中国核电杂志 部级期刊
China Nuclear Power
杂志简介：《中国核电》杂志经新闻出版总署批准，自2008年创刊，国内刊号为11-5660/TL，是一本综合性较强的工业期刊。该刊是一份双月刊，致力于发表工业领域的高质量原创研究成果、综述及快报。主要栏目：核电专访、华龙一号、核电研发、核电设备、核电运营、核电建设、核电管理、核电论坛
杂志简介：《中国核电》杂志经新闻出版总署批准，自2008年创刊，国内刊号为11-5660/TL，是一本综合性较强的工业期刊。该刊是一份双月刊，致力于发表工业领域的高质量原创研究成果、综述及快报。主要栏目：核电专访、华龙一号、核电研发、核电设备、核电运营、核电建设、核电管理、核电论坛
作者：郭承站 刊期：2018年第04期
《中华人民共和国核安全法》的颁布实施,为我国核电安全提供了坚强法治保障。2018年是《核安全法》宣贯实施年,“核安全法”“核安全”“核安全监管”“公众参与”一度成为业内频频提及的热词。《核安全法》已实施近一年,为此,本刊专程采访国家核安全局副局长、生态环境部核设施安全监管司司长郭承站,听他讲解我国核安全面临的形势、我国核与辐...
作者：徐利根 刊期：2018年第04期
福清核电站肩负着我国核电自主研发的新名片“华龙一号”首台机组建设、调试、营运的历史使命,这是机遇、也是挑战。我国核电产业发展30余年的初心是什么?核电企业文化如何使效益最大化?党建如何指导实际生产?今天让我们走进福清核电站,了解党委书记徐利根工作多年的思考与实践。
刊期：2018年第04期
本世纪以来,中核集团在原二代加核电机型CNP1000的基础上,开发具有三代核电技术特征的CP1000。在2011年3月日本福岛核电站事故发生后,中核集团又按照最安全、最先进的设计要求,完成了具有完整自主知识产权的百万千瓦三代核电机组ACP1000的设计。根据国家能源局的要求,ACP1000与中广核研发的ACPR1000技术进行了融合,形成了统一的自主第三代压水堆...
作者：朱达睿 刊期：2018年第04期
介绍了非能动设计在压水堆核电机组二回路余热导出方面的工程应用。以我国自主研发的在建堆型“华龙一号”中的二回路非能动余热排出系统(PRS)为研究对象,介绍了系统的设备组成、机组在不同运行条件下PRS系统的运行模式。对PRS系统投运后从热源和热阱两方面对系统运行特性进行定性分析。分析了系统自动控制逻辑中主要因素的不同触发现象对PRS系...
作者：贝晨; 贾小攀 刊期：2018年第04期
燃料厂房是核电厂的重要组成部分,保证其完整性,防止放射性释放对于核电厂的安全至关重要。经济性是评价核电厂性能的重要指标,取消“华龙一号”的APC壳,有利于提高核电厂的经济性。对“华龙一号”核电厂的燃料厂房进行优化设计,提出两种改进方案,并针对两种改进方案进行了对比分析。研究发现,两种方案均能在满足安全性的前提下提高核电厂的经济...
刊期：2018年第04期
本书收录了进入21世纪以来,主要是2000—2011年期间,我国在高放废物地质处置各领域有代表性的重要论文,包括高放废物地质处置战略和规划研究、地下实验室规划、高放废物处置库选址和场址评价、处置库工程屏障、玻璃固化体性能、缓冲回填材料性能、处置工程、放射性核素迁移行为、安全评价等领域的论文。基本反映了这一时期我国高放废物地质处置...
作者：田齐伟; 刘勇; 尚臣; 孙涛; 高超; 张兆霖 刊期：2018年第04期
安全壳隔离阀作为核电厂第三道安全屏障的重要组成部分,用于实现事故工况下贯穿安全壳的工艺管线的隔离,其密封性对于防止事故工况下放射性物质向环境的释放至关重要。为保证安全壳的密封性,在建造完成后首次装料前及装料后的正常运行期间,均需对安全壳隔离阀的密封性进行检查。基于“华龙一号”的安全壳密封性试验需求,给出一种安全壳隔离阀的...
