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核科学与工程

核科学与工程

北大核心

CSCD

CSTPCD

Nuclear Science and Engineering
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。
  • 发文量：1935
  • 被引量：636
  • H指数：3
  • 开始收录时间：-
  • CNKI综合因子：-
  • 维普期刊影响因子： 0.48
  • 万方期刊影响因子：-
  • 创刊时间：-
  • 国内刊号/CN：11-1861/TL
    国际刊号/ISSN：0258-0918
  • 发行周期：季刊
    邮发代号：82-603
  • 主管单位：中国科学技术协会
    主办单位：中国核学会
核科学与工程-联系信息
  • 主编：李冠兴
  • 电话：010-68462973 88828681
  • 邮箱：nuclse@163.com
  • 地址：北京市海淀区阜成路43号
  • 邮编：100048
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核科学与工程 >2023年第4期

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共4384条结果
  • 摘要："华龙一号"工程项目的余热排出系统从安全壳内移到安全壳外,从而在母管位置增加了安全壳隔离阀.由于安全壳外的隔离阀设置在母管上,而安全壳内的隔离阀和与反应堆冷却剂系统的隔离阀都设置在支管上,因此这些阀门如何选择供电列保证安全是一个重要的问题.本文详细分析余热排出系统5个隔离阀的在不同的工况下需要执行的功能.为了满足这些功能要求,选取6种典型的供电列方案分别分析其在各种工况下的优缺点.通过比较这些优缺点,选取风险相对最小的方案作为"华龙一号"工程项目的供电方案.本文的工况选取和分析方法对后续核电工程分析类似的工程问题有重要的借鉴意义.
  • 摘要：中核集团在二代改进型压水堆成熟技术的基础上,开展了"华龙一号"三代堆型的设计建设工作.其中LBB技术作为"华龙一号"堆型的重要技术改进,其应用于反应堆冷却剂管道、波动管、安全壳内主蒸汽管道等高能管道.由于主蒸汽管道LBB技术的应用,属于新的研究领域,目前并没有专门的法规要求,并且目前用于主蒸汽管道泄漏检测的手段很少,缺少有效的定量、定位测量手段,不足以支撑主蒸汽管道LBB技术的应用.鉴于此,增设"华龙一号"主蒸汽管道局部泄漏监测系统,采用声发射泄漏监测技术,作为对现有主蒸汽管道泄漏检测技术的补充和完善,为主蒸汽管道应用LBB技术提供有力支撑.该文主要介绍主蒸汽泄露监测系统的主框架设计、检测原理设计、系统结构设计、传感器安装设计、处理机柜设计、保温层优化设计六个方面进行简述,对工程设计具有一定的指导意义.
  • 摘要：本文针对核电厂孔洞封堵要求判断工作提出了辐射防护相关孔洞封堵要求分析方法.由于需要分析封堵要求的孔洞数量巨大,且为节省工程造价、缩短施工工期,一是通过编制分析程序提高判断效率以缩短分析周期,二是通过综合分析孔洞两侧辐射源的放射性介质及其在不同运行状态下的充满情况、辐射源的分布及射线类型、辐射源与孔洞的相对位置关系、孔洞开孔方向、孔洞周围区域人员的到达情况等因素,对贯穿热位移物项的孔洞是否进行生物屏蔽封堵进行判断.基于以上做法,一方面提高了辐射防护相关孔洞封堵需求的判断效率,另一方面也减少了一定封堵数量从而降低工程造价.封堵需求判断方法已形成集团标准并正式发布,可在其他工程项目上持续推广应用.
  • 摘要："华龙一号"作为我国自主设计的三代核电堆型,具有更高的安全性、更强的抗震性能;核岛厂房的抗震设计对核电厂的安全性具有举足轻重的意义."华龙一号"采用更高的设计基准、SL-2级地震地面运动加速度提高至0.3g,采用标准化设计、包络多种厂址地基参数,创新性的提出了三维模型与集中参数模型相耦合的结构模型化技术.本文着重介绍"华龙一号"设计反应谱和设计时程等地震动输入、地基参数的确定方法和过程、结构耦合模型的建立方法及优点,并详细介绍楼层反应谱的计算方法、流程及其调整方法和经验.详细总结"华龙一号"抗震分析的方法和经验,可为后续核电堆型、核化工等构筑物的抗震分析提供参考.
