西安脉冲堆水平实验孔道

西安脉冲堆的水平实验孔道主要服务于核物理、辐射化学和材料辐照等。水平实验孔道分为水平切向孔道、水平径向孔道。水平切向孔道的屏蔽采用旋转屏蔽门屏蔽,避免了活化后塞子取出物污染空间及取放塞子的不便。为使孔道内保持负压,在前端铝管后部上方设置了1根φ38×3的特排管与特排系统相联接。水平径向孔道A正对堆芯,孔道前端位于水池中。     

CARR水平孔道设计的改进与进展

CARR共设置9个水平孔道:即冷源孔道、烫源孔道、中子多过滤束孔道、长切向孔道、备用孔道和4个热中子束孔道。它们分布于堆芯周围,穿过重水箱、堆水池及生物屏蔽层,其中冷源孔道的中子束流引出到中子导管大厅,直线距离数十米长。     

CARR重水箱设计

CARR重水箱（图1）是堆本体的关键组成部件。重水箱作为CARR的重水反射层容器，是重水压力边界的一部分，并为反应堆提供慢化剂。堆芯容器、2根停堆安全棒、水平孔道和垂直孔道等设备均通过重水箱安装定位。     

CARR垂直孔道简介

CARR堆本体中设计有各类实验孔道(水平孔道和垂直孔道),以满足燃料元件和结构材料的辐照考验、各种放射性同位素辐照生产、单晶硅中子掺杂、中子物理实验研究、中子活化分析研究、中子散射实验、中子照相、在线同位素分离器研究等科研活动的需求。 CARR中垂直孔道共计22根,包括     

CARR重水箱设计进展

CARR重水箱是堆本体的关键部件。重水箱作为重水压力边界的一部分,保证了重水回路的完整性。堆芯容器、2根停堆安全棒、水平孔道和垂直孔道均通过重水箱安装定位。 重水箱的设计经历了可行性设计、初步设计和目前的施工设计等几个阶段。在各个阶段尤其是施工设计阶段进行了大量     

脉冲堆堆内垂直孔道、偏心腔孔道操作工具结构设计与分析

介绍了堆内垂直孔道、偏心腔孔道操作工具结构设计的设计准则及特点，分析了利用重力作用进行定位、导向、复位，从而形成操作动作的工作原理和可快速换头的工具结构、以及该结构方案所具有的特点。实际操作试验表明，该工具是操作堆内垂直孔道、偏心腔孔道的理想工具。     

基于金活化片的单球谱仪研制及能谱测量

中国先进研究堆(CARR)H-8水平孔道是提供中子的实验孔道,可以提供稳定的辐射场,对于不同的中子实验,其所需的中子能谱谱形不同,准确测量中子能谱具有重要意义。为测量H-8水平孔道中子能谱,研制一种以金活化片为热中子探测器的被动式单球中子能谱仪,使用MCNP程序对10^-11～15 MeV能区的中子能量响应进行计算,并分析能量响应的合理性。在CARR堆导管大厅对单球谱仪进行测试实验,使用高纯锗探测器测量各金活化片活度,使用UGA(unfolding based on genetic algorithm)解谱程序对实验数据进行解谱计算。结果表明,导管大厅出射中子能量在10^-9～10^-6 MeV范围内,单球中子谱仪可以较为精确的给出中子能谱数据,适用于CARR堆H-8水平孔道中子能谱测量研究。     

CARR堆水平孔道现场测量

CARR堆堆本体9个水平孔道预埋件由于加工及混凝土浇筑的影响，使椭圆度的长短径相差最大约15mm，导致水平孔道按图纸加工的情况下无法安装。为保证水平孔道各零部件顺利安装，且保证设备的轴线与理论轴线重合，达到CARR堆运行效果，进行了本次测量。本次测量还可使上海加工的重水箱直接加工到图纸尺寸，省去二次加工的步骤，从而缩短了2～3个月的二次加工时间。     

CARR堆水平孔道加工制造

CARR堆9个水平孔道分布于堆芯周围活性区边缘的重水反射层内，从中子注量率较高的位置切向引出，穿过重水箱、堆水池、重混凝土屏蔽层，用于中子实验、冷中子活化实验、热中子和keV中子照相、在线同位素分离实验、核泵浦激光实验等。其分布图示于图1。     

HFETR堆辐照孔道释热率测量装置研制

为解决HFETR堆中心孔道活性区相关材料释热率的测量问题,开展了释热率测量装置的研制。在研制过程中,基于量热法的基本原理,辐照孔道的结构限制和反应堆的要求,进行了测量装置结构设计、强度校核和热工分析。测量装置组装完成后,在HFETR堆G07孔道开展了测量试验,同时测得了321不锈钢、6061铝合金和Zr-4合金三种材料在HFETR堆活性区450mm和750mm处的释热率。试验结果显示:测量装置在测量过程中运行稳定可靠,满足HFETR堆安全运行要求;量热计结构小巧紧凑,可同时测量多种材料的释热率;量热计模块化设计,安装于测量装置的不同轴向位置,可同时测量辐照孔道不同轴向位置的释热率;测量结果较好地体现了释热率与堆功率、测量位置的相关性,测量结果可靠有效。     

