燃料棒下端塞压塞机设计研究

压塞机是燃料棒进行电子束或非熔化极惰性气体钨极保护焊(TIG焊)接前将端塞压入包壳管中的一种重要设备。以往所使用的压塞机难以满足当前的使用需求。因此重新设计一种新型压塞机。通过对端塞结构及技术要求的分析,确定了压塞机设计思路。介绍了压塞机的端塞上料(储料)机构、送端塞机构、压塞机构、上下料机构及其附属机构设计理由和方法。在实际使用中,新设计的压塞机要求压塞过程安全、平稳、便捷、自动化,压塞后无划伤。     

金山核热电站45万千瓦热功率压水反应堆

450MW热功率压水反应堆是为上海石化总厂核热电站设计的,本文将介绍该反应堆的一般概貌及设计思想。     

2×2MV串列静电加速器金属梯感应输电系统某些电性能的研究

文章着重介绍对金属梯的高压电极内拾压方法、短路电流计算和测量、感应电极、火花隙的设计及对直流电压梯度等电性能的研究,并给出结果。     

考虑预应力损失影响的安全壳安全性能研究

预应力损失对安全壳在内压作用下的安全性能影响不可忽略，本文通过考虑安全壳不同龄期下的预应力损失来研究安全壳在设计基准期内40年及设计基准期后60年不同内压水平作用下的安全性能。采用ABAQUS有限元软件建立了精细化安全壳三维有限元分析模型，通过非线性有限元方法分析了钢衬里屈服、预应力筋屈服、混凝土裂缝演化等性能指标。研究结果表明，考虑预应力损失后，安全壳混凝土开裂与钢衬里失效时，所能承受的内压荷载减小；安全壳在极限内压作用下的变形表现为穹顶向外膨胀以及洞口向内收缩；安全壳穹顶部分在极限内压下破坏严重；考虑预应力损失后，安全壳变形明显增大。但安全壳在设计内压(0.4 MPa)作用下仍有足够的安全裕度。     

非对称压水室对CAP1400主泵性能影响的分析研究

压水室作为主泵的边界,不仅承担着压力而且还是周向流出的导叶与单向流动的管路之间的唯一桥梁。为探究压水室对整机性能的影响,以CAP1400的1:2.5缩比模型为目标,提出了一种关于主泵非对称压水室的设计方法,并设计出4种不同几何尺寸的非对称模型。借助计算流体动力学（CFD）数值方法,得到含有口环间隙的核主泵全三维模型的内部流场、外特性及瞬态载荷信息。通过对比分析获得结论:4种非对称压水室模型将上盖板处径向载荷减小60%以上,使叶轮及总径向载荷的主频幅值减小13%以上;在保证径向载荷有明显改善的同时,还能有效提升泵体效率和扬程,前者改善更为明显,提升范围为0.57%~0.83%。      

CARR工程热工过程测量系统总体设计

介绍了中国先进研究堆(CARR)工程热工过程测量系统的设计难点与创新设计。结合差压变送器、气体成分分析仪器、温度计等设备的选型,给出了热工过程测量系统的总体设计技术方案。最终确定了CARR热工过程测量系统设计实现的总体功能、系统构成、施工安装要求及施工验收规范。     

百万千瓦级核电厂安全壳结构设计与试验研究

通过建立符合先进核电厂安全壳结构特点的线性和非线性有限元分析模型,得出合理的安全壳预应力张拉顺序,计算出安全壳在设计事故内压、严重事故内压状态下的工作生能及其极限承载能力,并与110的大比例尺结构模型试验结果相互比较,取得一致的结论先进核电厂安全壳符合国际上极限承载力≥25倍设计内压的合格标准.从而验证了先进核电厂安全壳概念设计的合理性.     

高温熔盐试验回路系统设计及验证研究

钍基熔盐堆核能系统（TMSR）计划建设热功率2 MW的液态燃料熔盐堆。在熔盐泵、换热器、冷冻阀等设备原理样机研制基础上，需要设计并建造高温氟盐回路对上述设备进行运行考验。首先设定熔盐-空气换热器换热功率为200 kW，根据经典热量方程及预定流速法确定系统流量为15 m3/h、管径为DN50（公称直径为50 mm）。采用Fluent数值计算确定系统压损为155 kPa，考虑一定裕量后熔盐泵扬程确定为20 m。为解决管道在高温工况下热应力集中问题，除熔盐泵固定安装外，加热器及换热器设计采用了万向球移动支承结构以增加系统柔性。自建成以来，回路累计运行超过4000 h，相关设备及系统结构设计得到验证。系统实际压损为110~120 kPa，仍需采用差压计进行实测验证。熔盐杂质含量分析表明，系统运行后Cr、Mo等杂质元素含量提高了2个数量级，说明存在材料腐蚀。回路内水氧含量控制水平需要在100 μL/L设计限值基础上进一步提高。      

