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  • 超临界水冷堆技术研发(第一阶段)综述 免费阅读 收费下载
  • 简要介绍超临界水冷堆(SCWR)研发的总体目标、技术指标和总体规划,详细说明SCWR技术研发(第一阶段)的课题及专题设置情况。总结了SCWR技术研发(第一阶段)在设计研究、实验及相关技术研究及材料研究中取得的独创性和突破性成果。在国内首次提出了自主知识产权的中国超临界水冷堆(CSR1000)技术方案。
  • 超临界水冷堆CSR1000总体设计研究 免费阅读 收费下载
  • 简要介绍了中国超临界水冷堆(CSR1000)的总体设计,包括总体技术要求、总体技术路线、主要技术参数和几个关键技术问题的论证。
  • 超临界水冷堆CSR1000堆芯初步概念设计 免费阅读 收费下载
  • 在借鉴先进沸水堆、压水堆以及现有超临界水冷堆(SCWR)设计技术基础上,提出百万千瓦级超临界水冷堆设计概念CSR1000。采用单水棒、组合式方形燃料组件,在保证燃料棒均匀慢化的同时简化组件结构;堆芯冷却剂流动方案为双流程,以提高堆芯流动稳定性及平均出口温度;堆芯采用157盒燃料组件、高泄漏换料模式。通过堆芯概念设计方案评价,给出了循环长度、卸料燃耗、冷却剂出口温度、最大燃料包壳温度及最大线功率密度等关键参数。
  • 环形元件超临界水冷堆CSR1000A初步概念设计 免费阅读 收费下载
  • 在压水堆环形燃料元件基础上,提出了一种新型适用于超临界水冷堆(SCWR)的环形元件。该环形元件具有大几何尺寸、采用UO2颗粒燃料、内包壳表面涂隔热层等特点。利用163盒由61个改进型环形元件及组件盒构成的六角形燃料组件,设计了百万千瓦环形元件超临界水冷堆CSR1000A,并给出了卸料燃耗、冷却剂出口温度及最大燃料包壳温度等关键参数。
  • 可增殖快谱超临界水冷堆物理初步设计计算 免费阅读 收费下载
  • 建立改进型快谱超临界水冷堆(SCFR-M)堆芯模型,探讨点火区燃料棒直径和增殖区水棒直径对堆芯转换比的影响,得到合理的燃料组件设计形式。设计并计算6种不同堆芯布置的反应堆增殖特性和空泡反应性,并分析燃料中^235U和^239Pu成分对堆芯转换比和空泡系数的影响,提高了转换比;研究燃料成分对堆芯转换比的影响。结果表明:减小氢原子数与重金属原子数之比(H/HM),增加堆芯增殖燃料组件数目并采用合理布置可满足堆芯负空泡反应系数,且可以提高堆芯转换比;降低燃料中Pu同位素质量分数可以使堆芯转换比大幅增加,同时使堆芯的空泡反应性系数负值更大;当点火燃料组件采用Pu同位素质量分数为20.8%的MOX燃料,增殖燃料组件采用0.2%富集度^235U的贫铀燃料,6号设计方案可以使堆芯的初始转换比达到1.03128,且空泡反应性系数为负,初步达到超临界水冷快堆的增殖要求。进一步对堆芯的缓发中子有效份额、能谱、中子注量率、功率分布进行计算。分析研究增殖堆芯的物理特性。
  • 超临界水冷堆CSR1000反应性控制方法研究 免费阅读 收费下载
  • 超临界水冷堆完全依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制,因而可燃毒物布置方案及控制棒管理方案是其堆芯设计的关键。通过燃料组件反应性计算分析,本文选取Er2O3作为与UO2燃料混合的可燃毒物,以及与沸水堆类似的十字形控制棒,然后利用三维堆芯物理热工耦合计算方法,进行控制棒管理方案设计,建立满足总体及安全性设计要求的超临界水冷堆CSR1000平衡循环堆芯,并对堆芯关键设计参数进行评价。
