论文降重
免费查重
出版文献量（篇）
2010
总下载数（次）
5
总被引数（次）
9150
出版文献量（篇）
2010
总下载数（次）
5
总被引数（次）
9150
分享
文章浏览
目录
-
刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年4期页码:摘要： 为防止发生高压熔堆,降低安全壳内氢气燃爆的风险,CPR1000型核电厂采取了一系列的严重事故缓解措施.应用新版的MELCOR 2.1程序,针对有无严重事故缓解措施条件下全厂断电(SBO)事故...
-
刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年4期页码:摘要： 严重事故是指发生堆芯严重损伤的事故,过程极其复杂且具有不确定性.利用系统分析程序MAAP4对压水堆核电站全厂断电严重事故现象进行定性分析,通过得到重要现象的时间节点来了解压力容器内的事故进程...
-
刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年4期页码:摘要： 根据国际原子能机构安全要求SSR-2/1和轻水堆核电厂欧洲用户要求(EUR),新设计核电厂需要考虑设计扩展工况,包括复杂事故序列和严重事故.国内、外核安全法规和技术标准没有给出确定设计扩展工...
-
94. 核电项目突发问题解决机制探讨刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年4期页码:摘要： 核电工程项目一般投资大、周期长,在工程建设过程中,经常要受到多种因素的影响与干扰,而这些因素又大多具有相当的不确定性,工程建设风险很多.对工程建设风险的认识至关重要,针对风险需要制定相应的应...
-
95. 核电厂装卸料机抗震性能分析研究刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年4期页码:摘要： 为了验证装卸料机在地震工况下的安全性和可靠性,结合ASME NOG—1规范,对其计算分析的要求进行了研究,并且应用ABAQUS软件建立了实际核电厂装卸料机的有限元模型,在模态分析的基础上,利...
-
刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年4期页码:摘要： 根据国外核电站运行经验,延长柴油机启动时间,有利于减少运动部件的失效概率,延长柴油机运行寿命.本文应用基于做功时序的柴油机整体状态监测技术,对核电站应急柴油机启动方式的实际调查研究,进一步证...
-
刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年4期页码:摘要： 电机绕组性能退化是影响船用屏蔽泵可靠性的主要因素.本文深入分析船用屏蔽泵电机绕组性能退化机理及影响因素,针对退化数据存在两个退化变量且相关的情况,通过求取退化量联合密度函数时加入Copula...
-
刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年4期页码:摘要： 放射源在核技术应用中有着至关重要的地位,是整个产业链的最上端环节.钴源是核技术应用中常用的放射源和辐照源.目前我国在秦山有两座CANDU-6型重水反应堆生产60Co,尚不能满足我国需求,放射...
-
刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年4期页码:摘要： 作为事故容错燃料的备选技术路线之一,惰性基弥散燃料芯块(IMDP,Inert Matrix Dispersion Pellet)的典型特征之一是具备高热导率.采用通用有限元软件ABAQUS,...
-
100. AP1000乏燃料贮存设施研究刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年4期页码:摘要： 本文根据中国和美国乏燃料贮存设施相关的法规和标准要求,同时对AP1000和AP600的乏燃料贮存设施相关参数进行对比,从乏燃料贮存容量、乏燃料贮存格架设计、乏燃料水池的冷却以及操作平台辐照剂...
-
刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年4期页码:摘要： 针对核电厂反应堆保护系统定期试验的设计方案通用性差、使用维护限制条件多、开发投入成本高等缺点,本文通过研究基于具有完全自主知识产权的安全级数字化仪控平台——NicSys?8000 N的反应堆...
-
刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年5期页码:摘要： 大亚湾核电厂《安全相关系统和设备定期试验监督要求》中规定,在打开了反应堆冷却剂系统的任何操作之后,都需要将一回路压力提升到绝对压力15.8 MPa,执行一回路泄漏率试验.试验超出运行技术规范...
-
刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年5期页码:摘要： CENTER高通量工程试验堆控制棒驱动线考虑到压力容器底部的安装空间紧张采用错层布置方式,需要开展抽插阻力测试、控制棒驱动线落棒试验进行对比,了解错对中值对两种不同布置高度的控制棒驱动线的运...
-
刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年5期页码:摘要： 核电领域高能管线破口喷射对周围重要物项造成破坏,及SEC冷却管线易受海水腐蚀渗漏的问题,现行的处理方法,存在着种种缺陷,针对于此,特发明一种管道增强补漏器,其结构简单实用,能快速有效的处理管...
-
刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年5期页码:摘要： 采用结构化多面体网格和商用CFD软件对反应堆堆芯棒径D=8 mm,栅距比P/D=1.4超临界水冷反应堆内带定位格架类三角形堆芯通道内超临界水流动与传热特性进行研究.研究结果表明:采用SSG湍...
