核科学与工程2018年第4期出版文献-钛学术文献服务平台

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出版文献量（篇）

2010

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9150

核科学与工程

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Nuclear Science and Engineering

CA CSCD JST CSTPCD

影响因子 0.3332

本刊为中国核学会主办的国家一级学报，被多家国际著名检索系统收录，并被列为核领域的中文核心期刊。主要发表核领域有新成果的研究论文，并对核领域的重大科研事件或活动进行报道。

主办单位：

中国核学会

期刊荣誉：

全国中文核心期刊

ISSN：

0258-0918

CN：

11-1861/TL

出版周期：

双月刊

邮编：

100048

地址：

北京市海淀区阜成路43号

出版文献量（篇）

2010

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9150

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热门刊内文献

年度刊次

1. 压水堆燃料组件结构搅混格架动态屈曲仿真研究

作者：张玉相郭严

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 533-539

摘要：结构搅混格架作为压水堆燃料组件中的关键部件,由于结构复杂,一直是燃料组件设计的重点和难点.本文采用有限元分析软件建立17×17结构搅混格架有限元分析模型,对其在冲击载荷作用下动态屈曲过程进行...
2. 典型压水堆运行工况下活化腐蚀产物及剂量率计算分析

作者：张君南张竞宇李璐陈义学

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 540-545

摘要：压水堆很大一部分的职业照射剂量来自于非辐照区管壁与冷却剂接触时沉积的活化腐蚀产物.为计算典型核电厂主回路中活化腐蚀产物产生的辐射场,本文建立基于浓度差驱动原理的活化腐蚀产物迁移模型模拟了典型...
3. AP1000首堆非能动堆芯补水箱(CMT)再循环试验流量分析方法研究

作者：王中立

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 546-556

摘要：堆芯补水箱(CMT)再循环试验是AP1000的首三堆试验,目的是验证CMT再循环流量满足应急补水和硼化的安全功能要求,通过测量试验流量来证明满足安全分析要求(验收准则),因此试验成功的关键是...
4. 有限元方法在破前漏临界裂纹计算中的应用

作者：张雷房永刚甄洪栋罗晶

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 557-562

摘要：破前漏(LBB,Leak-Before-Break)技术多应用于轻水堆核电站高能管道的设计中,该技术是一种通过确定论的断裂力学评价和泄漏率计算,配合泄漏监测等手段论证高能管道不会出现双端剪切...
5. 蒸汽发生器泥渣收集器设计分析与优化

作者：崔素文杨芝栋秦加明莫少嘉

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 563-568

摘要：采用计算流体动力学方法,对蒸汽发生器泥渣收集器进行热工水力计算,旨在得到泥渣收集器内部的流场分布、评估泥渣收集器的性能并计算泥渣收集速率.另外,假定入口有不同直径的外来物颗粒,计算分析泥渣收...
6. 超临界水冷堆CSR1000恒压启动特性研究

作者：刘亮周涛夏榜样李子超陈杰

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 569-576

摘要：以中国超临界水堆(CSR1000)为研究对象,参考日本超临界轻水堆恒压启动系统和超临界锅炉机组启动方式,编制了CSR1000超临界水堆恒压启动分析程序.计算结果表明,CSR1000采用恒压启...
7. 非线性迭代法在CANDU堆堆芯中子物理计算中的研究

作者：刘志宾王兵树马进

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 577-584

摘要：利用幂法和SOR非线性迭代法求解两群中子扩散方程.在CANDU堆的数值计算结果表明:本方法比内循环采用SOR、外循环采用Wielandt结合源外推法在运行速率和迭代次数上要更好;同时迭代过程...
8. 压水堆辐照监督管中子注量计算方法改进研究

作者：包鹏飞石秀安苏耿华

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 585-589

摘要：总结分析了目前压水堆辐照监督管中子注量的工程计算方法和流程.通过理论研究和敏感性分析,提出了部分改进的计算方法.根据实际核电厂辐照监督管快中子注量计算结果与实测值的比较,证明了本文提出的改进...
9. 铅冷行波堆堆芯物理设计及中子学特性分析

作者：孙燕婷柏云清洪兵王明煌邹小亮

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 590-597

摘要：行波堆是一种先进的核能系统,可以通过堆内易裂变核素和可转换核素的优化布置,在寿期内能够保持易裂变核素的总量恒定从而维持堆芯有效增殖因子稳定.铅基材料作为冷却剂不仅具有优良的热工性能和化学安全...
10. 辐照监督管中Ni测量快中子注量率低泄漏修正研究

作者：刘开弟吴清丽唐锡定操节宝王云波邹鹏

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 598-601

摘要：核电站反应堆运行一段时间后改为低泄漏装载,这种将深燃耗元件布置在最外区与最初最外层布置新元件两种装载对辐照监督管的中子注量率影响很大,在辐照监督管中子注量测量中必须对其进行修正,这种低泄漏修...
11. 论合金690在压水堆蒸汽发生器二次侧的铅致应力腐蚀