  • 超临界六角形双排燃料组件性能分析 免费阅读 收费下载
  • 利用物理.热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)分析2种六角形双排超临界燃料组件,充分考虑了超临界水冷堆(SCWR)中冷却剂、慢化剂轴向温度、密度的剧烈变化和功率分布的相互影响。计算结果表明,双排六角形组件具有均匀慢化和充分慢化性能,文中提出的D6-1型组件在仅采用一种燃料成分、不添加可燃毒物的情形下,其径向功率峰值因子低于1-10。另外,研究表明,由于组件间隙具有较大热周和较小流通面积,需要在实际工程应用中增加隔热涂层以降低组件外盒壁的导热率。
  • 一种适用于十字形控制棒的超临界燃料组件设计 免费阅读 收费下载
  • 超临界水冷堆(SCWR)是目前最有应用前景的第四代反应堆堆型之一,与现有轻水堆相比,具有热效率高、结构简单等诸多优势。但SCWR较高的出口温度以及进出口温差给SCWR燃料组件设计带来了很大的挑战。本文研究国内外超临界燃料组件设计的研究现状,提出一种适用于十字形控制棒的双流程燃料组件设计方案。结果表明,该方案基本满足超临界燃料组件的设计要求,具有较好的综合性能。
  • 超临界水冷堆CSR1000燃料组件子通道分析 免费阅读 收费下载
  • 利用实验数据和计算流体力学(CFD)商用软件CFX对现有子通道分析模型进行研究,分析其在超临界水冷堆(SCWR)分析中的适用性,并根据分析结果对ATHAS程序进行改进。采用改进的ATHAS程序对超临界水冷堆CSR1000燃料组件进行稳态子通道分析,获得燃料组件冷却剂和包壳温度分布、流动压降等参数。结果表明:减小螺旋肋螺距(Hw)可展平燃料组件冷却剂出口温度分布、降低包壳表面最高温度(MCST),但同时燃料组件流动阻力将增大。
  • 超临界水冷堆CSR1000流动不稳定性研究 免费阅读 收费下载
  • 针对中国超临界水冷堆(CSR1000)建立堆芯数学模型,开发基于频域法的超临界水冷堆流动不稳定性分析程序FREDO-CSR1000和基于时域法的超临界水冷堆流动不稳定性分析程序TIMDO。对程序进行初步验证后,使用其对CSR1000堆芯进行流动不稳定性分析计算,计算结果显示由频域法和时域法计算得到的稳定性边界图都明显分成2个区域,呈现倾斜的双L型,明显存在2个拐点,分别对应流量漂移和密度波振荡2种流动不稳定性现象。2种方法计算得到的CSR1000运行点都处于安全运行空间内,距离流动不稳定性边界较远。
  • CSR1000结构总体设计方案 免费阅读 收费下载
  • 围绕中国超临界水冷堆(CSR1000)项目开展的反应堆结构总体设计方案研究,阐述了在双流程条件下反应堆结构总体面临的反应堆结构材料、密封结构形式、流量分配、热应力分析及流致振动响应等关键技术问题,并提出了初步的研究方法和解决方案。
  • 超临界水冷堆堆内构件密封研究 免费阅读 收费下载
  • 为实现中国超临界水冷堆(CSR1000)双流程设计方案,反应堆内部需要设置多处密封结构。鉴于电厂压水堆及其他行业在密封结构上的使用经验,“O”形环、“C”形环用于CSR1000堆内构件密封设计是可行的,通过有限元软件ANSYS模拟密封环的受载情况,并对压缩量及回弹量等关键参数进行计算分析。
  • 超临界水冷堆堆内构件选材研究 免费阅读 收费下载
  • 超临界水冷堆结构材料的研发作为开展反应堆结构设计的基础,已受到世界各国的广泛关注。本文以中国核动力研究设计院超临界水冷堆研究项目为背景,结合正在开展的选材及候选材料评价研究工作,围绕超临界水冷堆堆内构件选材原则和评价体系的确立、正在开展的候选材料评价工作以及近期取得的成果展开论述。
