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核安全2015年第1期出版文献
出版文献量(篇)
1115
总下载数(次)
6
总被引数(次)
2826
核安全
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投稿
Nuclear Safety
JST
影响因子
0.3667
本刊是国家环境保护总局主管,国家环保总局与辐射安全中心主办的指导性综合期刊。其宗旨是宣传和阐述我国核安全方针、政策、法规和标准,研讨核安全技术和管理问题,总结和交流核安全方面的研究成果和管理经验,普及核安全知识,介绍和报道国内外涉及核安全方面的信息与动态,促进我国核能、核技术应用事业的发展。主要读者对象为核安全监督管理部门工作人员、核安全和辐射安全监督管理专业技术人员、民用核设施设计、建造和...
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主办单位:
国家环境保护总局核安全中心
ISSN:
1672-5360
CN:
11-5145/TL
出版周期:
双月刊
邮编:
地址:
北京市
出版文献量(篇)
1115
总下载数(次)
6
总被引数(次)
2826
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目录
1.
核电厂运行许可证延续(OLE)安全监管的对策
作者:
崔满满 石秀强 窦一康 邹建平 韩镇辉 龚嶷
刊名:
核安全
发表期刊:
2015年1期
页码: 
1-11
摘要:
核电厂在运行许可证到期前须为延续还是退役做出决策,从经济角度而言前者显然是最佳选择,并且根据国外经验的确存在较大可能性.目前国际上主流的核电厂运行许可证延续安全监管策略主要分为美国的执照更新...
2.
核电厂主变压器制造过程中的监管要点
作者:
刘鹏 孔静 赵大为 赵颖兵 陈子溪
刊名:
核安全
发表期刊:
2015年1期
页码: 
12-18
摘要:
核电厂主变压器是用于核电厂电能传输的重要电气设备,也为机组的稳定运行提供了可靠保证.本文介绍了将核电厂主变压器纳入核安全监管体系后,在其制造过程中监督检查的目的、流程、重点检查内容和要求、检...
3.
10MW高温气冷实验堆安全分析要素的定期安全审查
作者:
李富 石磊 郑艳华 陈福冰
刊名:
核安全
发表期刊:
2015年1期
页码: 
19-24
摘要:
10 MW高温气冷实验堆(简称HTR-10)是我国第一座模块式高温气冷堆,由清华大学核能与新能源技术研究院(核研院)设计.按照我国核安全法规的要求,并经过国家核安全局的批准,核研院于2012...
4.
关于增加核电厂场外应急撤离时间管理要求的建议
作者:
侯杰 李雯婷 杨玲 林权益 王瑞英 郜建伟
刊名:
核安全
发表期刊:
2015年1期
页码: 
25-31,18
摘要:
在制定核电厂应急撤离计划和应急决策时,撤离时间估算是一项重要的技术支持手段.本文根据我国场外应急撤离的管理要求现状,借鉴美国撤离时间估算的相关经验,对核电厂场外应急撤离时间问题进行了分析,同...
5.
关于地震危险性曲线形状参数和地震动反应谱调整系数的探讨
作者:
荆旭
刊名:
核安全
发表期刊:
2015年1期
页码: 
32-37
摘要:
本文概述了美国核管会(NRC)在管理导则RG1.208中推荐确定电厂特定地震振动的基于性能(PB)的方法,该方法用来确定新建核电厂的安全停堆地震动(SSE).对于美国中东部地区(CEUS),...
6.
AP1000与EPR机组在役检查的差异性比较与分析
作者:
孙海涛 王臣 盛朝阳 高晨
刊名:
核安全
发表期刊:
2015年1期
页码: 
38-44
摘要:
定期对核电厂实施在役检查是保障核电厂安全运行的重要手段之一.本文通过对国内第三代核电机组适用的在役检查相关法规标准的解读,结合AP1000机组与EPR机组的机械设备核心设备的各自设计特点,分...
7.
