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核技术
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本刊为中国核学会会刊，是中国核研究领域中最重要的期刊之一，中国中文核心期刊，被引频率最高的500种中国科技期刊之一，中国科学引文数据库、中国万方数据库、中国清华同方数据库收录源期刊与核心期刊。主要刊登实验与应用核物理，放化与辐射化学，核测量方法与仪器，以及核技术在科学研究、工业、农业、医学生物等方面的应用的创造性成果。
主办单位：
中国科学院上海应用物理研究所
中国核学会
期刊荣誉：
2000年中科院优秀期刊奖
EI收录期刊
中国中文核心期刊
ISSN：
0253-3219
CN：
31-1342/TL
出版周期：
月刊
邮编：
201800
地址：
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 控制棒组件在事故工况下的落棒时间是保证核电站安全运行的重要参数之一.控制棒组件下落过程中弹性结构会与流体发生耦合作用并引起结构的横向振动,较大的横向振动位移会导致控制棒组件与导向管之间发生相...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 传热管流致振动是核电厂蒸汽发生器传热管失效的主要原因之一,在核电厂设计蒸汽发生器时,需对蒸汽发生器传热管流致振动问题进行分析.传热管与支撑板及抗振条之间存在小尺度间隙,这类间隙具有非线性效应...
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63. 管道泄漏率计算模型研究和程序开发刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 在破前漏(LBB)技术的应用中,需要计算通过裂纹的泄漏量.本文根据均相非平衡流理论建立了泄漏率的计算模型,并将计算结果与试验结果对比.结果显示,大部分计算得到的泄漏量与实验测量的泄漏量的偏差...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 在核电站管道破前漏设计(LBB)过程中,需要对管道的关注部位假设一个贯穿裂纹,然后计算该裂纹在正常运行工况下的裂纹张开位移(COD)以及流体泄漏率,从而验证管道LBB设计准则的适应性.本文介...
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65. AP1000核岛主泵流场数值模拟刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： AP1000反应堆冷却剂系统的设计中,反应堆冷却剂泵(RCP)直接焊接在蒸汽发生器(SG)腔室封头上.这样的设计使得蒸汽发生器下腔室和主泵入口段的流场复杂化,有可能在蒸汽发生器下腔室出口或主...
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66. 阀门共振腔声源特性的数值研究刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 近年来,随着新建核电厂功率的不断提升和在役核电厂的升功率,部分核电厂的蒸汽干燥器出现了疲劳开裂问题.研究认为,该问题是由主蒸汽管道上的阀门腔体中产生了流致声共振而引起的.为了深入了解阀门声共...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 随着核电厂采用提升功率的方式提高发电效益,蒸汽发生器中的干燥器部件容易受到较高的脉动压力载荷而导致声疲劳.本文介绍了蒸汽发生器干燥器声疲劳试验方案:蒸发器上腔室缩比模型研究.利用计算声学软件...
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68. 泰勒涡对间隙流体传热的影响刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 核电主泵上飞轮外侧狭窄流道中的间隙流体受高速旋转的飞轮影响可能会产生泰勒涡的流动现象,从而加速了间隙处流体的热量交换.主泵结构温度场分析需要通过对上飞轮处的流体分析来提供设计输入.本文使用C...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 为验证反应堆一体化堆顶组件的设计能否满足功能要求,采用计算流体力学(CFD)方法对CAP1000改进设计的一体化堆顶组件冷却系统进行流场分析,获得了冷却系统的流场分布,从而为不同工况下的风机...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 通过对某核电厂承压设备在役检查发现缺陷后的处理计算,阐述了基于线弹性断裂力学机理的裂纹扩展的计算分析和评定方法,计算方法中考虑了缺陷深度和长度的耦合作用.并在此基础上,运用Visual C+...
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71. 反应堆压力容器缺陷的断裂评定刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 某反应堆压力容器在役UT检查时发现一处缺陷,为确保RPV在服役期限内的结构完整性,有必要进行RPV缺陷的断裂力学分析研究.根据ASME规范,将该缺陷假定为裂纹深度为10.1 mm的环向内表面...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 我国在役和新建的大部分核电厂在主管道上应用了破前漏技术,针对该技术ASME采用净截面屈服准则对完全塑性断裂进行缺陷评定,大量研究表明,净截面屈服准则高估了结构的承载能力.本文采用有限元方法模...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 异种金属焊接接头是核电系统内部易损部件,为保证其安全使用,需要对其进行准确的完整性分析.为了理解含缺陷异种金属焊接接头的断裂表现,确定现有程序对异种金属接头评定的适用性.本文对镍基合金52M...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 为探索适合我国核电站反应堆压力容器(RPV)在承压热冲击(PTS)条件下基于概率断裂力学(PFM)的结构完整性评定方法,本文以含周向内表面裂纹圆筒体为对象,研究其在PTS条件下的响应和结构完...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 反应堆压力容器结构完整性是核电厂运行及延寿时需重点关注的问题之一.特别是承压热冲击(PTS)工况下反应堆压力容器结构完整性的验证工作对电厂能否安全运行有重要意义.为验证AP 1000反应堆压...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 随着LBB技术的发展和应用推广,可运用详细的裂纹扩展分析技术,通过周密的分析论证,以证明带缺陷管系在使用寿期内同样能够满足SRP3.6.3中关于LBB技术应用的、与泄漏探测能力、裂纹稳定性和...