  • 超临界水冷堆压力容器出口接管和蒸汽腔室热流性能数值分析 免费阅读 收费下载
  • 基于超临界水冷堆(SCWR)概念结构设计(简体材料为508-III钢、出口接管和蒸汽腔室材料为Inconel 690),使用计算流体力学(CFD)方法对SCWR出口接管和蒸汽腔室结构设计进行数值分析,得到超临界工况下的压力容器出121接管和蒸汽腔室的稳态温度分布。结果表明:508.III简体和Incone1690出口接管焊缝处的最高温度为547K,现有的SCWR出口接管和蒸汽腔室概念结构设计和材料具备可行性。
  • 超临界水冷堆专设安全系统设计方案 免费阅读 收费下载
  • 简要介绍超临界水冷堆(SCWR)的设计要求和专设安全系统的设计原则,对SCWR自动泄压系统(ADS)、高压补水箱(RMT)、非能动余热排出系统(ICS)、非能动安全壳冷却系统(PCCS)和重力驱动堆芯冷却系统(GDCS)的功能及设计方案进行了洋细描述。选取失流事故对SCWR安全系统的运行进行分析,验证了上述专设安全系统的有效性。
  • 超临界核电厂汽轮机和热力系统的研究 免费阅读 收费下载
  • 超临界核电机组的汽轮机为超临界、冲动式,其所有转子叶片材料均采用成熟的火力发电厂超临界机组叶片材料,并采用外来的清洁蒸汽作为密封蒸汽。机组的热力系统增加了启停系统,在启动和停止阶段为超临界核反应堆提供所需的冷却剂流量,适应机组滑压启动要求。本文对超l临界核电机组的汽轮机设计和热力系统的总体方案进行了详细介绍。
  • 超临界水冷堆CSR1000大破口失水事故分析 免费阅读 收费下载
  • 为了验证中国超临界水冷堆CSR1000的安全特性,评估CSR1000安全系统的性能,采用APROS程序进行了该堆型的冷段大破口失水事故分析。冷段大破口情况下,喷放阶段的显著特征是堆芯冷却剂在冷段破口喷放作用下迅速发生反向流动,热段的高温、低密度流体进入堆芯导致堆芯传热恶化,包壳温度迅速上升。自动卸压系统(ADS)阀门的启动可恢复堆芯冷却剂正向流动,有效缓解堆芯过热。高压给水箱(HFT)可提供事故早期的堆芯冷却剂供给,并为低压安注的启动提供足够的响应时间。喷放结束后,堆芯逐渐被低压安注再淹没。冷段大破口的最高包壳温度为920℃,低于安全限值(1260℃)约340℃,出现在喷放阶段。
  • 中国超临界水冷堆完全失流事故分析 免费阅读 收费下载
  • 中国超临界水冷堆(CSR1000)由于系统采用直接循环方式,给水流量或厂外交流电的丧失将导致系统发生失流事故。堆芯双流程设计导致堆芯在失流事故中面临流量反转问题,失流事故成为威胁堆芯安全的重要典型事故。本文采用仿真程序APROS对CSR1000冷却剂系统(RCS)和相关安全系统建模,分析CSR1000在完全失流事故下的堆芯热工-水力学性能。分析表明,在失流事故短期阶段,高压给水箱可缓解事故;长期阶段,非能动余热排出系统(PRHR)的投入能使堆芯维持在安全状态。
  • SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算程序系统CASIR的开发 免费阅读 收费下载
