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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年1期页码:摘要： AP1000依托项目的热态功能试验中包括了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)性能试验,在试验过程中会伴随着内置换料水箱(IRWST)内水的升温.本文针对PRHR HX性能试验中的自然循...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年1期页码:摘要： 在反应堆一回路系统设计中,冷却剂流动的阻力是反应堆一回路系统设计的重要依据.因此通过分析或试验的方法预测出准确的一回路冷却剂流动阻力尤为重要.反应堆一回路系统设备主要由反应堆本体和蒸汽发生器...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年1期页码:摘要： 在非能动核电厂的首次启动中,需要执行一次预运行试验项目,以验证核电厂系统运行与设计相一致,非能动安全系统(PXS)预运行试验需要验证已安装的部件和相关的管道、阀门能正确的执行设计要求的安全功...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年1期页码:摘要： 西屋公司在设计中未考虑安全壳外PCS水膜撞击U型支撑后飞溅出去所造成的水量损失,三门核电一期工程1号机组在进行PCS系统流量试验中发现,最后两小时测得的流量低于预期值,最后西屋公司通过分析论...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年1期页码:摘要： 重力疏水管道在运行过程中容易发生气阻现象,导致流量下降.本文结合AP1000非能动堆芯冷却系统(PXS)冷凝回流疏水管线布置和试验情况,首先分析了发生气阻现象的潜在原因,给出了动态赶气的评价...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年1期页码:摘要： 反应堆压力容器堆顶排气管主要执行反应堆充水排气功能及事故工况下执行应急下泄/排气的安全相关功能.堆顶排气管流道试验主要验证管道流阻大小,确认排放能力满足设计要求.AP1000依托项目某机组堆...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年1期页码:摘要： 核电厂运营前均需要针对安全壳进行一次打压试验,以验证其结构完整性及整体密封性.我国引进的第三代核电技术—AP1000机组采用的是钢制安全壳.这种钢制安全壳在材料和结构方面和国内已有的预应力混...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年1期页码:摘要： 核电厂中,蒸汽发生器管板和传热管支撑板管孔由于制造难度大,极易发生偏差,对传热管造成严重影响.一般采用有限元方法进行管孔偏差下的传热管应力分析.分析方法相对繁琐,分析结果适用性较窄.本文针对...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年1期页码:摘要： 非能动余热排出热交换器(PRHR HX)是非能动堆芯冷却系统的一个设备,其主要目的是在紧急工况下,排出堆芯衰变热.本文针对非能动余热排出热交换器热应力和抗震进行了大量的敏感性分析,提出了全模...
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10. 钢安全壳吊装及施工优化刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年1期页码:摘要： 根据三门核电一期工程钢安全壳吊装的吊车参数、吊装方案和现场经验反馈等信息,提出了一种新的吊装方案.新吊装方案可省掉中间重达100吨的吊梁、减少一次吊装,并具备把钢安全壳支撑的风管、电缆桥架及...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年1期页码:摘要： 在山东海阳核电厂一期工程AP1000核电厂调试过程中,加热器疏水系统在甩负荷试验、负荷阶跃试验等过程中发生了加热器非预期解列、低加疏水泵超流量跳闸等情况.针对加热器非预期解列的问题,本文通过...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年1期页码:摘要： 反应堆压力容器作为无法更换的核岛主设备,对无损检测结果的准确性和可靠性要求很高.其顶盖贯穿件J焊缝空间狭小,且为具有一定曲率的圆弧面,检测难度较高.反应堆压力容器顶盖焊缝表面涡流检测要求抗提...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年1期页码:摘要： 本文通过分析转动设备主轴对中偏差的准确表达方式以及百分表对中测量法中的表架挠度对测量精度的严重影响,创造性地提出了一种不需要单独进行繁琐的表架挠度测量和计算即可准确测量和计算主轴对中偏差的一...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年1期页码:摘要： AP1000机组二次堆芯支撑组件的能量吸收器应在现场加工,以使堆内构件和反应堆压力容器的间隙保证在合适范围内.原设计的加工公式是基于零件理论长度的,未考虑加工制造、组装、压力容器球底的不平、...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年1期页码:摘要： AP1000堆外探测器是监测从反应堆堆芯区泄漏到压力容器处中子注量率的重要设备,堆外核测量仪表系统(Nuclear Instrument System,NIS)对探测器信号采集精度要求严苛,...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年1期页码:摘要： AP1000核电站采用全数字化仪控系统,而数字化仪控系统更容易受到电磁干扰的影响,故对供电电源提出更高的要求.本文基于不间断电源设备(UPS)电磁兼容性(EMC)试验的主要参照标准,对比分析...