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：于俊崇; 白佳 刊期：2019年第01期
自1986年切尔诺贝利核事故以来,“核安全”一词的热度一直居高不下。近10年来,“3·11”日本福岛核事故和《中华人民共和国核安全法》的出台实施,更是使“核安全”的热度再上一台阶。有关“核安全”精准而全面的阐述、“核电站安全吗”的解读,让我们走进从事核能事业50余年的工作者——中国工程院院士于俊崇,听他从专业角度为我们答疑。
作者：姚斌 刊期：2019年第01期
本文坚持以同志总体国家安全观、中国核安全观为指导,简要介绍了我国核能发展的形势;阐述了核应急工作的重要性、必要性和紧迫性;宣贯了国家核应急工作的管理体制、核应急的国家政策和法律法规、核应急体系的主要内容、核应急准备与响应的国家措施。同时,简要介绍了国家高度重视核应急工作,近几年取得的主要成就和在新时代加强和改进核应急工作...
作者：赵成昆 刊期：2019年第01期
《中华人民共和国核安全法》已近一年。一年来,全国上下,特别是整个核能行业都在努力学习、认真执行核安全法。本文结合工作实践,就该法的立法背景、核心内容以及在我国今后的核能发展中将起到的重大作用,谈一点自己的学习体会与认识,与核能行业同行们交流。
刊期：2019年第01期
一、会议基本情况会议主题:环境与核能会议时间:2019年5月会议地点:浙江杭州会议形式:大会报告、分会场报告、张贴报告二、会议征文及投稿须知收稿截止时间:2019年3月1日投稿形式:发送至csrplt@vip.163.com格式要求:以论文摘要形式投稿,摘要内容应不少于1000字;论文全文投稿,篇幅不超过6页。具体格式要求见www.csrp.org.cn/newsitem/278324663通...
作者：张倩影; 王海峰; 刘占阳; 陈谦 刊期：2019年第01期
核电厂应急撤离是指当核电厂在运行期间发生重大核事故导致或可能导致大量放射性物质被释放到大气环境时,所采取的一种能够有效避免或减少公众辐射危害的应急防护措施。在核电厂发生重大核安全事故时,组织核电厂工作人员和应急计划区内(EPZ)公众有序、快速撤离到应急计划区外是核电厂应急计划的重要组成内容,也是事故情况下保障核电厂工作人员及...
作者：黄树亮 刊期：2019年第01期
使用RELAP5程序,对“华龙一号”核电厂丧失重要厂用水系统(WES)事故后通过内置换料水箱(IRWST)进行反冷操作的过程进行模拟,定量评价反冷的作用效果。对“华龙一号”核电厂而言,通过IRWST的反冷操作应不晚于17.6min投入。通过计算分析可以知道,当IRWST初始水温低于30℃时,反冷效果显著,可以维持设冷水系统在数小时内仍能有效工作,为操作员恢复WE...
作者：刘勇; 田齐伟; 孙朋朋; 尚臣; 楚济如 刊期：2019年第01期
“华龙一号”是我国自主研发的三代核电机组,其设计应满足最新的核安全法规要求。核安全法规规定应对核电厂调试工作的整个过程进行阶段性划分,其数目和规模取决于安全要求以及技术和管理要求。为保证“华龙一号”调试工作顺利开展,从核电厂安全要求以及技术和管理要求角度出发,通过对国内外最新导则和标准的分析,进而针对“华龙一号”核电技术...
刊期：2019年第01期
一、会议背景“中国核能可持续发展论坛”是经中国政府主管部门备案,由中国核能行业协会主办的年度例行性活动。在中国政府相关主管部门的指导下,中国核能行业协会拟组织举办“中国核能可持续发展论坛——2019年春季国际高峰会议”,同期举办“中国核能行业协会科学技术奖颁奖典礼”“第十三届中国国际核电工业展览会”等系列活动(以下简称“会议...
作者：常华健; 高彬; 赵瑞昌; 范普成; 周明正; 常磊; 施文博 刊期：2019年第01期
CAP1400非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCS)仍采用与AP600和AP1000相同的先进非能动设计理念。本研究针对CAP1400的非能动安全壳冷却系统,设计并建造了非能动安全壳冷却系统综合性能试验平台(Containment safety vErification via integRal Test facility, CERT),开展了试验研究。对CAP1400非能动安全壳冷却系统综合...
作者：肖长歌; 王大林 刊期：2019年第01期
依托CAP1400核电站,针对主给水系统可靠性问题,构建主给水系统包含共因失效的故障树模型。对系统进行可靠性分析并逐步找出了造成系统失效并引起机组出力损失的主因。在分析基础上,探讨了设计优化的可行方案并对可靠性结果进行了分析对比。为后续对主给水系统的优化设计,故障诊断,维护系统的安全运行,提高整个核电站的经济效益提供指导。
作者：庄少欣; 孙微; 靖剑平; 安婕铷 刊期：2019年第01期
CAP1400核电厂与传统的“二代”核电厂区别较大。CAP1400反应堆在AP1000的基础上进行了一系列改进。采用RELAP5/MOD3.3程序建立CAP1400核电厂模型,对主蒸汽管道破裂事故的破口谱进行分析,结果表明,直到0.058m^2的蒸汽管道破口都不会触发反应堆停堆。对于0.059~0.105m^2的蒸汽管道破口,反应堆由超功率ΔT信号触发停堆。对于0.106~0.15m^2的蒸汽管...
作者：朱勇辉; 杨忠波; 洪晓峰; 朱其猛 刊期：2019年第01期
采用内压爆破实验研究了去应力、部分再结晶及再结晶退火状态的SZA-4、SZA-6两种国产新锆合金室温及385℃下的内压爆破性能,用SEM分析了爆破断口形貌特征。结果表明,在两种试验温度下,合金管材爆破压力及屈服压力随退火温度的升高呈下降趋势,再结晶态管材延伸率整体高于去应力态以及部分再结晶态管材。爆破断口均为细小韧窝形貌,并存在轴向的微...
作者：刘先文; 刘道寿; 杨青云; 徐春杰; 杨宝仁 刊期：2019年第01期
双相不锈钢的金相组织是铁素体与奥氏体,具有碳钢和奥氏体不锈钢的综合性能,尤其是耐海水腐蚀性能优越,且采用Mn、N代镍,降低造价。由于不良的热成形性能,双相不锈钢在以往核电建设方面仅用于仪表小管。在AP1000核电中,S32101双相不锈钢大量用于结构模块,主要性能是结构强度(常温与高温)和耐腐蚀性。结构模块制造、安装过程中的焊接工艺是保证模...
作者：赵志军; 马援东 刊期：2019年第01期
近年来,废树脂热态超级压缩技术以其成熟先进的技术工艺和减容效果明显备受关注。为了进一步提高减容效果和彻底解决废树脂压缩桶饼回弹,研磨工艺被成功地引入废树脂热态超级压缩技术中。以田湾核电站废树脂热态超级压缩技术为例,介绍了研磨工艺的流程、工艺特点及优势,探讨了研磨工艺在废树脂热态超级压缩技术中的应用前景和推广价值。
作者：杨美昆 刊期：2019年第01期
首先介绍了核电站重要设备硼不锈钢乏燃料贮存格架的的结构及技术特征,再从设备用材料控制、制造工艺、焊接工艺、验收检验等方面全面讲述设备制造过程。重点对零件表面质量、底板加工、设备垂直度和水平度控制、清洁度、焊接坡口结构优化等关键工艺内容进行详细说明,保证设备一次性检验和功能性试验合格。