  • 针对超临界水冷反应堆(SCWR)堆芯冷却剂密度沿轴向变化剧烈的特点,开发用于SCWR堆芯稳态物理.热工水力耦合计算的程序系统CASIR-CASIR由改进的压水堆堆芯中子学计算程序和适用于SCWR燃料组件计算的子通道热工.水力程序组成,具备调整堆芯下腔室入口流量分配的功能。针对CSR1000双流程的SCWR首循环堆芯,通过与蒙特卡罗程序对比寿期初时刻计算结果的方式,初步验证CASIR计算SCWR堆芯中子学问题的准确性;通过SCWR堆芯燃耗模拟,以及调整堆芯流量分布使得最大包壳表面温度(MCST)满足设计限值的测试,表明CASIR满足SCWR堆芯设计的要求,可应用于方形燃料组件的SCWR堆芯概念设计。
  • 超临界水冷堆系统分析程序开发 免费阅读 收费下载
  • 详细介绍了自主开发的超临界水堆(SCWR)安全分析程序SCTRAN的数学模型、辅助方程及计算流程。运用圆管内超临界水的喷放实验数据和西屋公司SCWR大破口失水事故(LOCA)数据对SCTRAN程序的有效性进行验证。验证结果表明,SCTRAN计算结果与程序APROS基本一致,对西屋公司SCWR非能动冷却剂系统的事故分析结果同RELAP5-3D程序的结果基本一致,计算结果可靠性较高,具备对SCWR进行事故分析的能力。
  • 超临界水冷堆燃料棒性能分析程序适用性研究 免费阅读 收费下载
  • 根据超临界水冷堆(SCWR)燃料棒的热工水力特点,基于压水堆(PWR)燃料棒性能分析程序的理论模型和计算方法研究燃料包壳的物性模型和超临界水(SCW)与燃料包壳的传热模型,建立适用于SCWR燃料棒的性能分析程序——SCWRPA。采用SCWRFPA和可分析SCWR的热工水力子通道程序ATHAS分别对1/8欧洲超临界轻水堆(HPLWR)燃料组件燃料棒进行计算,其计算结果基本一致。
  • 简单通道内超临界水传热特性实验研究 免费阅读 收费下载
  • 针对各国超临界水冷堆燃料组件设计方案,选取圆管、圆环形通道、方环形通道3种具有热工水力代表性的简单通道,开展超临界条件下水工质的传热特性实验研究。实验结果表明,热流密度、质量流速和压力3种热工参数对不同简单通道传热特性的影响趋势基本一致;在相同质量流速和压力下,换热系数在靠近拟临界温度处存在峰值,且随热流密度的增大而减小;在相同热流密度和压力下,相同主流体焓处对应的换热系数随着质量流速增加而增加;压力对超临界水传热特性影响较弱,仅在拟临界区域内换热系数峰值稍有不同;实验中出现了拟临界区域的传热恶化现象,传热恶化发生时壁温出现局部峰值。
  • 基于二级相变理论的超临界拟临界区划分方法 免费阅读 收费下载
  • 拟临界区通常意义t是指超临界条件下拟临界点附近物性变化剧烈的区域,在该区域内超临界流体的传质、传热行为与亚临界流体有很大不同,传统的亚临界热工水力分析模型已不适用,因此拟临界区是超临界流体热工水力特性研究的重点区域。本文基于拟临界区的热力学性质提出一种新的划分方法,认为超临界条件下高密度流体与低密度流体的转变满足二级相变理论,表面张力消失点为拟临界区的起始点,拟临界温度足相转变点,拟临界区的起始点和终止点满足Ehrenfest相变平衡方程。
  • CFD方法在超临界水冷堆热工水力研究中的应用现状 免费阅读 收费下载
  • 计算流体力学(CFD)数值方法已成为超临界水冷堆热工水力特性分析的重要工具。目前,超临界条件下的CFD数值方法一般直接采用亚临界单相湍流模型,其局限性在于现有的湍流模型难以准确模拟重力和热膨胀加速度效应,在热流密度特别大的情况下,CFD数值方法适用性较差。本文综合介绍了中核核反应堆热工水力重点实验室(RETH)所开展的超临界水冷堆热工水力特性CFD分析。
  • 超临界水流动传热特性影响因素数值模拟研究 免费阅读 收费下载