-
刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年5期页码:摘要： 锂热管反应堆是空间核反应堆的主要堆型之一,而锂热管结构材料的性能直接影响着反应堆经济性与安全性.本文以美国新墨西哥大学HP-STMCs锂热管堆芯方案为研究对象,采用SuperMC程序对Nb-...
-
刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年5期页码:摘要： 本文为了更加真实准确的模拟非能动核电机组复杂的热工水力工况,提高事故分析计算精度,开展了非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究.首先应用热工水力系统分析程序RELAP5对AP1000机组...
-
刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年5期页码:摘要： 秦山CANDU重水堆在顺利开展工业60Co放射源生产的基础上,变更D型钴调节棒为医用调节棒,生产医用60Co.医用钴调节棒在设计上与工业钴调节棒有等效的反应性控制能力,但他们细微的差别还是会...
-
刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年5期页码:摘要： 在现在和未来的先进托卡马克装置中,离子回旋频率范围内的快波电流驱动都是一种不可或缺的非感应电流驱动方式.本文利用全波方程得到波电场和磁场分布,代入扩散系数并求解Fokker-Planck方程...
-
刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年5期页码:摘要： 本文开展了铅铋反应堆典型候选结构材料T91和316L钢在温度480℃、氧质量分数10-6％、流速0.3 m/s的铅铋合金环境中600 h的初步腐蚀实验研究.利用显微镜(SEM)、能谱仪(ED...
-
111. 反应堆压力容器制造质量分析模型及应用刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年5期页码:摘要： 反应堆压力容器制造与监造的根本目的在于提高制造质量安全保证.通过建立反应堆压力容器制造质量分析模型,重点分析了制造质量不符合项产生的工艺原因.通过质量分析,有益于提高监造能力,实践"监造是业...
-
刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年5期页码:摘要： 为保证CAP1400非能动大型先进压水堆核电机组钢安全壳(CV)筒体环运输精度控制和施工安全,综合考虑现场实际路况,通过对比液压平板车运输工艺,提出将重载运输系统应用于筒体环运输的新工艺和技...
-
113. 安全壳空气净化系统计算分析刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年5期页码:摘要： M310技术的吸收奠定了我国目前商用核电站设计的技术基础,随着我国核电技术的发展,引进技术不能完全满足新型核电厂的设计.安全壳空气净化系统用于保证安全壳内安全的工作条件,新堆型核电厂的设计与...
-
114. 单根C/C翅片热管传热分析及优化刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年5期页码:摘要： 基于吸液芯纯导热传热模型,建立热管式辐射器传热单元三维数学模型.使用PHOENICS程序对模型进行求解,得到铜和C/C两种翅片热管稳态运行时的工作特性.与铜翅片相比,C/C翅片整体等温性更好...
-
刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年5期页码:摘要： 压水堆应急柴油发电机组在失去全部厂外电源的情况下(正常,故障或事故工况),能够为保证核电机组安全停堆和保证应急厂用系统执行相关功能的设备提供电能.我国自主研发的三代核电机组,采用能动+非能动...
-
刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年5期页码:摘要： 对乏燃料剪切机运行状态进行监测和故障诊断是保证其正常运行,避免酿成严重事故的重要保障.剪切机的工作噪声中包含了丰富的信息,采集后经小波包变换提取其能量特征后可以很好地表征剪切机的故障状态.本...
-
117. 池壳式研究堆全厂断电应对策略研究刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年5期页码:摘要： 池壳式布置常用于较高功率和较高压力的研究堆,堆本体采用压力壳方式,同时将压力壳浸入水池,有利于采用非能动方式导出堆芯余热,在全厂断电事故后,她有多种可能的余热导出方式.本文采用Relap5程...
-
118. 核电厂主控室火灾场景分析及风险评价刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年5期页码:摘要： 主控室是核电厂火灾概率安全评价的主要关注对象之一.本文对典型核电厂的主控室火灾场景进行分析并对由其导致的反应堆堆芯损坏频率进行计算评价,主要使用事件树方法演绎火灾场景,通过火灾模拟计算确定火...
-
刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年5期页码:摘要： 采用合理的方法和假设对"华龙一号"蒸汽发生器传热管破裂事故时最大蒸汽排放量进行计算分析,并将最大蒸汽排放量独立验证计算结果与初步安全分析的计算结果进行了对比分析,二者的相对误差为2％,计算结...
-
刊名： 核科学与工程发表期刊： 2018年5期页码:摘要： 停堆功率水平对主蒸汽管道破口质能释放速率和释放总量影响较大,因此有必要研究分析主蒸汽管道破裂事故工况下停堆功率对安全壳完整性影响,以得到安全壳失效的安全裕度.应用非能动安全壳分析程序,建立了...
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
被引趋势
(/次)
(/年)
学科分布
研究主题
推荐期刊
- 期刊分类
- 最新期刊
- 期刊推荐
- 相关期刊