  • 摘要：本文给出了HPR1000机械贯穿件在不同工况下设计载荷的确定方法,并根据载荷确定贯穿件封头的尺寸及给出贯穿件施加在安全壳的土建载荷.尤其对于高能管道中的主蒸汽和主给水管道贯穿件,由于管道管径大,且需考虑管道破裂载荷,这些巨大的破裂载荷也严重制约了安全壳和贯穿件本身的设计,为了去除分析中的保守性,本文根据管道详细破裂点位置进行精细分析,给出了准确传递到贯穿件的破裂载荷,为贯穿件和安全壳的设计提供了计算依据.
  • 摘要："华龙一号"作为自主研发的第三代核电技术,设计初期已将具备抵御商用大飞机的恶意撞击的能力作为设计目标.本文着重介绍"华龙一号"抗大飞机撞击的总体评估准则及详细设计过程,并提供有益意见和建议,本文的工作为后续核电机组、堆型的抗商用大飞机撞击分析提供了重要的研究基础.
  • 摘要："华龙一号"设计中需考虑商用大飞机撞击的工况,并采用外层安全壳和防护厂房对核岛厂房进行防护;防护厂房屋面是典型的大跨、悬空、厚板结构,施工中存在施工荷载大、跨度大、缺少施工平台等技术难题.本文根据其结构及受力特点提出了满堂脚手架、预制混凝土梁、钢梁、分层浇注等方案,并从安全性、技术难度、工期及费用等方面进行方案比选,确定采用分层浇注的施工方案.在此基础上,详细介绍了分层浇注方案的设计原则与要点、设计方法、过程及结果,并提出相应的施工技术要求;解决了防护厂房屋面施工中存在的难题,可为核电、核化工及其他行业的大跨度悬空厚板结构的施工提供参考和借鉴.
  • 摘要：本文介绍了"华龙一号"首堆工程外挂水箱土建施工技术,从悬挑水箱结构的施工逻辑及支撑体系、高精度预埋件施工、分层分段、钢筋工程及混凝土浇筑等关键施工技术进行研究分析,分析"华龙一号"外挂水箱的施工难点及制定应对措施,并优化改进其施工方法,如采取钢桁架结构支撑,增加不锈钢覆面先贴法范围等,对比土建结构施工的优与劣,达到进一步节约工期和降低质量风险的目的,使该施工技术能够运用并优化到其他同类核电堆型悬挑结构的施工.
  • 摘要：核电厂APC壳主要用于抵抗商用大飞机的撞击.APC壳设计时需要对使用的建筑材料性能进行相应的规定,保证材料性能与计算假定一致.通过调查与研究,对防飞机撞击机械接头的性能指标进行了规定.防飞机撞击机械接头的单向拉伸性能、高应力下的反复拉压性能、大应变反复拉压性能等常规性能与JGJ107—2016中规定的Ⅰ级机械接头的要求是相当的.防飞机撞击机械接头还应满足瞬间加载冲击试验中高速率下接头总伸长率Agt≥5％的大变形要求.通过对APC壳各墙体开展撞击敏感性分析,得出了厂房各墙体在受到大飞机撞击时各区域的纵向钢筋应变值.以极限弹性应变为阈值,确定了墙体撞击的敏感区域.仅在撞击敏感区域使用防飞机撞击机械接头,从而在APC壳的设计中减小了特殊机械接头的使用范围,降低了工程造价.
  • 摘要：为提高"华龙一号"的施工安全性,并缩短建设总工期,福清核电6号机组设计了一种可整体吊装的外壳穹顶施工模板.本文通过对不同设计工况下结构受力分析方法的梳理,全面介绍了调研、计算、设计等阶段的设计思路;通过对设计中技术创新点的剖析,系统展示了在浇筑分析、组合结构抗飞机撞击分析等关键技术的突破情况及各设计工况的分析结果;通过对设计中经验的总结,为以后的设计工作提出了有益的建议.
  • 摘要："华龙一号"采用目前国际最为先进的征兆导向法事故处理规程(SEOP).中国核电工程有限公司反应堆工艺研究所热工水力与安全分析专业,通过对SEOP相关背景文件消化吸收、导则框架计算需求审查等工作,梳理总结出用于SEOP规程热工水力符合性计算的标准工作流程.本专业采用RELAP5程序完成"华龙一号"规程符合性计算模型开发,针对功能恢复策略(FRG)中FR-S、FR-C、FR-H、FR-P、FR-Z、FR-I六本导则,确定工况并完成大量事故序列计算.计算分析结果与相关结论为SEOP规程开发提供了技术支撑.