  • 以计算流体力学(CFD)商业软件FLUENT为计算平台,通过进行网格敏感性分析和湍流模型比较,选取最优化的网格和最佳湍流模型,对圆管和圆环通道内超临界水流动传热特性进行数值模拟,研究通道的几何结构、特征距离lT以及水物性对超临界水流动传热特性的影响。结果表明,热力学当量直径对流动传热特性影响不大,可以忽略;水力学当量直径、特征距离lT以及水的物性都对超临界水流动传热特性有很大的影响。
  • 带螺旋肋的圆环通道内超临界水传热特性数值研究 免费阅读 收费下载
  • 强化单相流体管内强制对流换热的有效措施之一是使流体发生旋转运动。本文采用计算流体力学(CFD)方法,参考已有实验研究,建立起带螺旋肋片圆环通道的流固耦合模型,对该通道内超临界水传热特性进行数值模拟。计算中选取与实验数据吻合较好的湍流模型,研究螺旋肋片对超临界水传热特性的影响。结果表明:螺旋肋片的存在会使通道内表现出传热增强,然而在正常传热工况下,这种强化传热的效果并不明显。螺旋肋片的个数和螺距对传热特性有很大的影响,实际中应予以考虑。此外,热工参数的变化会显著影响肋片两侧局部热点的温升和温度的周向不均匀性。
  • 2×2棒束内超临界水传热特性数值研究 免费阅读 收费下载
  • 复杂通道是介于典型通道和典型栅元之间的几何结构,在通道形状、加热方式等方面更接近于原型组件。本文以小棒束2×2结构为分析对象,采用计算流体力学(CFD)工具分析组件内的温场特征,并讨论热流密度、质量流速等热工参数对通道平均换热系数的影响。结果表明,减小热流密度、增加质量流速都会增强换热。棒束结构的壁面温度分布存在明显的周向不均匀性,固体壁面导热会有效抑制这种周向不均匀性,进而增强通道的换热能力。
  • SCWR候选不锈钢的蠕变性能研究 免费阅读 收费下载
  • 采用RDL50型蠕变持久试验机研究奥氏体不锈钢316Ti、347、HR3C和6XN在550℃/90MPa、600℃/85 MPa、650℃/70MPa和700℃/65MPa条件下的蠕变性能。结果表明,在550℃/90M.Pa条件下,347的蠕变性能最佳,但随着温度的提高,600℃以上HR3C的蠕变性能优势逐渐体现;316Ti在4种条件下的蠕变性能均最差。结合实验数据分析,应力指数n排序为316Ti〉347〉HR3C,激活能Q排序为HR3C〉347〉316Ti,进一步表明了上述3种材料蠕变性能的优劣为HR3C〉347〉316Ti。
  • 316不锈钢蠕变-疲劳交互作用试验研究 免费阅读 收费下载
  • 开展了316不锈钢具有保载时间的蠕变.疲劳交互试验、先疲劳后蠕变以及先蠕变后疲劳的蠕变.疲劳交互试验。在试验数据的基础上,对316不锈钢的蠕变.疲劳交互特性进行分析,采用蠕变、疲劳损伤的线性累积原理对蠕变.疲劳交互后的寿命予以评价。结果表明,先疲劳后蠕变的交互方式对寿命的削减作用最大,其次是具有保载时间的交互方式,而先蠕变后疲劳的交互方式则有助于寿命的延长。针对这一结果采用扫描电子显微镜对试件断口进行观察,从微观角度对试验结果予以解释。
  • SCWR候选不锈钢的低周疲劳性能研究 免费阅读 收费下载
  • 采用MTS材料试验机研究316Ti、347和HR3C奥氏体不锈钢在650%和室温下±0.5%应变幅的低周疲劳性能,并采用扫描电镜对试验后样品进行断口分析。结果表明,347和HR3C不锈钢在室温下疲劳寿命较高,347不锈钢在650℃疲劳寿命也较高。3种材料在两种温度下的弹性变形量均在0.1%~0.15%之间,且滞后回线面积变化不大,这表明弹性变形量与疲劳寿命高低无直接联系。3种材料在两种温度下呈现出不同的循环硬化,饱和行为,316Ti不锈钢的650。c峰值应力与室温峰值应力无明显变化,而HR3C和347不锈钢的差别较大,但316Ti不锈钢的650℃循环硬化效应显著,347不锈钢的硬化效应较低。在650℃低周疲劳试验后,347不锈钢样品断口表面的疲劳条带间距仅为1.87μm,而对于316Ti和HR3C不锈钢则分别达到4.67gm和3.0μm,进一步表明347不锈钢在650℃的疲劳寿命最高。
