特约稿件

  • 核能对全球变暖和人类健康影响初步研究

    吴宜灿;王明煌;付雪微;廉超;陈德鸿;陈志斌;柏云清;王芳;胡丽琴;FDS凤麟核能团队;

    核能作为一种安全、清洁、高效的能源,对于改善人类生活环境、提高人民健康水平、促进经济社会可持续发展是非常有利的,然而核能带来的辐射健康风险使其发展一直备受争议,因此有必要对核能带来的效益和风险进行综合评估,以全面地分析核能带来的影响。本文基于三种典型核能发展预测方案,从全球变暖和人类健康的角度,定量分析了2016—2050年间核能在局部地区和全球范围内对于社会的潜在效益和风险。结果表明使用核电替代煤电带来的效益远超过它的潜在风险,尤其是对于贫困地区,社会经济发展水平越低,适度发展核能将会获得更多的效益。分析结果表明,在三种典型核能发展预测方案下,至21世纪中期,核能在全球范围内可以减少0.05~0.22℃温升,避免170~1 400万人死亡,估计的效益价值16.7~115万亿美元。

    2018年03期 v.38;No.151 337-346页 [查看摘要][在线阅读][下载 865K]
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反应堆工程

  • 用于核电推进的30 kWe反应堆电源堆芯设计

    高剑;郭键;赵守智;

    核电推进(NEP)堆芯采用液态金属冷却,根据冷却方式的不同,设计了回路堆和热管堆两种堆型备选,并采用蒙特卡罗方法的MCNP程序对其有效增殖因子、功率分布等堆芯物理参数进行了计算,最后从两种堆型固有特点出发分析其优缺点。提出了临界安全设计的两种优化方向,列出了反应堆可能面临的特殊临界安全问题并做了理论分析和计算,最终通过合理布置谱移吸收体(SSA)材料的位置解决了特殊临界安全问题。计算结果表明两种堆芯设计满足物理和热工设计要求。

    2018年03期 v.38;No.151 347-352页 [查看摘要][在线阅读][下载 1217K]
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  • 压水反应堆下腔室流动特性数值模拟分析

    郭超;魏超;田欣鹭;万霞;李铁萍;

    压水反应堆冷却剂在下腔室内的流动间接影响着堆芯功率分布的变化,为了掌握某新型反应堆下腔室设计的内部冷却剂流动特性并获取重要的流动参数数据,采用ANSYS WORKBENCH建立了下腔室原型结构的三维全尺寸计算模型,利用计算流体力学程序CFX对冷却剂在下腔室内的流动过程进行了数值模拟,获得了最佳估算流量条件下的下腔室内部流场和压力场分布,以及下腔室出口区域的流量分配以及典型结构的压降。计算结果表明该反应堆下腔室的冷却剂出口流量整体分配均匀,但呈现从中心区域到边缘区域的缓慢衰减;内部冷却剂流动导致的最大压力出现在四个径向支承块位置;下腔室内部典型结构的流动阻力大小依次为二次支承组件,均流板和堆芯支承下板。

    2018年03期 v.38;No.151 353-358页 [查看摘要][在线阅读][下载 2805K]
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  • 超临界水自然循环特性影响参数研究分析

    马栋梁;周涛;齐实;肖泽军;

    运用ANSYS平台下的CFX软件,对超临界水自然循环回路进行了数值模拟计算,得出超临界水自然循环流量和换热系数随功率的变化趋势。在研究范围内,随着功率的增加,自然循环流量和换热系数先逐渐增大,然后达到一个最大循环流量和换热系数。此后随着功率的继续增加,自然循环流量和换热系数将逐渐减小。流动换热进入密度波不稳定状态。在最大循环流量和换热系数附近时,加热器的出口温度接近拟临界温度点附近。通过数值模拟计算结果和国内已有的实验结果的比较,两者对比符合良好。

    2018年03期 v.38;No.151 359-366页 [查看摘要][在线阅读][下载 1338K]
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  • 压水堆核电站蒸汽发生器水位的MCP-PID控制

