200MW供热堆乏燃料的贮存

本文结合２００ＭＷ供热堆的结构特点，介绍了供堆的乏燃料贮存方式，并讨论这一贮存方式所带来的优点。     

脉冲堆中子源元件技术设计

本文利用笔者导出的计算公式,对脉冲堆中子源元件进行了计算校核.最终得出脉冲堆中子源元件可以随堆运行的结论,并进行了必要的讨论。     

三种堆型核电厂经济性评价

本文分析了核电投资的特点、建立了考虑价格浮动和通货膨胀等因素影响的核电厂建成价和核燃料成本的计算模型。对压水堆、高温气冷堆和快堆三种堆型的经济性进行了研究。结果表明，当高温气冷堆和快堆两种先进堆型实现商用概念设计后，其商业竞争能力可与现有的压水堆相媲美。     

小型堆选址相关标准的适用性讨论

小型堆由于具有良好的安全性能而日益受到国内外关注。小型堆的设计目标是尽可能地靠近用户，但是其选址相关标准的制定尚处于起步阶段。本文采用假设的小型堆选址假想事故对内陆厂址和滨海厂址的非居住区和规划限制区半径进行粗略估算，并对现行标准中关于确定非居住区、规划限制区、应急计划区半径，以及放射性三废排放要求的具体规定是否适用提出了讨论。     

低温供热堆热循环方式分析

详细分析讨论了低温供热堆的热循环方式，列举了几种适合低温供热堆热电联供热源和冷源特点的动力循环方式。根据５ＭＷ、２００ＭＷ、５００ＭＷ低温供热堆热电联供热源和冷源特点，对各循环方式作了详细计算，分析、比较。结果表明，不同堆参数所提供的热源，要求不同的循环方式与之相适应。     

关于正确理解堆芯损坏概率的进一步讨论

堆芯损坏概率/频率这一指标经常用在关于核电安全性的讨论中，其数值意义及概念的认识或理解尚需进一步明确。本文利用概率论相关方法，在深入了解堆芯损坏频率（CDF）获得过程的基础上，讨论了利用泊松过程来计算堆芯损坏概率（CDP）的方法。并说明了直接叠加单个堆年CDF来估计CDP，是一种常见的近似方法，其误差会随着堆年数的增多而变大，应明确其适用范围。计算表明：在10%误差的条件下，对CDF为1×10^－4/(堆•年)的堆，用近似方法可讨论到约2000堆•年，而对CDF为1×10^－5/(堆•年)的堆，则可讨论到约20000堆•年。同时在使用该指标时，不能忽略反应堆发生堆芯损坏这一事件本身的随机属性。     

改进约束状态与聚变堆要求的相容性

用特征性能量表示式列举了聚变堆的物理要求，用四个不同范畴的堆设计为例子，ＩＴＥＲ以ＥＬＭｙＨ模式作为运行状态，这个状态已在许多倍能量约束时间得到证实，电力生产堆的设计要求更高的功率密度和自举电流份额，因而要求更高的规范化β值，对把内部输运势与Ｌ模式或Ｈ模式边缘结合起来的不同增强约束状态满足这些要求的能力，以及对氦抽气和偏滤器功率负载的要求作了讨论。     

快中子脉冲堆周期计算机测量系统

简要介绍了中国快中子脉冲堆－Ⅱ堆周期计算机测量系统的硬件结构，工作原理和软件组成，给出了ＣＦＢＲ－Ⅱ堆裸堆带去耦部件系统和裸堆上布置有较多轻材料样品的系统的裂变产额－预加反应性关系。该测量系统使ＣＦＢＲ－Ⅱ堆周期测量实现了自动化和智能化，提高了测量数据在线处理的精度和速度。     

China Experimental Fast Reactor （CEFR） Chinese Fast Reactor and GⅣ Advanced Nuclear System

2000年首先由美国提出、2001年众多核能国家认可的第4代先进核能系统（简称“第4代”）共推荐了6种堆型，即钠冷快堆、气冷快堆、铅冷快堆、超临界水堆、超高温堆和熔盐堆。它们的技术基础不同。世界上钠冷快堆曾建造18座，从实验快堆、原型快堆、直到经济验证性快堆，     

秦山三期CANDU重水堆燃料的设计与性能

分别从设计特点，堆内外试验验证和堆内运行经验等方面阐述了ＣＡＮＤＵ重水堆燃料具有高的性能的原因。为实现不停堆换料能力，ＣＡＮＤＵ－６采用了独特的燃料设计，１９８５－１９９６年１０年内，在５６５０００组３７根棒的卸料组件中，其破损率已由从前的０．１％降至０．０４％，相应的单根燃料破损率在２３＊１０＾－５以下。     

