液态金属锂回路的总体设计及安装调试

液态金属锂回路是用来研究聚变堆中ＭＨＤ压降及材料相容性等工程问题的大型装置。本文主要介绍了建在核工业酉南物理研究院的锂回路装置设计参数，回路结构及组成部分和回路的主要技术指标。此回路由液态金属流动区域的主回路及氩气系统、真空系统、油冷系统、供电及控制系统、数据采集及处理系统、安全及报警系统等组成。此回路运行分两个阶段：第一阶段采用Ｎａ－Ｋ合金于常温下运行来研究ＭＨＤ压降，第二阶段采用金属锂于３５０～５００℃下运行来研究材料相容性。代表回路特性的Ｈａｒｔｍａｍ参数及相互作用参数分别为６３４３，１２１７２，液态金属在管道中最大流速达１．３８ｍ／ｓ，磁场强度达２．０Ｔ。     

高温气冷堆二回路加药系统工艺优化及自动控制方法研究

目前高温气冷堆（HTGR）的二回路水质指标无相关的成熟标准可以参考，加药控制指标也没有标准。本文通过对HTGR二回路的材质和运行工况的研究，参考压水堆（PWR）和火电直流炉的运行经验，确定二回路给水pH值控制标准在9.5~9.8之间，联氨的控制标准在80~120 μg/L之间可以使二回路取得较好的防腐效果；针对HTGR二回路加药系统设计现状，对加药系统设计工艺提出了优化和变更方案，用联氨表代替溶氧表，用电导率计算pH，避免了溶氧表和pH表的滞后性和不稳定性；最后，通过控制方法的改进，实现HTGR二回路加氨和加联氨系统的全自动精准控制。      

高温气冷堆二回路水质控制方法研究

参考压水堆二回路和火电直流炉水质标准，结合高温气冷堆二回路结构和材料特点，对高温气冷堆蒸汽发生器（SG）原设计中的进水标准和精处理出水标准进行了修正，得出比较合理的水质控制标准；研究了提高高温气冷堆二回路水-汽品质的3种方法，即机组启动冲洗方式控制、加药控制和精处理运行方式控制，对3种方法进行了详细的论述，提出了科学、完整的高温气冷堆二回路水-汽品质优化方法。      

200MW核供热堆功率调节系统设计原理

简要介绍了２００ＭＷ核供热堆的堆型结构和运动方式，着重介绍了２００ＭＷ核供热堆功率调节系统设计原理和调节控制棒与调节二回路流量协调控制方案，并介绍了调节二回路流理所采用调频电源作为二回路水泵调速的执行机构。     

中国先进研究堆回路系统设计总结

目前，研究堆的类型曰趋多样化，有重水堆、轻水堆、气冷堆和正在研制的核聚变堆，不同的堆型，回路系统的配置相差很大，如101重水堆有与重水氦气有关的几个回路系统，49．2游泳池式堆也有与轻水有关的几条回路。但采用轻水作冷却剂，重水作反射层的堆，至少需设置十几条回路。CARR是一座轻水作冷却剂、重水作反射层的研究堆，回路系统设计时主要参考了国内外一些研究堆，如HWRR、ORPHEE堆，HANARO堆、FRM—Ⅱ等。     

10MW高温气冷堆主要调节回路工程整定方法的仿真研究

１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ－１０）动力系统自动控制的研究是ＨＴＲ－１０工程重要子课题之一，核功率调节回路与氦流量调节回路是其中两个重要的回路。由于控制对象存在参数变化大、非线性特性强特点，给控制器参数的工程整定带来了很大困难。本文研究了上述回路在一定性能指标约束下的参数调整方法和规律，为控制器的工程实现和现场整定提供了指导，也为ＨＴＲ－１０整体控制策略的深入研究奠定了基础。     

10MW高温气冷堆蒸汽发生器双管工程模拟实验装置

介绍了１００ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ－１０）蒸发发生器双管工程模拟实验装置实验回路及主要实验设备的技术特征和主要技术指标，该实验装置用两根螺旋蒸发管作为实验本体，用高温氦气作为热源，全部采用全尺寸模拟。实验回路由氦气回路，一次水回路，二次水回路组成。一次侧氦气的工作压力为３．０ＭＰａ，工作温度为６７０℃二次测蒸汽压力为４．０ＭＰａ，工作温度为４４０℃。该装置主要研究ＨＴＲ－１０蒸汽发生器３０％负荷运     

蒸汽发生器钠水反应的氢计测定

蒸汽发生器在运行过程中发生换热管的泄漏是常见的事故。氢计是测量钠和覆盖气中氢杂质的在线测量仪表。在二回路中，为了监测蒸汽发生器热交换器管壁是否破损，用以避免其后更多的三回路中的水向二回路钠中泄漏而引发大的事故，采用氢计监测二回路钠和覆盖气中氢杂质含量能及早发现水从三回路向二回路的泄漏。     

混合堆产氚演示回路及其氚释放实验

本文介绍了我国第一条混合堆产氚演示回路，阐述了该回路的主要组成部分，如辐照盒、固体增殖剂、分析和监控系统等。     

秦山核电厂上充回路仿真优化分析

通过对秦山核电厂系统回路的仿真试验分析，指出了其化容系统上充回路现有的几种设计方案所存在的缺陷，并分析了其对核电厂运行的可能影响，同时给出了一个可供参考的优化方案。     

Design and Characterization of a Low Power Consumption, HPGe Spectrometer

A low power consumption, high resolution germanium spectrometer is described. The spectrometer consists of an HPGe detector (either conventional or reverse electrode), a charge loop amplifier, a high count rate indicator, detector bias shutdown electronics, and a portable cryostat. A brief analysis of the charge loop amplifier is presented. Data for FET noise at reduced drain currents is also presented. The effects of various circuit components on temperature coefficient of gain are described along with measured temperature coefficient. Finally, the resolution and peak shift versus count rate are presented along with the spectrometer configuration.     