    乔静;杨平;

    针对压水堆核电站蒸汽发生器水位用传统的PI(ZN-PI)控制效果不佳的问题,改用MCP标准传递函数整定的PI控制器方案(MCP-PI)。仿真试验结果表明:相对于传统的ZN-PI控制,MCP-PI控制响应具有超调量较小,鲁棒性好,响应过程更平稳的优点,值得推荐用于核电厂蒸汽发生器水位控制过程。

    2018年03期 v.38;No.151 367-374页 [查看摘要][在线阅读][下载 929K]
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  • CN-1515Ti辐照容器组件流量分配方法研究

    武琦;武志广;朱桓君;陈祖国;

    CN-1515Ti辐照容器组件的水力特性研究是组件入堆前的重要准备工作,其合理的流量分配对快堆堆芯的安全非常重要,而节流装置的尺寸是影响流量分配的关键因素。本文以中国实验快堆的实际运行参数为要求,以MOX组件水力实验回路为工具,进行了CN-1515Ti辐照容器组件的流量分配实验。结果确定了辐照容器组件节流装置的尺寸为对边距17.2 mm,并形成了可用于相关实验的经验数据。

    2018年03期 v.38;No.151 375-379页 [查看摘要][在线阅读][下载 758K]
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核聚变

  • 初始腐蚀产物对水冷聚变堆源项影响的研究

    宋文;张竞宇;李璐;许鑫;付玉;陈义学;

    水冷聚变反应堆在首次临界之前,会经历一段时间的热工水力和水化学参数的调试,称为预运行阶段。在此期间,冷却回路的金属材料与高温高压且非中性的冷却剂接触过程中,会被氧化而产生初始的腐蚀产物。这些腐蚀产物会沉积在回路内表面,在反应堆物理启动后被中子活化形成活化腐蚀产物(简称ACPs),进而影响反应堆正式运行期间的放射性源项。本文首先依托ACPs源项分析程序CATE和ITER包层冷却回路例题,对初始腐蚀产物的影响进行了定量分析,结果表明:初始腐蚀产物含量越多,反应堆运行相同时间后产生的ACPs比活度越大;与非辐照区的初始腐蚀产物相比,辐照区的初始腐蚀产物对ACPs影响更大。随后,基于经典的浓度差驱动模型,推导了ACPs比活度与初始腐蚀产物的解析关系式,揭露了不同区域初始腐蚀产物对ACPs的影响机理,得到以下定性分析结论:辐照区与非辐照区的初始腐蚀产物对ACPs比活度有一定影响,但影响程度不同,验证了数值解的结论。

    2018年03期 v.38;No.151 380-388页 [查看摘要][在线阅读][下载 1065K]
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  • ITER真空室超压保护系统故障树分析

    王大桂;吴洁;王海霞;袁润;孙明;陈志斌;

    聚变能是目前最有希望实现的未来清洁能源,国际热核实验堆(ITER)计划是当今世界最大的国际合作科学计划之一,目标是建设一个可持续燃烧的托卡马克聚变实验堆,以验证聚变反应堆的工程技术可行性。真空室是聚变堆实现聚变反应的主要场所,也是聚变堆放射性包容的第一道屏障,其超压保护系统(VVPSS)用来保证真空室压力不超过设计限值,是ITER最重要的安全系统之一。本文基于真空室超压保护系统的详细设计,建立真空室超压保护系统的故障树,分析其最小割集,寻找真空室超压保护系统可能存在的故障模式以及对系统造成的影响,并在此基础上评估其整体可靠性,为ITER的概率安全评价工作奠定基础。

    2018年03期 v.38;No.151 389-397页 [查看摘要][在线阅读][下载 785K]
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核电厂

  • 安全注入系统氮气温度控制的模拟研究

    王静;刘亮;王河山;杨仲泉;全雄伟;

    安全注入系统安注箱内硼酸溶液用氮气加压覆盖,当氮气温度过低时,可能导致硼酸溶液温度下降而结晶。本文以A核电厂安全注入系统为研究对象,利用CFD软件FLUENT对可能出现的低温氮气导致硼酸结晶的工况进行模拟计算,模拟氮气管道、安注箱内氮气温度分布,并根据计算结果提出了安全注入系统氮气温度控制的优化方案。

