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出版文献量（篇）
956
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核工程研究与设计
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Research & Design of Nuclear Engineering
主办单位：
中国核电工程有限公司
ISSN：
CN：
N准/京2140-981721
出版周期：
双月刊
邮编：
100840
地址：
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摘要： 该文概括性地介绍了秦山二期核岛冷冻水系统管道及支吊架布置,以及由于冷冻机组外型尺寸增加及管嘴位置变化,给布置和仪表带来的影响变化....
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摘要： 本文总结了在常规控制策略的核电站中,报警处理系统的设计方法,以及对报警功能在DCS仪控系统中的应用进行了简要介绍....
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摘要： 本文主要结合DEG系统的运行工况,从主工艺角度分析了因改造后DEG冷水机组设备功率增加对DEG系统及整个电站运行的影响.DEG系统改造所选择的新型冷水机组比现有冷水机组的功率增加20kW,经...
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摘要： 本文对岭澳二期核电工程余热排出热交换器的性能进行计算研究,得到了余热排出热交换器的换热功率随流量及管侧人口温度的变化关系.通过对余热排出系统正常运行的初期及末期进行校核,验证了余热排出热交换...
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摘要： 本文主要介绍了在当今核电迅速发展的情况下.作为反应堆冷却剂回路中重要设备之一的主管道设备急需解决其国产化,以及在主管道国产化过程中的研究现状和存在的问题提出了自己的见解.最终,阐释了在核电工...
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摘要： 本文对承受内压的薄壁压力容器圆筒计算公式进行了分析,以厚壁圆筒拉曼公式作为对照比较的基准,比较了ASME-Ⅲ-NC、ASME-Ⅷ-UG-27与RCC-M-C3300和GB150采用的薄膜应力...
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摘要： 本文针对岭澳二期项目操纵员消防行动卡(FAIOp)现场操作指南(以下简称指南)的设计目的、设计方法等进行了概括性介绍,并通过实例引用使读者对FAIOp现场操作具备一个直观的认识,最后也就设计...
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8. 密闭空间作业安全管理摘要： 本文通过对核电项目现场目前采取的密闭场所安全技术措施进行分析和总结,并结合国家相关法律法规、标准规范,对密闭空间作业环境下的有害因素进行归纳和分析,并提出其防护、控制方法及措施,为规范核电项...
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摘要： 核电厂一回路水化学对核电厂运行的经济性和安全性具有至关重要的作用.本文将结合VVER机型的特点,对其一回路中硼酸、氢氧化钾、氨水及其它离子的监测、功能和在不同工况下的浓度进行分析,并将其与M...
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10. 核电站模块式凝汽器安装管理摘要： 方家山核电工程凝汽器采用分块组装方法:即厂内模块制造、现场拼装.凝汽器吊装、凝汽器焊接为凝汽器安装过程中的重点难点.本文主要描述了凝汽器现场吊装、拼装过程,同时也对凝汽器安装过程中产生的问题...
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摘要： 本文在对方家山核电工程设计IED清单应用实践总结的基础上,指出了现行核电工程设计IED清单管理实践中存在的问题,并就IED清单结构、渐进明晰动态管理活动提出了改进建议.期望能给今后核电工程设...
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12. 管壳式换热器换热面积计算摘要： 重点介绍管壳式换热器的换热面积的一种计算方法,编制相应的计算程序,对核电厂的一种管壳式换热器传热面积进行了计算.计算结果优化了换热器的设计,为管壳式换热器换热面积的计算提供了一种方法....
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13. 二代加核电厂泄漏监测能力评估摘要： 核电厂的泄漏监测系统能够监测电厂的异常泄漏,为核电厂运行安全提供保障,二代加核电厂的泄漏监测系统设计应该满足RG1.45(反应堆冷却剂系统泄漏的监测和响应导则)的要求.因为泄漏监测系统是由不...
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14. 秦山核电站水池覆面设计概述摘要： 水池覆面是金属内衬结构.本文以秦山核电站水池覆面的施工设计为基础,对水池覆面的功能、采用的设计方法以及试验验证项目和要求等作了总结,并对覆面设计中材料的选择、应力腐蚀的控制、焊接要求及检漏要...
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15. 三门核电堆外功率量程信号校准分析摘要： 堆外探测器在反应堆运行期间充当着"眼睛"的作用,定期校准堆外探测器对反应堆的安全运行起到非常关键的作用.三门核电由于使用机械补偿(MSHIM)运行策略,堆外探测器校准方法不同于传统电厂.本文...
