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1. 核工程建设项目的工程管理刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年1期页码:摘要： 从20世纪90年代至今,工程管理学科在国内外得到迅速发展,在不足20年的时间内,已发展成为一门新兴的热门学科.为满足市场的需求,我国目前有351所高等院校设置了各种工程管理专业课程,培养了大...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年1期页码:摘要： 本文根据中子动力学结合热力学的分析,指出不论是快堆(快中子堆)还是热堆(压水堆),它们的安全运行都是基于固有和加强双层安全的原理上.随反应性为间隔或斜坡引入方式,而导致瞬发超临界时,在瞬发过...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年1期页码:摘要： 基于横向积分技术的半解析节块法,在求解方形中子扩散方程中取得了非常良好的效果.基于横向积分技术的六角形中子扩散问题会遇到奇异问题,而通过采用保角变换理论使该问题得到很好的处理,并能够转化为与...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年1期页码:摘要： 非能动停堆技术一直是快堆安全技术研究的热点,受到了国际上研究快堆技术国家的重视.目前,国内也开展了相关技术研究.本文在调研和分析的基础上,从非能动停堆技术的安全特性、技术成熟度和中国实验快堆...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年1期页码:摘要： 本文对中国实验快堆(CEFR)核测量系统调试中出现的电磁干扰现象进行了研究与总结,分析了干扰可能的来源,并介绍了调试中针对不同类型的干扰所采取的解决措施.另外,介绍了快堆核测量系统调试中进行...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年1期页码:摘要： 本文以中国原子能科学研究院预先设计研究的热功率为1 500 MW的驻波堆为模型,以Matlab的Simulink子软件包为仿真平台,通过理论分析、推导,建立了驻波堆各主要部件的模型.包括:堆...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年1期页码:摘要： 快堆设计中充分考虑冗余设计,因此一些冗余设备会有自动切换的要求.还会出现成套设备(几个电气控制设备共同完成一个功能,缺一不可)间有自动切换要求,成套设备内有联锁动作顺序要求.针对这种控制较为...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年1期页码:摘要： 本文应用SCIENCE程序包对157组燃料组件组成的压水堆反应堆堆芯进行18个月换料优化燃料管理研究,给出了采用64组换料组件时的共4个设计方案,每个设计方案给出了从首循环到第8循环共8个循...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年1期页码:摘要： 介绍了具有自主知识产权的反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的物理模型和数值解法.利用ATHAS对西屋四环路压水堆进行全堆芯热工水力子通道分析,并与COBRA-EN和THERMIT-2的预...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年1期页码:摘要： 对热功率800 MW,加速器质子能量600 MeV的铅铋合金冷却的加速器驱动的次临界系统进行了物理特性上的研究和堆芯设计.利用清华大学核研院自主开发的耦合MCNPX2.1.5和ORIGEN2...
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11. 棒控棒位系统数字化设计刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年1期页码:摘要： 文章阐述了棒控棒位系统的主要功能和结构,介绍了国内主要核电站棒控棒位系统的数字化技术,并详细叙述了棒控棒位系统的主要技术方案,通过比较给出了棒控棒位系统国产化的一些技术建议.
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年1期页码:摘要： 在核设施停堆维修过程中,需要对维修工人受到的辐射剂量进行预评估.传统的评估方法是将人体简化为一个质点,无法精确评估不同器官的受照剂量.本文发展了一种基于包围盒策略的人体辐射剂量评估方法,并成...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年1期页码:摘要： 以中国铅基合金冷却示范堆(一种加速器驱动次临界堆)为原型,针对加速器驱动次临界堆的特点,开展了换料系统的概念结构设计和换料流程设计,解决了加速器质子束管阻碍换料系统运动的难题,通过分析换料系...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年1期页码:摘要： 针对中国铅合金冷却研究堆(CLEAR-Ⅰ)的设计需要,提出了一种非能动事故余热排出系统的方案设计.该系统利用反应堆容器外的空气自然循环,把事故工况下的堆芯余热排出到最终热阱.通过CFD数值求...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年1期页码:摘要： 本文阐述了压水堆核电站一回路B-Li水化学工况控制的发展趋势,及其对腐蚀产物、降低剂量率的作用;概括了B浓度、Li浓度及pH值对镍基合金、不锈钢、锆合金的PWSCC敏感性、裂纹扩展速率、腐蚀...
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16. 船用反应堆舱室剂量场分析刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年1期页码:摘要： 根据船用反应堆的实际运行经验和设计特点,以船用压水堆作为研究对象建立船用堆模型.假定在反应堆运行终期堆芯骤然发生事故,利用FCSC源项分析程序计算事故源项,并通过QAD-CGA点核积分屏蔽计...