    2018年03期 v.38;No.151 398-402页 [查看摘要][在线阅读][下载 1824K]
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  • 多系统耦合下自然循环特性试验研究与计算分析

    李亮国;傅孝良;文青龙;刘丽芳;吴小航;卢冬华;苏前华;

    以典型压水堆为原型堆,基于比例模化方法设计建造了自然循环试验装置(FITY),在自然循环试验装置上开展了多回路系统自然循环耦合的稳态及瞬态试验,并利用RELAP 5程序对试验工况进行计算分析。试验及计算结果表明:系统压力对自然循环流量基本无影响,自然循环流量随加热功率的增加而增加。不同降压及功率瞬变过程后均建立了稳定的自然循环,其最终状态与中间经历的瞬态过程无关。

    2018年03期 v.38;No.151 403-410页 [查看摘要][在线阅读][下载 849K]
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  • 中国散裂中子源隧道控制网测量方法及精度探讨

    马娜;董岚;梁静;柯志勇;何振强;

    针对CSNS(中国散裂中子源)大尺度直线、环隧道控制网,阐述了具体观测方案,对控制网布设、测量方式及数据处理进行介绍。采用相邻站拟合偏差对数据预处理和光束法平差进行计算,对直线及环隧道测量数据、精度进行分析比较,结果表明:(1)直线段和环线相邻站单站和多站拟合标准差值分别为0.03 mm,0.06 mm,初步可知环线测量数据精度率略低于直线段;(2)对于直线隧道控制网,束流方向点位精度高于横向和高程方向;对于环隧道控制网,三方向点位误差均在0.22 mm以内。整体而言,直线及环隧道控制网三方向点位精度虽因隧道结构变化有所差异,但均满足设备安装的精度要求。

    2018年03期 v.38;No.151 411-416页 [查看摘要][在线阅读][下载 1119K]
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  • 关键链在核电工程工期优化中的应用

    胡国峰;

    目前核电项目建设过程中的计划编制以及进度控制都采用传统的计划评审技术(PERT)和关键路径(CPM)法,由于PERT和CPM技术的固有缺点,建设过程中容易出现工期延期以及投资超预期的现象。关键链技术目前已经应用于大量的生产制造、工厂建设中,并取得了好于传统的PERT和CPM方法的效果。本文探讨在核电工程中使用关键链技术的方法,选取某核电工程主控室噪声消除计划对其进行关键链应用研究,分别从资源使用对作业进行排序,项目缓冲区的设置,汇入缓冲区的设置,资源缓冲区的设置,进度的预警和处理方法。通过分析表明采用关键链技术后,在限定资源的情况下,采取传统的PERT和CPM方法的工期为10.66天,使用关键链后工期为8.27天,缩短工期2.4天,效果明显,对于管理后续核电项目的建设具有启发意义。

    2018年03期 v.38;No.151 417-425页 [查看摘要][在线阅读][下载 756K]
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  • 百万千瓦级压水堆核电站成套施工技术开发与应用

    王开华;

    文章对核电站核岛在土建施工中的特种混凝土配制与施工、双层安全壳施工、钢衬里制造与安装、预应力施工作了详细介绍。对反应堆压力容器的安装、堆内构件的安装、特种焊接技术等也作了系统描述。并将成果与国内外进行了比较,说明其推广应用价值。

    2018年03期 v.38;No.151 426-431页 [查看摘要][在线阅读][下载 671K]
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  • 核电厂RNS止回阀役前试验不合格问题分析和应对措施研究

    褚福立;