  • 摘要："华龙一号"(HPR1000)是中国核工业集团开发的第三代核电堆型,在"华龙一号"研发和设计过程中全面应用了概率安全分析(PSA)技术,其中基于内部事件一级PSA开展的重要应用包括:(1)安全系统设计方案评估;(2)设计扩展工况清单选取;(3)事故规程优化;(4)技术规格书开发;(5)防人因设计."华龙一号"通过创新性地应用PSA技术,在识别设计薄弱环节、优化设计等方面发挥了重要的作用,显著提升了机组的安全水平,内部事件堆芯损坏频率降低至10-7/堆年量级.
  • 摘要：一回路水压试验是以一个合适的试验压力,对一回路主系统及其有关辅助系统的高压部分进行强度性水压试验.本文从"华龙一号"核电机组的建造规范、设备资料、国家标准及工程实践等方面对一回路水压试验的试验压力系数进行综合对比分析,最终确定选取试验压力为1.3倍设计压力作为"华龙一号"的一回路水压试验压力系数.
  • 摘要：针对核电厂汽轮机旁路系统大气排放阀在调试过程中出现阀门动作异常,模式切换时阀门异常动作的原因做出分析对PI控制的功能组态进行优化同时增加设定值和实测值触发质量位后阀门切手动的功能.解决了阀门在设定值和实测值变化时有提前动作导致误开阀的安全问题和阀门无扰切换的问题,并且通过增加设定值和实测值质量位导致阀门切手动的功能进一步增强了机组的稳定性和安全性.
  • 摘要：反应堆硼和水补给系统的硼酸贮存箱主要用于贮存向化学与容积控制系统等补给用的硼酸.其硼酸贮存量需要保证反应堆达到冷停堆时保持在次临界状态,最不利情况为从热备用返回冷停堆.设计将此容量作为硼酸箱的安全准则值.与M310的反应堆硼和水补给系统部分设备是两台机组共用不同,"华龙一号"为每台机组一个完整的反应堆硼和水系统.其安全准则选用的液位报警逻辑参考了M310的设计,但在"华龙一号"中,其无法满足安全准则的要求,本文对其安全液位触发逻辑与M310的相关逻辑进行了对比分析,对"华龙一号"反应堆硼和水补给系统的安全液位逻辑进行了分析改进.为后续"华龙一号"的硼酸罐安全液位的设计提供参考.
  • 摘要："华龙一号"机组DCS系统采用三新设备,在前期供货和安装阶段产生大量制约.为避免首堆重大节点拖期现象出现,福清5号机组项目调试部采用精细化管理的方法,精准把控首堆主控室可用节点进度和施工质量.本文详细描述了项目调试部在主控室可用节点准备阶段和执行阶段采取的进度和质量控制专项管理方式,也为华龙机组后续节点提供了一种已经验证的有效的管理方式.
  • 摘要：本文在分析未来能源结构对核能需求以及核能自身发展面临挑战的基础上,提出了第五代核能系统"核 5G"(N5G)概念."核 5G"是基于"从源头确保核安全"的基本理念,具备亲近性、灵活性、智能性等技术特征,可满足未来能源多元共生应用需求的第五代核能系统.在此基础上,本文还进一步梳理了未来发展所需关键技术.
  • 摘要：ADS次临界堆的功率控制与临界堆有本质的不同,临界堆大多以控制棒为控制手段来调节功率,而ADS次临界堆以控制棒和外中子源作为控制手段来调节功率.因此ADS系统的控制更为复杂且具有特殊性,有必要确定ADS次临界堆的控制策略.将控制棒反应性和外中子源强度同时设为受控对象,针对不同的堆芯相对功率偏差下,选择不同的受控对象,实现ADS堆芯功率控制.结果表明:采用切换受控对象的方案比单独以控制棒为受控对象的控制方案具有更优的控制效果.