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16. 核电站核岛海水管道的腐蚀与防治摘要： 冷却水系统关系着核电站的安全.重要厂用水系统作为冷却水系统的重要组成部分,其核岛海水管道的腐蚀问题较为严重.按照水文环境,国内滨海核电站所在海域可分为南部海域、东部海域、北部海域.本文以海水...
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摘要： 文章以秦山第二核电厂1、2号机组作为分析对象,选取代表性的初始状态,分析维修冷停堆工况余热排出系统(RRA)丧失事故.模拟计算一回路微开口维修冷停堆(POSE)和一回路开口维修冷停堆(POS...
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摘要： 某工程高放废液处理设施的甲醛试剂间、主控室、机柜间、剂量监测室和电缆廊采用全淹没式自动灭火系统,选用细水雾开式灭火系统.结合工程设计介绍了细水雾灭火系统的灭火机理、工艺流程、系统组成、控制方...
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摘要： 本文介绍了通用核反应堆严重事故分析程序MAAP4中关于水物性计算的数学模型,并对水蒸气的定压比热、水蒸气的定容比热、水的定容比热、水的比焓、水的饱和压力、水的饱和温度以及水的表面张力7个物性...
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20. 电站污水系统就地控制的优化设计摘要： 介绍了核电站电站污水系统的主要功能及其控制要求,并分析了电站污水系统常规模拟就地控制方式的缺点,提出采用可编程控制器(PLC)实现电站污水系统就地控制的设计优化,并在某三代核电项目中实施....
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摘要： 瑞士PSI学者A.Dehbi基于传热传质比拟方法,结合若干含不可凝气体的水蒸气壁面冷凝实验结果,提出了一个统一的水蒸气-空气-氦气三元混合气体壁面冷凝模型.本文详细回顾了这一模型的推导过程,...
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摘要： 在对AP1000项目非能动堆芯冷却系统(PXS)的主要设备非能动余热排出热交换器(PRHR HX)和安全壳内置换料水箱(IRWST)的设计瞬态进行分析过程中发现,如果功率运行过程中出现PXS...
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摘要： 通过核电丁程项目建设中核电设备制造阶段发现的问题,运用PDCA过程管理方法,策划、实施、检查、改进质量保证体系.解决核电设备制造商应如何建立质量保证体系,为总承包单位提供质量保证.同时,为了...
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摘要： 参考国际上商用的快堆核电厂的工程建设大致可以分为设计、制造、建造、调试和运行五个阶段.调试是快堆核电厂投产前的一个重要工程阶段,在此过程中,需要进行各种必要的试验,以验证安装完毕的各个系统和...
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摘要： 通过分析华龙一号内置换料水箱及过滤器的设计特点,结合换料操作过程中向换料水池和堆内构件池充水的不同阶段的要求,以及所使用的泵的容量,通过分析,本文提出了一种换料充水方案,有利于在较短时间内完...
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摘要： 在核设施运行及退役过程中,会产生大量可燃废物,这些废物主要采用焚烧法进行处理,而生成焚烧灰必须经过必要的处理后才能进行最终处置.本文介绍并分析了焚烧灰超压—水泥固定处理技术,为工程设计人员提...
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摘要： 介绍了后处理厂安全级辐射监测系统RS级气态排出流活度连续监测设备鉴定的基本过程和鉴定试验顺序,对热老化、振动、抗震等关键鉴定试验的要求和有关的技术问题进行了分析....
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摘要： 超临界二氧化碳(S-CO2)具有良好的流动性和传热能力.作为二回路工质具有无毒无害、性质稳定;密度大,无相变;循环效率较高等优点.因此其受到了核能领域的广泛关注.本文对铅冷小堆中超临界二氧化...
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摘要： 随着近年概率安全分析(PSA)技术的日益成熟,核电厂在设计研发过程中越来越多的使用到PSA技术进行分析.通过对初步PSA模型的分析可以对电厂的设计薄弱环节进行识别并提供针对性优化建议和方案,...
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摘要： 一体化推进"不敢腐、不能腐、不想腐"长效机制是党的十八大以来全面从严治党和反腐败斗争实践的科学总结,是健全党和国家监督体系、强化权力运行制约监督的必然要求,是深入推进全面从严治党、巩固发展反...
核工程研究与设计基本信息
| 刊名 | 核工程研究与设计 | 主编 | 袁坤 |
| 曾用名 | |||
| 主办单位 | 中国核电工程有限公司 | 主管单位 | |
| 出版周期 | 双月刊 | 语种 |
chi
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| ISSN | CN | N准/京2140-981721 | |
| 邮编 | 100840 | 电子邮箱 | kjb@cnpe.cc |
| 电话 | 网址 | ||
| 地址 | 北京840信箱科技与国际合作部 |
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