作者：王孝宇

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 602-608

摘要：合金690抗腐蚀性能优异,但对铅致应力腐蚀较为敏感.作为被广泛应用的压水堆蒸汽发生器传热管材料,合金690的铅致应力腐蚀对核电站安全运行提出了挑战.通过详细介绍铅致应力腐蚀的机理及影响因素,...
12. 核岛管道阻尼器低速摩擦阻力限值分析

作者：范曼蓉

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 609-612

摘要：核岛管道和设备上常设置液压阻尼器来保护管道或设备免受地震或其他突发震动而损坏,阻尼器的性能参数至关重要,低速摩擦阻力限值是其中的一个重要参数.但由于规范的缺乏,参数的确定无明确的依据,国内外...
13. 基于FDS的核电厂主控室火灾PSA研究

作者：史强吴晓燕李晓洋石兴伟罗志飞

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 613-617

摘要：主控室火灾是核安全领域的重要课题,一旦发生事故,会危及操纵员和设备安全,进而影响到核电厂运行和安全停堆的控制,导致堆芯损坏.本文在介绍主控室火灾特点的基础上,在国内率先将火灾动力学模型FDS...
14. "华龙一号"(HPR1000)稳压器排放管力学分析及布置优化研究

作者：宋祖荣李海涛沈伟熊冬庆赵立彬邓冬

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 618-623

摘要：针对RCC M规范要求和工程上现有CPR 1000稳压器排放管存在的振动问题,对HPR1000稳压器进行了力学分析,并对其管道布置进行了优化.采用PIPESTRESS软件对HPR1000稳压...
15. 核电周边人员撤离能力评估技术研究

作者：侯杰李雯婷杨玲林权益王瑞英郜建伟

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 624-631

摘要：本文基于"核电周边人员应急撤离的虚拟现实模拟系统"对秦山和福清两个场址周边人员的应急撤离进行了评估,计算得到了在各种情景下的应急撤离时间,分析了影响撤离时间的关键因素,为优化撤离方案、查找撤...
16. 非能动安全壳冷却系统设计研究

作者：刘长亮李军李晓明

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 632-639

摘要：安全壳是事故后防止放射性释放到环境的最后一道屏障,有效的安全壳冷却可以避免由于大量质能释放到安全壳引发的安全壳超压失效事故.随着安全监管要求的提高和技术的发展,各国都提出了非能动的安全壳冷却...
17. ATWS事故应对要求及在研究堆中的应用研究

作者：关仲华冉旭吴鹏喻娜张丹陈宏霞

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 640-647

摘要： ATWS事故作为核电厂运行经验反馈所暴露的事故,核工业界对它的认识经历了一个长期的过程.对于商用压水堆核电厂,ATWS事故应对已形成一套完整的方法,而对于高功率研究堆,由于结构及特性与普通压...
18. 基于失流事故的SCWR—M安全系统优化

作者：刘晓晶孙沉宋美琪程旭

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 648-656

摘要：混合谱超临界水堆(SCWR—M)是一个一次流通的单回路系统,因此失流事故(LOFA)是非常重要的安全分析事故.其非能动安全系统包括余热排出系统(ICS)、蓄压安注(ACC)、重力驱动冷却系统...
19. CPR1000核电厂全厂断电事故缓解措施有效性分析

作者：冯进军周克峰曹小平石俊英褚倩倩

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 657-666

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...
20. 基于MAAP4的压水堆严重事故进程分析

作者：周建军夏寅泳林钦毛璋亮肖仁政袁显宝马小强黄家胜

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 667-672

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...
21. 新建核电厂设计扩展工况中复杂事故序列的确定方法研究

作者：郑华魏淑虹

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 673-678

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...
22. 核电项目突发问题解决机制探讨

作者：胡国峰

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 679-682

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...
23. 核电厂装卸料机抗震性能分析研究

作者：唐晖郭超马帅魏超

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 683-688,695

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...
24. 核电站应急柴油发电机组慢启动优化研究

作者：周勇朱鹏树陈星马波

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 689-695

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...
25. 基于Copula函数的船用屏蔽泵电机绕组可靠性分析

作者：李少帅赵雷陈玲

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 696-700

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...
26. 一种提高60Co放射源辐照活度的新型燃料组件研究

作者：吴雄李冬生柳建王世庆蔡利

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 701-709

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...
27. 惰性基弥散燃料芯块有效热导率数值仿真分析

作者：刘彤卢志威

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 710-717

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,...
28. AP1000乏燃料贮存设施研究

作者：张建普张正徐鹏

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 718-723

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...
29. 基于NicSys?8000N的反应堆保护系统定期试验方案设计

作者：孙武

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 724-731

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...
30. 《核科学与工程》征稿简则

作者：

刊名：核科学与工程

发表期刊： 2018年4期

页码: 封4

摘要：

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