低压安注泵特性曲线偏离的系统修正方法研究
作者:
刘文学 李军 皮耀 赵斌 郭新海
刊名:
核安全
发表期刊:
2015年1期
页码: 
45-49
摘要:
从国内某二代改进型核电厂低压安注泵特性曲线偏离这一问题出发,分析了安全注入系统低压安注泵的性能要求特点.通过计算及对比低压安注泵可用汽蚀余量和必需汽蚀余量,从系统设计和调试角度提出了修正方法...
8.
不同法规关于核动力厂竖向地震动要求的分析
作者:
侯春林 李小军 杨宇 潘蓉 王树国
刊名:
核安全
发表期刊:
2015年1期
页码: 
50-55,37
摘要:
基于竖向地震动在核动力厂抗震分析及其在设备抗震试验鉴定中的重要性,本文总结了中国核电工程引用的法规在竖向地震动方面的规定,依据各个法规内容解读可能确定的竖向地震动,从而确定了4种相应的竖向地...
9.
国内外部分小型压水堆安全特性比较分析
作者:
刘晓壮
刊名:
核安全
发表期刊:
2015年1期
页码: 
56-59,77
摘要:
随着核电行业的发展,尤其是福岛事故之后,小型反应堆因具有放射性源项小、结构简化与大型压水堆相比有独特优势的特点,引起了人们的关注.美国、日本、俄罗斯和韩国等相继开发了小型堆技术,我国也相继开...
10.
AP1000核电厂蒸汽发生器主管道发生小破口事故情况下氢气源项分析
作者:
吕雪峰 陈彦霖 马国航 黄雄
刊名:
核安全
发表期刊:
2015年1期
页码: 
60-64
摘要:
本文采用一体化严重事故分析程序,以AP1000核电厂为研究对象,在以1#SG隔间主管道发生的小破口冷却剂丧失事故情况下,针对不同的破口尺寸及破口位置对氢气源项的影响进行分析.结果表明,氢气的...
11.
从设计与制造上的源头提升三代核电设备安全性和可靠性的基本思考
作者:
赵飞云
刊名:
核安全
发表期刊:
2015年1期
页码: 
65-70,94
摘要:
本文结合三代核电对设备自主化和国产化的要求,讨论了标准化设计体系、先进核电标准体系、合格供应商体系、仿真与快速制造技术体系、设计制造单位联动体系等三代核电设备的设计和制造保障体系的建设,探讨...
12.
核电厂标准设计审查的初步研究
作者:
刘宇 庞宗柱 张弛 柴国旱
刊名:
核安全
发表期刊:
2015年1期
页码: 
71-77
摘要:
通过对国外核电厂标准设计发展历程的梳理以及监管机构对标准设计的定位和监管流程的研究,结合我国近期对CAP1000型核电项目的监管创新探索和具体的技术审查实践,提出审查中关键事项,梳理未来标准...
13.
反应堆石墨废物最小化研究进展
作者:
姜子英 张燕齐 於凡 李红 温保印
刊名:
核安全
发表期刊:
2015年1期
页码: 
78-84
摘要:
反应堆中的石墨废物体积庞大并且含有长寿命放射性核素,是放射性废物管理的难点.本文介绍了国际上放射性石墨废物处理技术、部分国家石墨废物处置策略和替代方案研究的进展;分析总结了石墨分类处理处置策...
14.
核电蒸汽发生器热工水力分析程序研究现状与进展
作者:
姚伟达 姚彦贵 祖洪彪
刊名:
核安全
发表期刊:
2015年1期
页码: 
85-94
摘要:
本文介绍了核电蒸汽发生器几种典型的热工水力分析程序,阐述了一维稳态热工水力分析程序GENF、一维瞬态热工水力分析程序TRANFLOW和三维稳态/瞬态热工水力分析程序ATHOS的分析模型、原理...
核安全基本信息
刊名
核安全
主编
曾用名
主办单位
国家环境保护总局核安全中心
主管单位
出版周期
双月刊
语种
chi
ISSN
1672-5360
CN
11-5145/TL
邮编
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