作者：常华健 刊期：2018年第04期
“国和一号”——CAP1400压水堆核电机组是在引进、消化、吸收先进的AP1000非能动压水堆核电技术的基础上,通过再创新开发出的具有我国自主知识产权的、功率更大的大型非能动先进压水堆核电站。是国家科技重大专项“大型先进压水反应堆和高温气冷堆”项目之一。目前我国计划建设的“国和一号”示范电站位于山东威海市荣成石岛湾厂址,拟建设2台“...
作者：常华健; 李玉全; 钟佳; 房芳芳; 石洋; 王楠; 张鹏 刊期：2018年第04期
CAP1400是我国在引进消化AP1000的基础上自主研发的大型非能动压水堆核电站,其安全系统采用非能动设计理念,由自然力/过程来驱动,在事故工况下执行安全功能时无需外部动力电源。相对于现有商用压水堆核电站采用的能动安全系统,非能动安全系统的设计原理发生了根本变化,两者的事故进程与物理现象也存在很大差异。此外,CAP1400较AP1000具有更髙的...
作者：刘巧凤; 韩静茹 刊期：2018年第04期
压力容器的使用期限直接决定了反应堆的寿命,而快中子注量是影响其使用期限的重要参数之一,是核安全审评中关注的一项重要内容。作为核安全监管部门,对大型先进压水堆CAP1400的压力容器快中子注量进行审核计算,能够促进审评的独立性、科学性和有效性,为CAP1400的安全审评提供良好技术支持。本文利用蒙特卡罗方法分析程序对CAP1400反应堆压力容器...
刊期：2018年第04期
CAP1400启用新中文名:国和一号。“国和”是“国家电投”“国家核电”和“核电”以及国家电投“和文化”的综合寓意。“和”,代表了中华民族对于宇宙人生审美境界的最高追求,是传统文化的精髓,是公司文化的本源,是国家电投的核心理念。
作者：胡腾; 常华健; 薛艳芳; 赵宇峰; 杨胜; 陆维; 张明; 张祥; 张鹏 刊期：2018年第04期
通过反应堆压力容器外部冷却(ERVC)实现熔融物堆内滞留(IVR)技术是核电厂严重事故缓解的重要措施之一。针对CAP1400IVR措施实施,开展了提高临界热通量关键因素(FIRM)试验研究,本论文详细介绍了验证试验的台架设计、主要技术参数和试验结果。本试验结果对于研究反应堆压力容器IVR-ERVC条件下的外部临界热流密度(CHF)特性具有重要学术意义,并对提...
作者：李高峰; 段天英; 姚婷; 裴志勇; 刘尚波; 马崇扬; 武祥 刊期：2018年第04期
在快堆运行中,钠泄漏是快堆核电厂运行的一大安全隐患,特别是二回路蒸汽发生器换热管破损引起的钠水反应将对反应堆的安全运行造成极大的损害。本文通过对中国实验快堆(CEFR)蒸汽发生器氢计系统在不同工况下的在线监测响应特性的研究分析,掌握氢计的实际运行特性,并对氢计系统在实际应用中存在的问题给出相应的解决措施及建议,优化CEFR氢计系统...
作者：芦鞾; 冯晋涛; 潘俊杰 刊期：2018年第04期
核反应堆计算软件需要处理和维护结构复杂且规模庞大的数据集合,为满足软件对海量数据进行存储和处理的需求,深入研究了分层数据存储格式HDF5(Hierarchical Data Formatv5)的数据存储模型、1/O方法和编程接口,并根据典型的核反应堆组件中子学计算、堆芯中子学计算和堆芯热工水力计算等软件数据存储和处理的需求,将HDF5数据格式成功应用到相应软...
刊期：2018年第04期
2018年12月6—7日,汇聚着最前沿核电知识和相关技术成果的第十届“一带一路”核电前沿高峰论坛在苍南举行。来自英国、法国、阿联酋等国家及国内能源各领域的“大咖”们,聚焦“一带一路”政策背景下的能源发展前景,共谋绿色经济新发展,共建未来美丽新生活,为苍南乃至中国发展绿色经济带来了一场“思想盛宴”。“一带一路”核电前沿高峰论坛已经...