壳式与池式核供热堆的比较

本文对壳式与池式核供热堆的设计参数进行了分析比较，对两种堆型的优缺点进行了对比。以供堆型选择参考。     

CFBR-II堆反应性温度效应分析

根据单群微扰理论分析了CFBR-II堆反应性温度效应,给出了CFBR-II堆在稳态和脉冲两种运行工况下的反应性温度系数的理论计算公式,分析和讨论了影响CFBR-II堆反应性温度系数的各种因素.结果表明:CFBR-II堆稳态和脉冲反应性温度系数均为负值,其值各不相等;CFBR-II堆稳态反应性温度系数取决于堆体的结构尺寸及材料组成、堆体各部件之问以及堆体与堆外环境之间的换热条件,与稳态运行功率无关;堆脉冲反应性温度系数在整个脉冲过程中近似为常数,其值取决于堆体的结构尺寸及材料组成.     

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。     

高温气冷堆堆芯主动冷却过程动态分析

高温气冷堆紧急停堆后需要快速冷却堆芯，使其达到重新启动条件，制定合理的冷却方案对于减少电厂运行成本和保护设备安全具有重要意义。本文建立了冷却系统的数学模型，对冷却过程中关键设备的传热传质过程进行了动态数值模拟。首先分析了德国高温气冷堆采用的直接冷却方案，结果表明，此方案无法避免对设备形成冷冲击或热冲击，风险性较大。进而提出了适用于我国高温气冷堆的新方案，新方案包括4个步骤：蒸汽发生器排水-卸压-预冷-冷却堆芯。动态分析表明，新方案成功地避免了冷/热冲击，大幅提高了安全性，冷却时间也在可接受范围内。     

研究性反应堆的发展近况

本文概述六十年代中期以后研究堆的发展情况。从1966年底以后建成的研究堆为52座,只占迄今已建成研究堆的13.3%左右,但许多新建成的堆各具特色,性能良好。快堆在新建的工程试验堆中占很大比例。中子源用堆的发展趋势是重质而不重量。各国对研究堆用燃料元件有降低铀浓缩度的趋势。     

核能源前景浅见

文章展望了裂变堆、纯聚变堆和聚变-裂变混合堆的前景,分析了混合堆的低聚变条件和很高的能量与燃料增殖能力等重大优点。认为作为由裂变能源过渡到纯聚变能源的桥梁,聚变-裂变混合堆应成为未来核能源的方向之一。     

脉冲堆环境辐射影响评价

本文讨论了脉冲堆环境辐射影响评价所采用的剂量标准、评价范围和评价方法。介绍了原型脉冲堆环境辐射影响评价所采用的计算模式和计算程序以及剂量计算结果,并就该堆正常运行工况和事故工况下对环境可能的辐射影响进行了评价。     

CFBR—Ⅱ堆反应性温度效应分析

根据单群微扰理论分析了CFBR-Ⅱ堆反应性温度效应,给出了CFBR-Ⅱ堆在稳态和脉冲两种运行工况下的反应性温度系数的理论计算公式,分析和讨论了影响CFBR-Ⅱ堆反应性温度系数的各种因素。结果表明：CFBR-Ⅱ堆稳态和脉冲反应性温度系数均为负值,其值各不相等;CFBR-Ⅱ堆稳态反应性温度系数取决于堆体的结构尺寸及材料组成、堆体各部件之间以及堆体与堆外环境之间的换热条件,与稳态运行功率无关;堆脉冲反应性温度系数在整个脉冲过程中近似为常数,其值取决于堆体的结构尺寸及材料组成。     

脉冲堆燃料的安全特性及其在小型动力堆中的应用

本文介绍了脉冲堆U-ZrH_(1.6)燃料的安全特性及具在国外小型动力堆中的有关应用情况。最终指出,U-ZrH_(1.6)是一种完美的燃料概念,除脉冲堆外,在小型动力堆中有着广阔的应用前景。     

重水堆3H排放量控制值的建议

为了满足急需,根据重水堆核电站的实际释放资料,参照国际GB6249-86对压水堆流出物中放射性核素释放的控制水平,并考虑到干什么山厂址多堆型、多机组的特点,对可适用于秦山三期重水堆核电站的3H排放量控制值提出了建议,并对通用控制值可能的取值范围进行了讨论.