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年1期页码:摘要： AP1000核岛筏基混凝土通常采用一次整体浇筑,属于大体积混凝土施工范畴.由于大体积混凝土受水化热的影响,在施工浇筑至养护成龄的过程中易产生有害裂缝,因此开展AP1000核岛筏基混凝土水化热...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年1期页码:摘要： 第三代先进核电厂反应堆厂房内的楼板模块(即CA楼板模块)采用型钢、钢板与混凝土的组合结构形式,由于不同于一般的支模浇筑的混凝土结构,施工过程中并不影响下方已安装的设备物项,这种形式的楼面结构...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年1期页码:摘要： 三门核电一期工程常规岛建(构)筑物的设计基准期为60年,以设计基准期为50年的现行规范中的某些设计参数取值不适合本工程.该工程60年基准期下的分项系数设计表达式需要通过针对性的专项研究予以确...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年1期页码:摘要： 核电厂闭式冷却水系统正常运行工况下通常处于含氧水介质环境中,系统主要结构材料中的碳钢和铜合金在该环境下均有明显的腐蚀倾向.AP1000核电厂使用了复配缓蚀剂方案进行闭式冷却水系统的防腐控制,...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年1期页码:摘要： 随着国际先进的废物最小化技术在AP1000项目上引进应用,其所产生的弥散性废物(如干燥后产生的废树脂、蒸残液等)无法采用传统的最终包装容器进行处置,该问题列为三门依托项目CP条件.在此背景下...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年1期页码:摘要： 核电厂运行时,会通过液态和气态途径向环境释放出包含少量放射性核素的流出物.开展流出物排放源项的研究是用于气态、液态流出物排放管理和环境影响评价的基础,对于安全分析和环境影响评价具有重要意义....
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年1期页码:摘要： AP1000核电厂中人员可靠性分析方法和内容的不合适成为安全审评遗留问题而急需研究解决.通过对国外资料的调研消化,结合非能动核电厂的设计特点,形成了内部事件人员可靠性分析方法以及火灾情景下人...
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24. 矩形通道堵流过冷沸腾特性研究刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年2期页码:摘要： 由于矩形冷却通道具有很大的长宽比,冷却剂中异物在长期运行过程中在矩形冷却通道内逐渐累积,会使流通面积减小导致局部冷却剂的堵流事故,从而威胁燃料元件完整性.本文在充分考虑燃料组件矩形窄通道流动...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年2期页码:摘要： CAP1400是经过国际原子能机构的反应堆安全评审,达到国际安全法规最新要求的先进非能动核电技术.CAP14001E级壳内电缆附件是连接核岛安全壳内贯穿件和电缆、电缆和电缆以及电缆和其他电气...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年2期页码:摘要： 液态熔盐堆以流动的氟化物作为燃料,燃料熔盐靠主泵驱动在主回路系统中流动,采用控制棒对堆芯功率进行控制.为研究液态熔盐堆堆芯功率控制,基于多节点建模方法,将熔盐实验堆堆芯划分为9个节点区域,建...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年2期页码:摘要： 为揭示超临界水冷反应堆类四边形子通道内传热机制,在压力为23～28 MPa,热流密度为600～800 kW/m2参数范围研究棒径为8 mm,栅距比为1.1～1.4的类四边形子通道内热传递熵产...
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28. 点堆随机动力学微分方程的推导刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年2期页码:摘要： 针对弱中子源反应堆启动过程中的中子数密度和缓发中子先驱核随机涨落现象,本文将随机微积分理论引入了反应堆物理研究,在点堆模型的假定下,推导了可描述这一涨落现象的反应堆随机动力学微分方程组,重点...
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刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年2期页码:摘要： 液态金属冷却反应堆是第四代反应堆的重要堆型,一回路采用池式布局以液态金属作为冷却剂.该类堆型具有较高安全性,一回路覆盖气体压力较低是重要的系统特征.在正常运行下,主容器内气压为负压,而在基准...
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30. 双功能液态锂铅包层氚增殖性能分析刊名： 核科学与工程发表期刊： 2020年2期页码:摘要： 双功能液态锂铅(DFLL)包层作为一种高性能的产氚包层,是中国聚变工程实验堆(CFETR)的候选包层之一.氚增殖比(TBR)是产氚包层核心设计参数之一,是评估聚变堆氚自持性能的重要指标,有必...
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
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| 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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