程》征稿简则

    <正>1)欢迎关注本刊网站,网址:http://nuclse.cbpt.cnki.net。2)请认真阅读相关说明,并按照要求进行投稿和查询。3)"论文模板"、"版权协议模板"、"论文审查证明模板"请在我刊首页下载。4)投稿同时,请先后上传2份文件:(1)投稿全文;(2)单位盖章的论文保密审查证明扫描件(pdf格式),并将原件邮寄给编辑部。5)投稿同时,请提供一份所有作者签名的版权协议,并将原件邮寄给编辑部(您完成投稿后,我刊将默认您已经阅读并接受"版权协议",但仍需要原件)。

    2018年06期 v.38;No.154 1094页 [查看摘要][在线阅读][下载 428K]
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