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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： 乏燃料贮存格架是用于贮存换料后的乏燃料组件的重要设备,其自由放置在核电厂乏燃料水池中,在地震载荷下的响应属于非线性响应,包含了各种复杂的运动:滑移、碰撞、扭转、倾覆等.为了准确描述上述非线性...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 在核电站主设备设计阶段,通常采用反应谱分析方法或时程积分方法对设备进行抗震能力分析.为获得多个间隙造成的地震非线性因素影响,本文以控制棒驱动机构(CRDM)为例,基于ANSYS软件,采用了改...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 蒸汽发生器是排出反应堆堆芯产生热量的主要设备,是反应堆冷却剂系统压力边界的一部分.其为抗震Ⅰ类设备,须对其进行地震反应分析.本文建立了蒸汽发生器地震反应分析模型,地震反应分析模型包含汽水分离...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 根据相关理论,对电加热器周围的水进行等效处理,同时根据电加热器的结构和支撑特点,研究电加热器的模型简化方法.使用有限元软件ANSYS,采用梁单元建立电加热器有限元模型,并进行模态分析和谱分析...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 压紧弹性环位于压紧部件法兰与吊篮部件法兰之间,将吊篮结构压紧并定位于反应堆压力容器内.本文应用秦山核电站压紧弹性环组件分析时的方法,对AP1000和LPP压紧弹性环采用了解析解和数值解的计算...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 在集总参数表征的场地动阻抗框架内,国内外主要核电厂抗震设计规范均推荐单一常系数弹簧-阻尼器并联体系表征均质场地动力模型.结合土-结构相互作用数值分析的最新发展,本文以CPR 1000型反应堆...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 抗震试验是设备鉴定的一部分,AP1000核电设备的抗震鉴定相比于传统抗震鉴定有了新的要求和方法.为满足AP1000核电设备的抗震鉴定要求,本次试验与传统抗震试验有所不同.本文以完成的主控室盘...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 主控室盘台具有功能性要求,鉴定结果的可靠性十分重要,必须对分析使用的模型加以验证以确保模型尽可能地还原试验件的真实情况,特别是动态特性的情况.本文通过描述SRO盘台试验件的模型验证流程,简要...
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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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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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11. 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： 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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13. 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： 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： 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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17. 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： 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： 在反应堆设备系统分析时如何准确模拟其中的非连续结构一直是个难点.为了研究和准确模拟堆内构件吊篮定位板的非线性特性,通过ANSYS软件建立吊篮、堆芯围筒和吊篮定位板接口的有限元模型,研究吊篮定...
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20. 非能动氢复合器的应力分析和评定刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 非能动氢复合器是核电站重要的安全屏障,能够避免核电站因氢气积聚而引发的燃烧和爆炸.在福岛核事故之后,国内外核电站更加重视非能动氢复合器的作用.本文主要研究非能动氢复合器在地震和LOCA工况下...
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21. 熔盐堆用冷冻阀的热-结构特性研究刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 反应堆安全是任何核能系统开发与设计的重要组成.冷冻阀是熔盐堆的核心技术之一,其热力学特性直接关系到熔盐堆核能系统的固有安全.本文旨在通过研究冷冻阀的热-结构特性并进行优化,探索可靠的安全设计...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 基于ABAQUS有限元分析软件,对AP1000核电厂中的CA模块转角部位在不同内力工况下进行了详细的有限元分析,分析研究了CA模块转角部位在不同内力工况下的破坏部位及破坏状态,得到了不同内力...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： FAC造成二回路管道的壁厚减薄,致使管道的强度降低,当管道减薄到一定程度时,管道会发生破裂,容易引起严重的安全事故.本文针对管道FAC壁厚减薄问题,建立了完整的分析评定路线.重点介绍以API...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 堆芯支承块用以限制堆芯吊篮的周向转动,其结构完整性影响反应堆的安全运行.为保证堆芯支承块的结构完整性,本文建立CAP1000反应堆压力容器下封头、堆芯支承块及部分筒体的三维有限元模型,进行热...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 模块化设计和建造方法是AP1000第三代核电厂特点之一,但同时也面临着大型模块的吊装挑战.本文基于ANSYS大型有限元计算软件,对AP1000核电厂中大型结构模块CA01进行了吊装工况下的有...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 在放射性物质的运输过程中,安全问题至关重要.放射性物质运输审查过程中,运输容器能承受跌落冲击分析是非常重要的内容.本文采用LS-DYNA显式瞬态分析软件,对放射性物质运输容器的跌落冲击分析方...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 为评估堆外蒸汽爆炸的压力脉冲对堆腔结构的完整性可能造成的破坏,建立了蒸汽爆炸对堆腔结构影响的评估方法.首先,进行蒸汽爆炸荷载作用下的堆腔结构抗弯和抗剪承载能力的验算；其次,建立了堆腔结构的弹...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 第3代非能动核电站中引入了DN350爆破阀.爆破阀设计中需要计算开阀所需的活塞动能,以确定合适的火药量.使用LS-DYNA程序对活塞撞击切断剪切盖端板过程进行动态仿真计算.计算中建立多部件模...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 核电厂蒸汽干燥器上裂纹的存在威胁电厂的正常运行,导致电厂计划外停堆和低功率下运行.研究表明,主蒸汽管线中的声共振现象及由此产生的声载荷是造成干燥器严重裂纹失效的主因.由于干燥器结构的复杂性和...
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刊名： 核技术发表期刊： 2013年4期页码:摘要： 堆芯跌落事故会造成堆芯吊篮及支承结构跌落并对压力容器内表面形成冲击,为保证反应堆功能完整性,采用Ludwik扩展来拟合材料应力-应变曲线,考虑堆芯自重、浮力、热膨胀等因素的影响,计算了材料在...
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 |
核技术统计分析
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