    海阳核电厂的正常余热排出系统(RNS)与一回路冷却剂系统(RCS)的反应堆压力容器直接注入管线(DVI)相连接。在RNS与DVI之间串联两个型式不同的止回阀作为一回路的压力边界,RNS止回阀分为A、B两列,分别为旋启式止回阀V017和截止止回阀V015。RNS止回阀需要定期验证阀门的泄漏和动作性能满足要求。RNS止回阀如果在机组运行期间发生泄漏将会导致一回路压力边界泄漏。在1号机组热态功能试验期间,多次执行RNS止回阀泄漏试验,始终存在泄漏率超标问题。本文主要通过对RNS止回阀在热试期间的四次试验数据进行分析,提出解决RNS止回阀泄漏不合格问题的措施,希望能为此类阀门的在役试验管理工作提供借鉴。

    2018年03期 v.38;No.151 432-437页 [查看摘要][在线阅读][下载 844K]
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核安全

  • CPR1000核电厂全厂断电事故缓解措施有效性分析

    周克峰;冯进军;曹小平;褚倩倩;石俊英;

    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)事故序列进行计算分析,模拟了事故进程中堆芯的状态,对事故过程中氢气的产生、分布及其行为进行了评估。分析结果表明,稳压器卸压功能延伸能够有效防止高压熔堆现象的发生,消氢系统通过在安全壳内的合理布置,可有效降低氢气爆炸的风险,防止了安全壳发生早期失效。

    2018年03期 v.38;No.151 438-447页 [查看摘要][在线阅读][下载 912K]
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  • 核电厂水平多层电缆托盘火灾数值模拟分析验证

    祝赫;曾武勇;郑子辉;彭岚;毕昆;

    本文基于火灾区域模型的分析方法,建立包含水平多层电缆托盘的燃烧模型,通过输出电缆燃烧时的动态热释放速率,为火灾区域模型分析电缆燃烧场景提供火源功率输入。通过将模拟结果比对美国NRC发布的核电厂火灾实验数据,验证该水平多层电缆托盘燃烧模型的精确性;通过电缆燃烧实验的热释放速率以及FLASH-CAT模型,对该燃烧模型的计算结果进行验证。分析比较表明,对于各层托盘及托盘内电缆类型均相同的工况,该燃烧模型与FLASH-CAT计算精度基本一致;但是对于托盘中布置有不同类型或不同长度电缆的工况,该燃烧模型的计算结果精度有显著提升。

    2018年03期 v.38;No.151 448-452页 [查看摘要][在线阅读][下载 886K]
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  • 核电厂事故后应急控制中心新风量敏感性分析

    王梦溪;刘新建;蔺洪涛;

    作为福岛事故的重要经验反馈之一,应急控制中心在事故条件下发挥的作用应受到足够重视。目前在应急控制中心可居留性评价中通常采用固定的非过滤泄漏量,未考虑非过滤泄漏与事故新风量的关系。事故条件下新风量的增加有利于维持应急控制中心可居留区域边界的正压,防止外界污染空气未经过滤直接渗入可居留区域内,即降低非过滤渗漏量,但也必然引入更多的污染空气,因而有必要针对应急控制中心的新风量开展敏感性分析,讨论室内空气中放射性浓度随新风量的变化情况。本文深入研究了事故工况下新风量与非过滤渗入风量的关系,结合污染物在应急控制中心可居留区域的迁移模型,针对NUREG—1465参考源项,对影响应急控制室放射性浓度的关键参数——新风量进行了敏感性分析,分别讨论了不同新风量条件下气溶胶和惰性气体引起的应急控制室内放射性浓度的变化情况,并确定了对剂量起主导作用的放射性核素组。相关分析结果可为应急控制中心的设计优化提供一定参考。

    2018年03期 v.38;No.151 453-460页 [查看摘要][在线阅读][下载 754K]
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  • CAP1400严重事故下维修平台环境条件研究

    陆天庭;芦苇;史国宝;方立凯;