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17. 中间热交换器建模仿真研究刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年1期页码:摘要： 对于快堆热工水力和仪控系统设计人员来讲,中间热交换器建模仿真十分重要.本文针对中间热交换器采用Matlab/Simulink软件,建立了一种仿真模型,包括两种稳态计算方法和瞬态计算模型.两种...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年1期页码:摘要： ANSYS是国际通用的大型有限元分析软件,具备管道应力计算的功能.SYSPIPE是法国FRAMATOME公司开发的专用于核级管道系统的应力计算和分析程序.利用ANSYS与SYSPIPE对核2...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年1期页码:摘要： 福清核电厂3、4号机组是双堆布置核电厂,两个机组建设设计时间间隔为8～10个月,目前实际施工间隔为23个月.由于是双堆布置核电厂,3号机组部分运行功能使用了4号机组的功能和设备,本文从保证3...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年1期页码:摘要： 智能化工艺系统设计平台技术广泛应用于EPR堆型项目工程核岛工艺系统设计.它是实现核电厂数字化设计的重要组成部分.本文探讨了系统化实现智能化工艺系统设计平台的功能设计、功能实现的方法,以及讨论...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年1期页码:摘要： 本文通过阐述我国大型中放废液贮罐罐底放射性残留物回取工作背景,介绍国内外相关工作情况,对回取装置的研究思路和方法进行了论述并得出了回取装置的初步构想,结合目前国内相关工作的情况,给出了后续在...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年1期页码:摘要： 铀纯化、转化是核燃料循环其中一个环节,其生产过程中会生产生一些副产物和大量的废物,本文通过对我国现有铀纯化、转化设施的工艺技术进行分析,探讨对其废物进行再循环再利用的途径,实现低消耗、低排放...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年2期页码:摘要： 本文介绍了基于模糊控制的中国实验快堆给水调节方案，利用 Matlab simulink 平台搭建了仿真模块，并借助该平台对给水调节方案进行仿真研究，测试了在不同扰动下模糊控制器的控制效果，将...
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24. 单个钠滴燃烧理论分析及实验设计刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年2期页码:摘要： 深入研究单个钠滴的燃烧对研究雾状钠火具有十分重要的意义。本文介绍了单个下落钠滴的燃烧、运动及热传递模型，设计了单个钠滴下落的试验装置，为我国开展钠滴燃烧行为的实验研究提供了基础，并简述了在试...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年2期页码:摘要： 热导率是燃料元件性能分析程序最重要的参数之一，本文介绍了各国部分性能分析程序的燃料热导率模型，按照 MOX和 UO2燃料分类，给出了这些性能分析程序热导率模型的计算结果，并进行分析对比，给出...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年2期页码:摘要： 发展超声成像技术应用于钠冷快堆，对于提高反应堆安全具有重要意义。为此，国外多个国家开展了钠下超声成像技术的相关研究。本文通过对国外超声成像技术在钠冷快堆中的应用论证，以及钠回路实验台架的实验...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年2期页码:摘要： 第三代核电厂是国际上最新型的核电厂,设计上均加强非能动冷却机制的应用。非能动自然对流冷却技术在AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统、非能动安全壳冷却系统以及ESBWR反应堆中均有应用。本文结...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年2期页码:摘要： 对重水堆核电厂停堆冷却剂丧失强迫循环后，单相自然循环热阱的有效性进行了计算分析。通过分析发现，每环路内一台或两台蒸汽发生器可用时，主热传输系统都可以建立稳定的自然循环，排出堆芯热量。一台蒸汽...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年2期页码:摘要： 利用具有自主知识产权的子通道程序 ATHAS对 GE3×3组件进行稳态计算，并将 ATHAS的预测值与实验测量值及其他子通道程序的预测值进行了对比分析，结果表明：ATHAS 能够准确预测GE...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2014年2期页码:摘要： 针对超临界水堆堆芯内流体物性分布非均匀性显著、核热反馈强烈的特点,建立了适用于超临界水堆运行环境的、基于燃料棒层面的精细化堆芯中子学/热工水力耦合方法,开发了子通道程序 NCED-SCWR、...
核科学与工程基本信息
| 刊名 | 核科学与工程 | 主编 | 阮可强 |
| 曾用名 | |||
| 主办单位 | 中国核学会 | 主管单位 | 中国科学技术协会 |
| 出版周期 | 双月刊 | 语种 |
chi
|
| ISSN | 0258-0918 | CN | 11-1861/TL |
| 邮编 | 100048 | 电子邮箱 | nuclse@163.com |
| 电话 | 010-88828681，68462973 | 网址 | www.chinainfo.gov.cn/periodical/hkxygc |
| 地址 | 北京市海淀区阜成路43号 |
核科学与工程评价信息
该刊被以下数据库收录
| 1. | 化学文摘(美) |
| 2. | 中国科学引文数据库 |
| 3. | 日本科学技术振兴机构数据库(日) |
| 4. | 中国科技论文统计与引文分析数据库 |
期刊荣誉
| 1. | 全国中文核心期刊 |
核科学与工程统计分析
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