Experiments on the Heat Transfer and Natural Circulation Characteristics of the Passive Residual Heat Removal System for an Advanced Integral Type Reactor

Experiments on the heat transfer characteristics and natural circulation performance of the passive residual heat removal system (PRHRS) for the SMART-P have been performed by using the high temperature/high pressure thermal-hydraulic test facility (VISTA). The VISTA facility consists of the primary loop, the secondary loop, the PRHRS loop, and the auxiliary systems to simulate the SMART-P, a pilot plant of the SMART. The primary loop is composed of the steam generator (SG) primary side, a simulated core, a main coolant pump, and the loop piping, and the PRHRS loop consists of the SG secondary side, a PRHRS heat exchanger, and the loop piping. The natural circulation performance of the PRHRS, the heat transfer characteristics of the PRHRS heat exchangers and the emergency cooldown tank (ECT), and the thermal-hydraulic behavior of the primary loop are intensively investigated. The experimental results show that the coolant flows steadily into the PRHRS loop and that the heat transfers through the PRHRS heat exchanger and the emergency cooldown tank are sufficient enough to enable a natural circulation of the coolant. The results also show that the core decay heat can be sufficiently removed from the primary loop with an operation of the PRHRS.     

快堆材料试验回路的静力分析

该回路有多个环形管系、布置紧凑、运行温度高。原设计未考虑支撑,因此“安全问题”比较突出。根据SDGJ6-78规定。利用PSDP程序,对此回路进行了一次、二次或一次加二次应力验算,改进了原设计,并对支撑作了合理布置。计算表明在给定条件下运行是安全的。     

秦山核电厂燃料元件综合考验的若干问题

总结了秦山核电厂燃料元件在重水研究堆（ＨＷＲＲ）中综合考验的一些有关设计与运行的技术问题。着重介绍考验组件的堆物理问题、回路温度控制、三回路冷却方案、除氧措施、高温高压阀门密封以及安全设施。     

Dislocation loop nucleation and growth in zirconium-2.5 wt% niobium alloy during 1 MeV electron irradiation

A high voltage electron microscope has been used to study loop formation in thin foils of Zr, Zircaloy and two Zr-Nb alloys. The effects of varying irradiation temperature and displacement dose were examined in the light of nucleation and growth theories. It was found that Nb solute enhanced loop densities by up to more than an order of magnitude but loop growth at 773 K was more than proportionately retarded so that total point defect precipitation is diminished. The temperature dependence of loop density corresponds to an activation energy 0.36 eV with <0.1 eV solute binding.     

高温钠回路温度模糊控制的实现

本文叙述用于高温钠回路的微型机温度模糊控制系统的基本原理，实现方法和实际使用效果。     

自然循环静态特性实验研究

介绍了在自然循环整体实验装置(NCIF)上完成的自然循环静态特性实验结果。通过对3种泵路(泵及其出口节流件)阻力系数条件下的自然循环静态特性实验,获得了一回路平均温度维持不变的自然循环工况下,系统各热工水力参数随加热功率的变化规律;并对影响稳态自然循环流动的主要因素进行了分析。     

HFETR 2000 kW高温高压考验回路主泵断电事故瞬态特性分析

为了研究高通量工程试验堆（HFETR）内2000 kW高温高压考验回路在主泵断电事故过程中的安全特性，基于RELAP5程序建立了考验回路的仿真模型，采用验证后的模型开展了主泵断电事故瞬态特性分析。计算结果表明，在主泵断电事故过程中，主泵高速工况会切换至2台事故泵低速工况，流量下降较快并最终稳定至初始流量的一半，燃料包壳在4.34 s达到峰值温度763 K；之后由于功率的不断下降，包壳温度随之不断下降；事故过程中最小偏离泡核沸腾比大于1.3，表明不会发生偏离泡核沸腾，满足安全要求。      

10MW高温气冷堆控制方案研究

在清华大学核能设计研究院开发的高温堆可视化仿真控制平台上进行了10MW高温气冷堆动态特性研究,并结合其运行特点和控制要求设计了3种控制方案,采用比例积分与微分控制方法,在高温堆可视化仿真控制平台上进行了控制方案的仿真比较。控制的重点在于维持直流蒸汽发生器的出口蒸汽温度恒定,同时兼顾反应堆出口热氦气温度不超出保护限值。仿真结果表明,采用给水泵调节给水流量来控制蒸汽温度,并通过氦风机调节氦流量保持与给定功率成比例,避免跨回路调节,静态解除了由于氦流量的变化对一、二回路的耦合问题,能够获得理想的控制效果。