    设备是否能以合理的可信度在严重事故下执行预期功能(设备可用性)是福岛事故后核安全研究的重点之一,而严重事故环境条件的筛选和分析是设备可用性研究的基础。本文以布置着大量严重事故缓解措施的维修平台为例,提出一种对环境条件全面系统的研究方法。根据CAP1400的设计特性,分析得出维修平台可能出现的各类工况。运用MAAP程序分别对这几类工况中的多条序列做了分析,得出典型的环境条件。同时运用概率安全分析(PSA)工具,给出了每类工况发生的频率。通过结合这两方面的信息,获得对维修平台环境条件全面系统的理解。研究表明,在绝大部分情况下,维修平台的环境条件并不恶劣,为后续维修平台设备可用性的分析和验证提供有力的指导。

    2018年03期 v.38;No.151 461-468页 [查看摘要][在线阅读][下载 914K]
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核技术

  • CEFR报警辅助监测诊断系统的设计与实现

    王雪飞;王世朋;彭书纬;高继宁;

    本文针对目前CEFR主控室光字牌报警与CRT的报警列表间无连锁查看功能,报警时还需操纵员在大量报警列表中查询、筛选,容易引发人为误判、漏判等问题,以CEFR运维平台SIS监测系统的运行数据为基础,通过信息化的手段将光字牌报警在运维平台中重现,并能够对大量报警完成报警的初步筛选,直观实时的定位报警点,对所有触发的报警信号进行诊断,判断始发事件,帮助操纵员及时、准确地识别异常发生的原因,从而及时采取正确、有效的措施防止人为误操作所带来安全事故,提高反应堆运行的安全性和可靠性。

    2018年03期 v.38;No.151 469-476页 [查看摘要][在线阅读][下载 990K]
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  • 压水堆换料设计优化软件工程实用化改进及验证

    石秀安;张明;刘志宏;

    目前国内外开发的堆芯换料设计优化软件没有考虑实际的换料设计要求、现场运行要求及相关安全事故分析限制,导致这些优化软件都未能真正应用。研究结合实际换料设计工程经验,摸索分析了堆芯装载方案与主要换料设计要求、现场运行要求以及安全事故分析限制(主要是反应性事故限值)之间的关系,对主要影响因素进行了定量分析,总结了判断依据和经验,并将其用于特征统计算法换料设计优化软件中,成功开发了可直接应用于实际换料设计的优化软件。通过工程检验表明,结合本研究成果的换料设计优化软件高效实用,可直接用于实际核电厂的堆芯换料设计。

    2018年03期 v.38;No.151 477-486页 [查看摘要][在线阅读][下载 4802K]
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  • 基于GMFAC的核电站稳压器压力优化控制

    唐瑶;

    针对核电站稳压器压力控制系统的非线性、时变性等问题,本文在无模型自适应控制(MFAC)理论的基础上提出高"泛模型"无模型自适应控制(GMFAC)方法并设计控制器用于稳压器压力优化控制。对无模型自适应控制参数优化问题,采用一种基于动物行为的群体智能优化算法——人工鱼群算法(AFSA)。为了避免局部最优,提高收敛速度,同时采用一种改进的AFSA算法(PSO-AFSA),参考粒子群(PSO)算法的自身认知与群体认知行为,定义鱼群的生活行为,以提高算法的精度,达到快速获得全局最优的目的。仿真结果表明:人工鱼群算法优化后的GMFAC具有更加优良的性能指标和抗扰能力。

    2018年03期 v.38;No.151 487-493页 [查看摘要][在线阅读][下载 881K]
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  • 基于阵列图像采集的反应堆压力容器主螺栓孔检查方法研究

    任荷;谭宏伟;安彦波;瓮松峰;

    本文针对反应堆压力容器主螺栓孔,提出了基于阵列图像采集的检查方法,该方法使用阵列摄像机进行同步图像采集,利用高密度LED的条形光源辅助照明,采用字符叠加器将实时螺孔位置信息与视频信号叠加,并传输至硬盘录像机进行同步录像,合成的视频图像可实时播放,也可录制、回放、下载、导出供后续分析。结果表明,基于阵列图像采集的螺孔检查方法,显著提高了螺孔螺纹检查的效率,视频图像清晰、缺陷识别度高且定位准确。

    2018年03期 v.38;No.151 494-498页 [查看摘要][在线阅读][下载 1728K]
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  • Al、(Al,Si)涂层的制备及其在550℃液态铅铋合金中的防腐蚀性能研究