  • 摘要：600 MW示范快堆 (CFR600)以金属钠作为冷却剂,金属钠中杂质钾、钙、铁、硅、铋、钡、锡的存在不仅会影响金属钠的导热性能,还会导致管道阻塞,严重危害反应堆的安全.为了监测钠的品质,建立了通过电感耦合等离子体发射光谱仪 (ICP-OES)同时检测钠中钾、钙、铁、硅、铋、钡、锡的方法.通过无水乙醇和水溶解金属钠,加入硝酸将溶液酸化后加热,将乙醇除去.最后,使用标准加入法,将处理好的试样溶液通过 ICP-OES进行测定.采用此方法,通过一次操作就能准确获得金属钠中 7 种杂质的检测结果.相比之前的测量方法,减少了前处理的时间,降低了人员操作的危险性,操作也更加简便.
  • 摘要：与化学推进相比,核热推进具有大推力、高比冲、长寿命、可重复启动等特点.本文基于核热推进飞行器的工作特点,通过综合考虑飞行器飞行性能和反应堆内传热性能,分析了反应堆半径、高度、冷却通道直径等设计参数对飞行器飞行性能的影响规律,探究了不同设计参数之间的影响规律,获得了满足热工设计准则的反应堆设计边界,阐明了燃料表面最高温度等热工设计准则对堆芯尺寸、推力和比冲的限制,探讨了设计参数对飞行器飞行性能的影响规律.通过综合考虑反应堆热工特性和飞行器飞行性能,本文提出了一种适用于核热推进系统的小型核反应堆概念设计.并利用蒙特卡罗程序 OpenMC评估了该设计的中子学特性.模拟结果表明,该设计在控制棒插入和拔出条件下都满足临界要求,且控制棒的插入对于反应堆功率峰因子的影响较小.
  • 摘要：介绍了CAP1400 机组堆腔屏蔽设计特点,介绍了CAP1400 机组RPV区域堆腔中子屏蔽设计的分析方法、过程和关注事项.采用高精度的蒙特卡罗程序,建立精细化的反应堆厂房辐射场计算模型,基于先进的减方差技巧进行方案设计,对比分析堆腔屏蔽设置前后反应堆厂房辐射场变化,论证了设置中子屏蔽的必要性,最终实现CAP1400 核电厂堆腔中子屏蔽的最优化设计.
  • 摘要：以铪为吸收体的研究堆中,控制棒价值随着燃耗加深而减小.使用蒙特卡罗软件 MVP-BURN建模计算在寿期内堆芯燃料组件的组成、控制棒中铪的成分随燃耗变化,使用 MCNP 计算程序计算不同寿期棒栅效率曲线.计算得到,控制棒价值与燃耗呈线性关系,在一个换料周期内吸收能力减少大约为 1.4%.在同一个换料周期内,随着寿期进行,控制棒总价值逐渐增加.在寿期初,反应堆由于裂变毒物的影响,堆芯的剩余价值快速降低,控制棒总价值快速上升.中毒平衡后,随着燃耗加深,控制棒总价值随燃耗线性增加.控制棒价值的积分曲线随着寿期进行而趋于平缓,微分价值趋于更均匀.
  • 摘要：射频波加热是磁约束核聚变装置的重要加热方式.本论文基于 EAST 装置离子回旋共振(ICRF)加热天线结构和运行参数,运用高频分析方法对 ICRF天线开展电特性分析模拟,获得 ICRF天线射频电势和电场分布特性,初步评估了天线电特性.基于天线电场分布特性和分析结果,从天线结构和运行相位两方面对 ICRF天线电特性进行了优化,优化后通过分析结果表明:ICRF 天线射频鞘电势和电场均有很大的改善和降低.分析方法和结果为 EAST 装置 ICRF 天线和其他同类装置设计、分析提供了有益的参考和借鉴.
  • 摘要：随着多重冗余的核电数字化仪控系统的逐步推广运用,共因故障成了不可忽视的重要失效模式.为解决共因故障的定量分析问题,本文从实际工程应用出发,根据假设给出了两种β因子的评估方法.基于可靠性框图 (Reliability Block Diagrams,RBD),针对安全级核电 DCS 紧急停堆系统(Reactor Trip System,RTS)整理出了逻辑系统的失效模型,并给出包含共因故障的系统平均失效概率计算公式,带入实例进行计算分析.最后通过分析给出了有效降低共因故障的措施,可为核电 DCS可靠性分析提供参考,具有重要的工程应用价值.