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77. 管道内表面非中心裂纹扩展研究刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 管道非中心裂纹和中心裂纹扩展规律有所不同,有必要进行研究.目的是得到管道内表面非中心裂纹的扩展规律和路径.采用有限元软件ABAQUS,建立了含非中心内表面裂纹管道的三维线弹性有限元模型,利用...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 弯管作为核电站管系中重要的组成部分,其压力边界的完整性直接影响到核电站的可靠运行.因此,对含缺陷的弯管区进行相应的分析来评价其是否满足安全性要求很有必要.分析评价用到的主要断裂力学参数是应力...
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79. 含表面裂纹板的概率断裂力学分析刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 压力容器等大型结构的安全性与初始裂纹的位置及尺寸、材料性能参数等不确定因素有关.概率断裂力学方法将不确定性参量作为随机变量处理,可较好地减小不确定因素对结构完整性评定的影响.本文对含表面半椭...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 磨损是蒸汽发生器传热管一种常见的缺陷类型,磨损缺陷是影响传热管安全性的重要因素之一,需要根据管材的具体结构尺寸,制定适用的结构完整性评价方法.为了确定含矩形缺陷蒸汽发生器传热管的剩余强度,本...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 用以夹代焊为热输出的测试方法,揭示对高温应变片热输出的影响.通过分析热输出的影响因素,对高温应变片在安装试件材料和基底材料线膨胀系数不匹配情况下的热输出测试进行了探索.对悬空、夹持、点焊等各...
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82. 核一级三通管热疲劳研究刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 钠冷快堆在启动和停止过程中会产生大的热应力,多次循环之后容易产生热疲劳损伤,特别是在三通管连接区域.本文将研究不同角度对三通管热疲劳性能的影响.通过ANSYS计算不同角度三通管道的热应力,确...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 设备疲劳设计中存在诸多不确定因素,而使用概率方法可以辅助设计.为得到某平板封头连接区域疲劳可靠性,本文考虑结构几何尺寸和载荷不确定性,使用可靠性分析方法对其进行疲劳可靠性分析.计算结果表明,...
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84. 防断组件及其支承柱高周疲劳分析刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 反应堆堆内构件是反应堆冷却剂系统中的重要设备,其设计结构要求在全寿期内保持高度可靠性.在国内外核电厂运行过程中,曾发生堆内构件因流致振动而出现故障和损坏事件,直接影响了反应堆的安全运行和经济...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 在设计阶段考虑环境对疲劳的影响是第三代核电站一回路主设备设计的关键技术之一,本文介绍了ASME规范Code Case N-792对轻水堆(LWR)一级承压设备考虑环境影响疲劳时的环境影响疲劳...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 为了确保电厂的安全运行,随着反应堆压力容器(RPV)服役时间的延长,需要及时评估其由实际运行瞬态导致的疲劳损伤.以RPV的实际运行监测数据为基础,对照设计瞬态,统计了电厂运行以来的实际运行瞬...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 为了研究316不锈钢在蠕变-疲劳交互作用下的影响,开展保载时间的蠕变-疲劳试验和两级加载蠕变-疲劳试验,后者包括先疲劳后蠕变和先蠕变后疲劳两种蠕变-疲劳交互试验.在上述三种试验数据基础上,对...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 为提高核电设备缺陷评定的准确性,需要考虑裂尖拘束对材料断裂韧性的影响.如何找出一个统一的参数以表征复合拘束,是目前断裂力学研究的主要问题之一.本文采用有限元模拟的方法,分析了εp等值线所围面...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 压水堆核电站中低合金钢压力容器接管和不锈钢主管安全端的连接是个异材焊接件,位于压力边界的关键位置,在一回路高温水环境中服役.90年代以来,美国、瑞典和日本等国家若干压水堆核电站的异材焊接件发...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 高温蠕变性能是反应堆材料性能评价的一个重要指标,为降低试验成本、辐射剂量及加强辐照试验的穿透度,用非常规微小试样已成为试验研究的趋势.用微小片状试样进行高温蠕变试验.为避免高温氧化对材料性能...
核技术基本信息
| 刊名 | 核技术 | 主编 | 马余刚 |
| 曾用名 | |||
| 主办单位 | 中国科学院上海应用物理研究所 中国核学会 | 主管单位 | 中国科学院 |
| 出版周期 | 月刊 | 语种 |
chi
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| ISSN | 0253-3219 | CN | 31-1342/TL |
| 邮编 | 201800 | 电子邮箱 | lhb@sinap.ac.cn |
| 电话 | 021-59557478 | 网址 | www.j.sinap.ac.cn |
| 地址 | 上海市800-204信箱 |
核技术评价信息
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期刊荣誉
| 1. | 2000年中科院优秀期刊奖 |
| 2. | EI收录期刊 |
| 3. | 中国中文核心期刊 |
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