  • SCWR候选不锈钢的高周疲劳行为研究 免费阅读 收费下载
  • 采用旋转弯曲的加载方式对奥氏体不锈钢347、316Ti、310进行疲劳试验。试验环境为室温下空气中和550℃空气中。对疲劳断口进行扫描电镜(SEM)分析,根据试验数据绘制材料的应力.循环(S-N)曲线。结果表明,3种不锈钢疲劳极限大小顺序为347〈316Ti〈310,与静强度顺序一致;高温会加速试样的氧化,降低材料的疲劳寿命,347不锈钢的下降趋势最大,对温度最敏感;疲劳极限试验与经验公式计算值的比较表明,3种不锈钢具有较好的抗高周疲劳性能;疲劳过程为裂纹源产生、扩展和断裂,疲劳条带宽度在1μm左右的量级,最后断裂区具有韧窝特征,347不锈钢的韧窝中分布着数量较多的大小孔洞。
  • 不锈钢及高温合金在拟临界区的腐蚀行为研究 免费阅读 收费下载
  • 研究3种高温合金和4种奥氏体不锈钢在380℃、25MPa去离子水中的均匀腐蚀行为,使用场发射扫描电镜(FEG-SEM)和X射线能谱仪(EDS)分析不同腐蚀时间的表面氧化膜形貌与合金元素分布。结果表明,实验工况下合金腐蚀增重无明显规律,腐蚀失重均为对数规律;HR3C合金腐蚀失重最小,347合金最大,二者相差一个数量级。所有材料表面均能生成较为完整致密的双层氧化膜,外层相对贫Cr、Ni,缺Mo而富O。316Ti、718、825、800H、HR3C等多种合金出现点蚀,依照成分不同,点蚀区域呈现富Nb、Ti,贫Cr、Ni,缺Mn、Mo等现象。
  • 反应堆数字化仪控系统安全级硬件平台设计及应用 免费阅读 收费下载
  • 开展了反应堆仪控安全级硬件平台的设计和研制。该平台采用X86系列主控制器、智能输入输出(IO)、高速总线的技术框架,按相关标准的要求进行设计和研制,并通过多项型式试验验证,满足指标要求。
  • 《核动力工程》稿约 免费阅读 免费下载
  • 《核动力工程》是中国核能动力学会会刊,是我国核能动力领域的综合性权威学术期刊。摘要被美国《工程索引(Ei)》收录,是我国中文核心期刊、"中国学术期刊综合评价数据库"和"中国科学引文数据库"的源期刊。欢迎国内外核动力专家、学者和广大科技人员投稿。
  • 超临界水冷堆技术研发(第一阶段)综述(肖泽军 李翔 黄彦平 唐睿 罗琦 臧峰刚 李庆 李朋洲 易伟)
    超临界水冷堆CSR1000总体设计研究(李翔 李庆 夏榜样 李满昌 刘龙升)
    超临界水冷堆CSR1000堆芯初步概念设计(夏榜样 杨平 王连杰 马永强 李庆 李翔 刘静波)
    环形元件超临界水冷堆CSR1000A初步概念设计(夏榜样[1] 赵传奇[2] 曹良志[2] 李庆[1] 李翔[1] 李满昌[1])
    可增殖快谱超临界水冷堆物理初步设计计算(于涛 刘紫静 谢金森)
    超临界水冷堆CSR1000反应性控制方法研究(夏榜样 杨平 王连杰 李庆 李翔)
    超临界六角形双排燃料组件性能分析(安萍 王连杰 潘俊杰 芦韡 姚栋)
    一种适用于十字形控制棒的超临界燃料组件设计(朱发文 雷涛 程华旸 庞华 彭园 茹俊)
    超临界水冷堆CSR1000燃料组件子通道分析(杜代全 肖泽军 闫晓 曾小康 黄彦平)