  • 摘要：针对 AP1000 机组一回路除氧的困难,提出采用脱气塔+EHT (流出液暂存箱)自循环、低压加氢催化除氧补给水上充下泄稀释,组合化学除氧的应对策略.同时对传统化学/物理除氧的制约因素优化,如制定机组启动时的一回路抽真空度验收标准、采用总气体含量测量对静动排气的效果验收、优化联氨添加量、优化联氨添加时机、优化化学除氧温度平台、采用联氨定性的快速检测方法、优化联氨添加方式、联氨泄漏判断、取样监测频率、热力除氧与氮气覆盖等.开发出一套除氧方法,有效解决了 AP1000 机组启动的一回路除氧问题,将热试除氧时间从西屋公司主导的 70 h 降至 12 h,并成功实现在酸性条件、无辐照环境下除氧的最佳纪录. 本文为国内外首次对一回路除氧开发和采用脱气塔+EHT自循环的预物理除氧方法、首次采用低压加氢催化除氧补给水上充下泄稀释降低氧含量的方法,为国内首次采用总气体含量测量量化评估一回路静动排气效果,为后续项目试验提供经验和参考.
  • 摘要：本文针对某核电机组在一回路冷态水压试验升温过程中,非能动堆芯冷却系统安注管道发生异响事件进行了深入的研究分析,利用伯努利方程和达西公式对模型进行流体计算,结合系统布置、设备结构等特点,发现4 台主泵以50%转速运行的工况下,会在堆芯补水箱内部建立起反向流,造成系统内压力脉动,从而引起水锤产生异响.表明通过主泵运转对堆芯补水箱连同一回路共同升温的策略不可行,为后续CAP1400 机组水压试验升温操作提供了良好的借鉴.
  • 摘要：某核电厂换料后启动物理试验期间传统的硼稀释均匀标准要求反应堆一回路冷却剂与稳压器之间的硼浓度偏差小于 20×10-6 ,为此统计现场平均执行的硼稀释后等待均匀时间为 1.6 h,影响了核电厂大修关键路径工期成本.为解决反应堆临界试验过程中一回路冷却剂与稳压器之间的硼浓度偏差对核电厂带来不利影响的问题,本文结合多年的工程实践和试验应用经验,研究了反应堆首次临界试验原理,分析了逼近临界过程中反应堆中子注量率走势变化,计算了不同硼浓度偏差对反应堆临界条件判断的影响,在保证核安全的前提下,提出了新的可行的稀释均匀优化标准,应用后满足了机组控制要求,缩短了大修启动物理试验工期,提高了电厂经济性.
  • 摘要：秦山 320 MW核电机组是我国大陆首个自主设计、建造、运营的核电机组.其消防系统参照当时火电企业消防准则和国外核安全法规进行设计和建造.随着国内外核电厂消防系统相关核安全导则的建立和完善,为提升消防系统能力,实现地震工况下向核安全相关厂房提供消防水的功能,秦山核电厂进行了消防系统的应力计算、抗震分析,经过反复论证,最终确定了一套最优的整体改造方案.经过系统功能论证和一个燃料循环周期的运行验证,新消防系统实现了预期改进目标.该项目是对在运系统的整体改造,在我国大陆同类型运行核电厂尚属首次,相关技术和研究成果填补了国内空白,对同类核电机组消防系统的设计优化具有借鉴意义.
  • 摘要：核电厂二回路化学控制的主要目的是确保蒸汽发生器 (SG)传热管的完整性.SG传热管二次侧在电厂正常运行期间,由于水的沸腾蒸发和热量积累等原因会存在化学物质的"隐藏"浓缩,导致局部区域 (特别是狭缝内)形成恶劣的化学环境,引起传热管腐蚀并影响 SG的安全运行.三门核电厂 1 0 1 大修期间,对 2#SG开展隐藏盐返回取样试验,实验结果表明 SG 传热管结垢垢层底部及 SG狭缝区域内高温 pHT 均为中性或弱碱性环境,在推荐的安全范围内,SG传热管发生腐蚀可能性低.

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    • • 北大核心期刊（1992版）
    • • 北大核心期刊（1996版）
    • • 北大核心期刊（2000版）
    • • 北大核心期刊（2004版）
    • • 北大核心期刊（2008版）
    • • 北大核心期刊（2011版）
    • • 北大核心期刊（2014版）
    • • 北大核心期刊（2017版）
    • • 化学文摘（网络版）
    • • 中国科学引文数据库（2011-2012）
    • • 中国科学引文数据库（2013-2014）
    • • 中国科学引文数据库（2015-2016）
    • • 中国科学引文数据库（2017-2018）
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