基于IAPWS-IF97的自然循环差压测量修正技术

清华大学核能与新能源技术研究院所设计的低温供热堆一回路采用全功率自然循环,具有很强的固有安全性。由于自然循环压头低,回路阻力对流量有较大影响,因此,降低一回路阻力是反应堆设计的关键技术之一。为验证设计的正确性,搭建了1个试验回路,模拟一回路自然循环。采用差压变送器测量回路压降时,引压管内水的温度差将导致其密度差,并进而带来很大的测量误差。IAPWS-IF97公式在计算水和蒸汽物性时具有很高的精度,为此,开发了基于该公式的ActiveX控件,计算水在不同温度和压力下的密度。将该控件应用到基于组态软件的数据采集系统中,实现了差压测量的在线修正。数据分析结果表明,通过这种修正,大幅提高了差压测量数据的精度。     

乏燃料批式溶解器放大设计与水力学试验研究

为提高乏燃料批式溶解器的处理能力,满足我国工业规模后处理厂的要求,以现有的批式溶解器为基础,提出了一种采用笼式固体中子毒物的溶解器放大设计方案,并据此设计和加工了试验样机及试验台架,开展了水力学试验研究。水力学试验结果表明：鼓泡压空流量、鼓泡压空入口位置、液相温度和蒸汽流量是影响溶解器循环速率的显著因素,而负载、气相压力和液位对循环速率的影响相对较小;循环速率随鼓泡压空流量的对数值几乎呈线性增加趋势。     

压力容器的模糊可靠度计算

根据模糊数学原理和可靠性设计原理，介绍了模糊可靠度原理，并举例说明了压力容器的模糊可靠度计算。     

泵型对数模拟率表

本文从实用角度出发,给出泵叠加型对数模拟率表的设计方法和不加任何限制的统计涨落计算。根据这里提供的方法,将能得到较好的电路性能与电路用量之比。     

5MW THR燃料组件

本文介绍了5MW THR 燃料组件的设计原则、设计特性及其结构。并对其性能进行了分析与评价。     

核与辐射卫生应急救援演习设计、训练和实施

总结既往开展的核与辐射卫生应急救援演习经验,并参考国内外相关技术指南,给出核与辐射卫生应急救援演习的设计步骤及方法、演习前分科目训练要点、演习实施的主要工作和注意事项,并以具体示例加以分析。建议我国开展更加多样化的核与辐射卫生应急救援演习,进一步提高我国核与辐射卫生应急能力。     

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故后果分析中若干问题的讨论

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故是核电厂安全分析报告需要评价的一个重要的设计基准事故,随着该事故的工况分类由极限事故变更为稀有事故,其放射性后果不能满足我国放射性后果验收准则的要求.本文从SGTR事故放射性后果评价的计算假设、事故源项、验收准则及国内外的实践情况等几方面进行讨论,认为应对SGTR事故作进一步的研究,...     

HTR-10数字化运行仪表与控制系统的设计

核反应堆数字化仪表和控制系统与传统的以模拟仪表的构成的仪表与控制系统相比，具有明显的优越性，本文介绍了10MW高温气冷实验堆（HTR－10）数字化运行仪表和控制系统的设计与实施，包括系统结构，主要技术特点，系统主要功能等，并给出了系统的现场调试和运行情况。     

文物年代测定中的计算机应用系统

本文介绍了热释光测定古陶瓷等文物年代中的计算机应用系统,给出了计算文物年代的公式、计算机接口的工作原理和软件的设计思想等。该系统在近二年的实际应用中,性能稳定、操作方便,既提高了计算机速度,又保证了计算精确度,并能永久地保存各种原始数据。     

耐辐照多节潜望镜的设计制造

文章介绍了１种可以分别组合成４种长度的耐辐照潜望镜的结构和性能。这种潜望镜可以用于不同深度的场合。如既可观察深７ｍ的密闭空间，又可观察２ｍ深的管沟，实现了一机多用，提高了潜望镜的利用率，也节省了设备投资。     

Design of a water cooled monoblock divertor for DEMO using Eurofer as structural material

The performed investigation focus on a monoblock type design for a water cooled DEMO divertor using Eurofer as structural material. In 2013, a study case of such a concept was presented. It was shown that basic concepts using Eurofer as structural material are limited to an incident heat flux of 8 MW m⁻². Since, the EFDA agency issued new specifications. In this study, the conceptual design is reassessed with regard to specifications. Then, steady state thermal analyses and thermo-mechanical elastic analyses have been performed to define an upgrade of the geometry taking into account new specifications, design criteria and the maximum heat flux requirement of 10 MW m⁻². An analysis of the influence of each adjustable geometrical parameter on thermo-mechanical design criteria was performed. As a consequence, geometrical parameters were set in order to fit to materials requirements. For defined hydraulic conditions taken in the most favourable configuration, the limit of this design is estimated to an incident heat flux of 10 MW m⁻². Margin to critical heat flux and rules against progressive deformation/ratcheting in structural material limit the design.     

中国先进研究堆(CARR)工程设计标准化

为了保证中国先进研究堆(CARR)的设计在安全上达到当代核安全水平,在技术上达到世界先进水平,建立了一套适用于CARR工程设计的标准体系。本文对该体系中标准的采集、编写和管理进行了介绍,并结合工程设计特点,提出了在标准的选用和实施过程中应注意的问题。