    超临界水冷堆CSR1000流动不稳定性研究(田文喜[1] 田晓艳[1] 冯健[1] 秋穗正[1] 苏光辉[1] 鲁剑超[2])
    CSR1000结构总体设计方案(张宏亮 罗英 李翔 范恒 刘晓 周禹)
    超临界水冷堆堆内构件密封研究(刘晓 方才顺 王留兵 张宏亮)
    超临界水冷堆堆内构件选材研究(周禹 张宏亮 李满昌 唐睿 范恒)
    超临界水冷堆压力容器出口接管和蒸汽腔室热流性能数值分析(李玉光 王小彬 罗英 杨敏 李翔 付强)
    超临界水冷堆专设安全系统设计方案(隋海明[1] 单建强[2] 黄学孔[1] 苟军利[1] 杨洪[1])
    超临界核电厂汽轮机和热力系统的研究(黄学孔[1] 马爱萍[2] 孙奇[3] 隋海明[1] 杨洪[1])
    超临界水冷堆CSR1000大破口失水事故分析(党高健[1] 黄代顺[1] 鲁剑超[1] 高颖贤[1] 单建强[2])
    中国超临界水冷堆完全失流事故分析(张丹[1] 鲁剑超[1] 刘松涛[1] 单建强[2])
    SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算程序系统CASIR的开发(马永强 柴晓明 王育威 潘俊杰 安萍)
    超临界水冷堆系统分析程序开发(吴攀[1] 党高健[2] 苟军利[1] 单建强[1] 姜杨[1] 张博[1] 李翔[2])
    超临界水冷堆燃料棒性能分析程序适用性研究(邢硕 姚栋 尹春雨 庞华 涂晓兰)
    简单通道内超临界水传热特性实验研究(李永亮 曾小康 黄志刚 闫晓 黄彦平 肖泽军)
    基于二级相变理论的超临界拟临界区划分方法(闫晓[1] 臧金光[1,2] 曾小康[1] 黄彦平[1] 肖泽军[1])
    CFD方法在超临界水冷堆热工水力研究中的应用现状(曾小康 李永亮 闫晓 肖泽军 黄彦平)
    超临界水流动传热特性影响因素数值模拟研究(刘蕾 肖泽军 闫晓 曾小康 黄彦平)
    带螺旋肋的圆环通道内超临界水传热特性数值研究(刘蕾 肖泽军 闫晓 曾小康 黄彦平)
    2×2棒束内超临界水传热特性数值研究(臧金光[1,2] 闫晓[1] 黄善仿[2] 黄彦平[1] 于俊崇[1,2])
    SCWR候选不锈钢的蠕变性能研究(梁波 陈乐 唐睿 张强)
    316不锈钢蠕变-疲劳交互作用试验研究(谭晓惠[1] 马建中[1] 刘宇杰[2] 戴振羽[2])
    SCWR候选不锈钢的低周疲劳性能研究(陈乐 唐睿 梁波 张强 刘鸿)
    SCWR候选不锈钢的高周疲劳行为研究(熊茹[1,2] 赵宇翔[2] 乔英杰[1] 张强[2] 王浩[2] 唐睿[2])
    不锈钢及高温合金在拟临界区的腐蚀行为研究(张强 邱绍宇 唐睿 尹开锯)
    反应堆数字化仪控系统安全级硬件平台设计及应用(吴志强[1] 高贺[2] 曾少立[1])
    《核动力工程》稿约
    《核动力工程》封面

    主管单位:中国核工业集团公司

    主办单位:中国核动力研究设计院

    主  编:赵华

    地  址:成都436信箱32分箱

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    电  话:028-85903890

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    国内统一刊号:cn 51-1158/tl

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