    雷曼;董伟伟;方晓东;田书建;姜志忠;

    液态铅铋是加速器驱动次临界系统(ADS)的冷却剂兼散裂靶主选材料之一,作为加速器ADS系统中最合适的候选结构材料之一的奥氏体不锈钢316L,如果在高温液态铅铋合金(LBE)中遭受腐蚀会严重影响系统的安全性,因此必须要提高结构钢材的高温防腐蚀性能。本文利用热蒸发法在奥氏体不锈钢316L表面制备了Al及Si掺杂Al的Al-Si,Si-Al和Al(Si)四种涂层。利用X射线衍射,扫描电子显微镜和能谱仪表征和分析了涂层的相结构和显微结构。将四种涂层在550℃液态铅铋防腐1 000 h后,研究了它们的防腐蚀性能。结果表明,在目前的腐蚀条件下,四种涂层均具有良好的防LBE腐蚀性能,其中Al-Si涂层的防腐蚀性最好。

    2018年03期 v.38;No.151 499-505页 [查看摘要][在线阅读][下载 3594K]
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  • AP1000压力容器非金属保温层事故工况下对堆芯长期再循环冷却影响分析

    张培来;

    为了满足保温的性能要求,AP1000压力容器金属保温层中使用了非金属保温材料。非金属保温材料的引入,增加了纤维冲击碎片和化学沉淀产生的可能,从而影响到堆芯长期再循环冷却。本文运用NEI 04-07提供的替代分析方法,对管嘴管廊内的高能管道RCS冷段、热段和DVI管道破管进行Ⅰ域、Ⅱ域分析的结果表明,不会产生纤维冲击碎片。根据试件浸没试验结果分析表明,化学沉淀的总量仍然小于取照基准,从而验证了非金属保温层的使用不会给LOCA事故后安全壳地坑滤网造成严重影响,不会影响堆芯长期再循环冷却功能。

    2018年03期 v.38;No.151 506-513页 [查看摘要][在线阅读][下载 1917K]
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  • 某三代核电站电气厂房冷冻水系统功能与布置设计

    徐国飞;赵振晖;林达平;

    为确保核电厂的主控室、电气厂房控制柜间内的DCS设备、应急硼注入系统及中、低压安注泵的正常运行以及主控室操作人员的可居留性,需合理布置电气厂房冷冻水的管道和设备。本文介绍了电气厂房冷冻水系统的设计研发过程,详细分析了其系统功能。通过对设备和管道布置的功能性、可靠性、可操作性和经济性等布置原则的分析,完成了系统设备和管道的布置,为核电站的安全运行提供可靠的保障。

    2018年03期 v.38;No.151 514-522页 [查看摘要][在线阅读][下载 1862K]
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  • 华龙一号采用ANSI/ANS 58.14进行安全分级的研究

    胡凌生;谢小龙;赵鑫樾;陈石;郑俊铭;

    本文开展了HPR1000采用美国《轻水反应堆安全和压力完整性分级准则》(ANSI/ANS58.14—2011)进行安全功能及物项安全分级的方法论研究。研究结果表明,采用ANSI/ANS 58.14对HPR1000的物项进行安全分级具有可行性,HPR1000不需要进行大的改进,可以为HPR1000的多国安全审查打基础。

    2018年03期 v.38;No.151 523-531页 [查看摘要][在线阅读][下载 761K]
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  • 《核科学与工程》征稿简则

    <正>1)欢迎关注本刊网站,网址:http://nuclse.cbpt.cnki.net。2)请认真阅读相关说明,并按照要求进行投稿和查询。3)"论文模板"、"版权协议模板"、"论文审查证明模板"请在我刊首页下载。4)投稿同时,请先后上传2份文件:(1)投稿全文;(2)单位盖章的论文保密审查证明扫描件(pdf格式),并将原件邮寄给编辑部。

    2018年03期 v.38;No.151 534页 [查看摘要][在线阅读][下载 1084K]
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