基于流场特性分析的安全壳整体性密封性试验方法研究

安全壳整体泄漏率试验采用pVTt法间接测量安全壳气体质量，其准确性与测温点布置方案有明显关系。本文针对一个自由容积为63 606 m3的安全壳建立计算流体力学（CFD）仿真模型，分析升压和稳压过程其内部流场和温度场分布特性，比较测温点布置方案对测量结果准确性的影响。研究结果表明，安全壳内流场与温度场强耦合，流动越弱的区域温度越高。受内部构筑物影响，稳压40 min后，流动较弱的隔间与自由空间的温差仍有2℃左右。通过温度分区特征细化测温点布置方案，空气总质量的测量精度提高了0.1%。本文还定量比较了针对某不良测点的几种容积合并方案，建议拟合并的代表容积应与原容积具有相似流动特性或较好连通性，以减少测量偏差。该研究结果可以为安全壳整体密封性试验优化提供有效指导。     

堆用SiC辐照温度监控器的研究进展

碳化硅（SiC）晶体可以用作无源监控器测量反应堆的中子辐照温度，在未来高温强辐射的先进核反应堆中具有重要的应用前景。SiC测温技术自20世纪60年代被首次提出以来，基于SiC结构、热学和电学性质的中子辐照效应，人们建立了宏观尺寸法、质量密度法、热导率法和电阻率法等各种SiC测温方法。本文首先综述了这些SiC测温方法的基本原理和工作特点，然后着重介绍了中国原子能科学研究院（China Institute of Atomic Energy,CIAE）SiC测温系统的研究进展，通过中子辐照诱导SiC晶格肿胀的理论计算，分析和验证了该系统测温结果的可靠性，探讨了进一步提高SiC测温效率的实验方法。     

天荒坪抽水蓄能电站RTD失效机理的分析与研究

本文简要回顾了天荒坪抽水蓄能电站RTD测温元件故障情况，介绍了失效判据和失效模式。通过对RTD故障样品的测试、分析和解剖，发现有5类失效模式。在模拟试验的基础上，分别对各类RTD故障样品进行了失效机理分析，并对如何提高这类RTD的可靠性提出了改进建议，进行了国产化试制和实践应用，收到了很好的效果。     

中子输运的差分解与精确解的比较

给出了有限差分方法计算临界尺寸和中子通量的误差分析,将临界情况下的精确解推广到了非临界情况。然后,将精确解与各种差分解作了比较,考察了计算格式与空间分点对计算结果的影响,对误差的规律性和误差原因作了分析。     

中子输运的差分解与精确解的比较

给出了有限差分方法计算临界尺寸和中子通量的误差分析,将临界情况下的精确解推广到了非临界情况。然后,将精确解与各种差分解作了比较,考察了计算格式与空间分点对计算结果的影响,对误差的规律性和误差原因作了分析。     

蒸汽发生器螺旋式传热管动态特性简化解析分析

本文建立了螺旋管结构动力分析的简化模型，给出了该简化模型的固有动态特性解的半解析数值实现方法。算例表明，该建模是合理的，该数值方法精度良好、占用机时少于有限单元法。计算结果与试验结果符合较好。     

细粒石英前剂量方法

分析了前剂量技术的三种测量方法－多次激活，加剂量法和钉子技术的优缺点，并对细粒石英前剂量方法进行了专门研究。结果表明，细粒石英方法不仅简便，而且减少了多次激活，试验剂量和归一引起的误差，使最小可测年龄降至几十年。     

基于小位移旋量的浮动式核电站反应堆装卸料定位误差分析与优化

燃料组件装卸是核电站反应堆换料检修的一项重要操作，浮动式核电站由于运行环境特殊，其装卸料定位精度要求更高。本文基于小位移旋量（SDT）的公差建模方法对浮动式核电站反应堆装卸料的导向定位误差进行了分析，采用刚体动力学坐标系变换的方法得到了装卸料定位误差的表达式；采用MATLAB程序进行了模拟计算。对海洋条件下反应堆装卸料的极限倾斜量进行了分析，给出了最大倾角与海浪参数的关系，对燃料组件导向间隙量等关键参数进行了优化，并将其结果与试验数据进行了比较，相符性较好。      

活度微量热计研究进展

为了满足热功率为10μW水平的仅和β放射源活度校准需要，研制了1台活度微量热计测量装置。该装置采用半导体测温元件组合（Bi2Te3＋Sb2Te3p型与Bi2Te3＋Bi2Se3n型）作为测温元件，采用等温双杯量热计的技术原理和使用计算机软件根据测温信号的极性用电功率在空白测量杯上进行自动补偿确定放射源的热功率。     