“华龙一号”核电厂的辐射防护最优化设计

辐射防护最优化是核电厂辐射防护设计中的关键问题之一。本文结合国际原子能机构(IAEA)提出的辐射防护最优化设计策略,围绕核电厂辐射防护最优化设计过程中的设计目标、设计内容与评估、确保持续改进等几个方面对华龙一号核电厂的辐射防护优化设计进行了概述,对华龙一号设计中涉及的辐射源项优化、辐射分区优化、事故后辐射防护设计优化、职业照射剂量评价、环境排放设计优化等方面开展的工作进行了介绍。辐射防护最优化原则在 “华龙一号”(HPR1000)的设计工作中得到了有效的贯彻与执行。     

核电厂厂址选择阶段的总图运输设计

简要地介绍了核电厂厂址选择阶段的总图运输设计的基本任务、规则设计，并讨论了建设子项的确定、主厂区平面设计、竖向布置和防设计基准共水位等技术问题。     

核电站LD/AD模块化设计平台开发

采用模块化设计方法,基于AutoCAD平台,开发了适合分布式控制系统(DCS)且同时满足核电项目仪控电气设计和验证需要的核电站逻辑图/模拟图(LD/AD)设计平台,并将LD/AD设计平台用于CPR1000所有新项目各个设计阶段的设计.结果表明,该设计平台在技术上可保证上下游文件的一致性,减轻设计难度,提高效率.     

核电厂蒸汽发生器设计中的安全问题

介绍了核电厂蒸汽发生器设计中应考虑的安全问题，包括传热管材料的选择、支撑板材料与结构设计、防振架材料与结构设计、管子与管板的连接和热工水力结构的改进设计。最后还介绍了ALWR—URD对蒸汽发生器设计的要求。     

新型反应堆可视化设计方法研究

以核聚变反应堆为研究对象，提出了一种参数化的零部件设计为先导，以可变异的零部件组装逻辑为手段的新型的可视设计方法，所有的设计对象采用实体造型技术，可对系统的设计结果进行三维渲染和动态仿真。设计的对象包括偏滤器、中心柱、包层、纵向场、极向场等，以偏滤器为例，部件组成又包括轨道、支体、外靶板、内靶板、能量沉积板、圆顶和翼。所介绍的设计系统为核聚变装置的灵活设计提供了一种有效的手段，同时也将促进核聚变装     

大容量钴源运输容器屏蔽研究

大容量钴源运输容器为运输工业用钴源而设计的专用设备。由于内容物放射性活度水平很高、衰变热很大,仅有少数国家具有设计能力,在国内的研制尚属首次。在对钴源运输容器的屏蔽设计研制过程中,突破之前的屏蔽设计技术束缚,采用MCAM程序与MCNP程序模拟计算钴源运输容器外的剂量率水平,并在设计过程中及时发现容器存在的设计缺陷,从而进行了设计改进,保证了容器满足国家标准要求的各项设计措施。目前这些设计措施已通过相关的试验验证。结果表明:针对大容量60 Co运输容器的关键技术制定的设计措施合理有效,充分保证了容器在经受国家标准中规定的正常运输条件和运输中事故条件下各项试验后容器屏蔽性能的完整性,确保钴源运输的安全。     

A constraint-based approach to intelligent support of nuclear reactor design

Constraint is a powerful representation to formulate and solve problems in design; a constraint-based approach to intelligent support of nuclear reactor design will be proposed in this paper. We will first discuss the features of the approach, and then present the architecture of a nuclear reactor design support system under development. In this design support system, the knowledge base contains constraints useful to structure the design space as object class definitions, and several types of constraint resolvers are provided as design support subsystems. The adopted methods of constraint resolution will be explained next in detail. The usefulness of the approach will be demonstrated using two design problems: design window search and multiobjective optimization in nuclear reactor design.     

核电厂三维模型标准化体制的建立

分析了三维设计标准编制需要考虑的各种因素,提出了三维设计标准的编制原则,探讨了设计标准体系的构成及三维设计标准编制流程。旨在通过对核电厂设计的标准化工作,提高设计成果复用度,加快设计交流和更新速度,扩大设计成果的应用范围,增进知识学习和积累。     

RTDP方法在大型先进压水堆热工设计中的应用初步研究

偏离泡核沸腾（DNB）设计基准是反应堆热工水力设计中的重要基准之一,为评价该设计基准是否满足热工水力设计要求,首先需确定堆芯偏离泡核沸腾比（DNBR）设计限值。本工作详细论述了使用统计学方法确定运行参数及核设计参数等不确定性的RTDP原理,并应用该方法和堆芯子通道分析程序对大型先进压水堆DNBR设计限值及含汽率限值进行计算并给出结论,为DNBR设计基准的验证提供了关键判据。     

European passive plant program: A design for the 21st century

In 1994, a group of European utilities initiated, together with Westinghouse and its industrial partner GENESI (an Italian consortium including ANSALDO and FIAT), a program designated EPP (European Passive Plant) to evaluate Westinghouse passive nuclear plant technology for application in Europe. The following major tasks were accomplished: (1) the impacts of the European utility requirements (EUR) on the Westinghouse nuclear island design were evaluated; and (2) a 1000 MWe passive plant reference design (EP1000) was established which conforms to the EUR and is expected to be licensable in Europe. With respect to safety systems and containment, the reference plant design closely follows that of the Westinghouse simplified pressurized water reactor (SPWR) design, while the AP600 plant design has been taken as the basis for the EP1000 reference design in the auxiliary system design areas. However, the EP1000 design also includes features required to meet the EUR, as well as key European licensing requirements.