测温旁路稳态仿真计算分析

测温旁路管线的设计和布置以及节流孔板的选取依据是确保反应堆冷却剂的流动时间满足安全准则的要求(等于或小于1 s)。通过对测温旁路Flowmaster仿真模型进行分析,同时对比某核电厂的调试数据,分析结果表明:测温旁路管线的设计和布置以及节流孔板的选取合理可行,反应堆冷却剂的流动时间能够满足安全准则的要求。     

含有一次微商项的二阶常微分方程本征值问题自洽解的一种数值方法

一、问题的描述Skyrme型相互作用是目前比较成功并且被人们普遍使用的一种有效核力。用Skyrme力通过Hartree-Fock计算可以比较好地描述原子核基态性质,讨论原子核的单粒子能级。在进行Hartree-Fock计算中,要求解以下含有一次微商项的二阶常微分方程本征值问题     

快堆热钠池的三维热工水力分析

采用多孔介质的方法，对中国实验快堆（ＣＥＦＲ）热钠池的复杂流场进行了数值模拟，计算结果与设计值符合得很好，并给出了流场分布，为中国实验快堆的进一步设计和安全性能评价提供了重要的参数。     

激光多光子激励分子的同位素分离系数的数值计算

分离系数是用以评定激光辐照产物中同位素分离效果的重要技术指标之一。本文章导出一组分离系数计算公式,供计算机模拟同位素分离过程以及预测和优选实验条件之用。     

束流能散度和传输管道孔径变化对束流尾场效应的影响

采用双粒子模型，讨论了束流能散度和传输管道孔径变化对由第一个宏粒子产生的束流尾场的影响。并将所得的计算尾场效应的公式，变换成六维传输矩阵的形式，使之能用于束流传输系统的模拟计算。     

重离子径迹周围的径向剂量分布

基于径迹结构的δ射线理论，在电子能量２０ｅＶ－２０ＭｅＶ范围内，本文用单一的数多项式电子射程－能量关系式代替分两段拟合的幂函数表达式，并依据重离子与受照射介质的核外电子相碰撞时所产生的二次电子的径向通量公式，采用高斯数值积分法，计算重离子径迹周围的径向剂量分布。     

TRANSVERSE INSTABILITY OF A BUNCH OF HIGH CURRENT SHORT PULSE BEAM IN ELECTRON LINAC

A set of equations for investigating transverse instability of a bunch of high current short pulse beam in electron linac is presented, and the result of numerical calculation is given in the paper.     

反应堆节块计算中一种数值求解边界反照率的方法

提出一种数值近似求解反照率的计算方法。在节块扩散计算中，用该方法求得的反照率边界条件，替代压水堆中的反射层。该方法数学模型简单，且能够处理各种几何边界条件，包括“Ｌ”型和“”型拐角。一些基准题的数值结果表明，以新的边界条件进行的堆芯功率和临界计算所得结果与精确表示反射层的节块计算结果符合良好。     

用数值模拟法检验几种气溶胶粒度分布参数的数值解法

气溶胶粒度测量仪表多采用间接测量法，欲精确求出气溶胶粒度分布参数需求解第一类Ｆｒｅｄｈｏｌｍ积分方程。对该方程目前有多种求解方法。本文用数值模拟法检验了Ｔｗｏｍｅｙ非线性迭代法、Ｃｒｕｍｐ－Ｓｅｉｎｆｅｌｄ交叉确认法和Ｒａａｂｅ非线性最小二乘法用于求解由亚微米级粒度测量仪得到的、服从对数正态分布的气溶胶粒度分布函数的适用程度。对上述３种数值解法的检验结果表明：Ｒａａｂｅ非线性最小二乘法效果最好；交叉确认法也有满意的效果，且不受粒度分布函数形式的限制，值得推广；Ｔｗｏｍｅｙ非线性迭代法方法简单，在常见的分布参数范围内可以应用，但对粒度切割特性差的仪表误差较大，应慎用。     

球装核临界的计算及其参数影响

文章应用S_n方法对U~(235),Pu~(239)的裸球和U~(235),Pu~(230),U~(238)构成的组合球的临界情况,如临界半径、临界质量、中子注量分布和泄漏的中子流进行了计算。此外,还研究了加浓度、压缩比、惰层厚度对临界的影响。所得的结果与已发表的实验数据甚为吻合。     

小破口失水事故研究综述

对小破口失水事故（ＳＢＬＯＣＡ）及其研究状况进行了综述。描述了典型的压水堆和沸水堆小破口失水事故过程和破口位置、破口尺寸及反应堆冷却泵对失水过程的影响，对现有文献按实验和数值模拟两大类进行了归纳，给出了目前世界上用于小破口失水事故研究的主要设备，对小破口失水事故的研究进行了总结。