核电国产化 借得好风扬劲帆——核电国产化是我国发展核电的根本出路——访中国机械工业联合会核电办公室主任许连义

2005年3月2日。国务院总理温家宝在国务院常务会议上做出重要指示：调整能源结构，积极推进核电。温总理的这一重要指示，无疑昭示着中国核电发展战略发生了重大转变。     

蒸汽发生器传热管完整性管理和维修

论述了蒸汽发生器传热管完整性管理和维修。核电站运行和停堆期间，要执行预防传热管降质的各种措施，以减轻已出现的降质和防止产生新的降质。传热管的泄漏监测包括制定泄漏监测方案和容许运行的泄漏限值。对具有缺陷的传热管，应进行堵管或其他修理，若未达到堵管限值时，可不进行堵管或修理，但必须论证直到下一次在役检查时能满足传热管设计安全裕度的要求。     

Fe3O4与Cr2O3在过氧化氢—柠檬酸中的溶解特性研究

研究了粒径为０．０４８－０．０５０ｍｍＦｅＯ４与Ｃｒ２Ｏ３在过氧化氢－柠檬酸水溶液中溶解特性。单一组分的Ｈ２Ｏ２的柠檬酸分别对Ｃｒ２Ｏ３和Ｆｅ３Ｏ４有较主的溶解量，而混合体系则大大降低了ＣｒＯ３和Ｆｅ３Ｏ４的学解量。     

压水堆上腔室模拟体三维流场分析

本文以秦山核电厂压水堆为例，对其上腔室模拟体内的紊流强迫流动进行了三维稳态研究。采用Ｌａｕｎｄｅｒ和Ｓｐａｌｄｉｎｇ提出的Ｋ－ε两方程模型，并结合壁面函数法，对模拟体内的紊流强迫流动进行了数值模拟，得到了三维流速分布以及最大横向流速所在区域。在上腔室模拟体上，以水为介质进行了流场的可视化实验研究，采用激光测速仪测得了纵向流速分布，并用流线显示了流场，数值计算与流场试验结果符合较好。     

AC600二次侧非能动应急堆芯余热排出系统实验装置及研究计划

ＡＣ６００二次侧非能动应急堆芯余热排出系统实验装置是一座大型非能动安全系统实验研究装置，在设计上，它以热工水力模拟理论及模拟准则为依据，在保持原型系统主要热工水力现象和过程的前提下，对系统进行了必要的简化，本文介绍了该实验装置回路，电气，仪表及测控系统的设计原则和设计结果，以及第一阶段研究计划和内容，最后，根据调试和运行结果总结了设计特点和经验。     

DIDO回路放射性迁移研究的先进分析方法

这篇文章叙述的是在模拟压水堆一回路中腐蚀产物的痕量级的确定。这里讨论所有的使用方法、包括一些形式的预浓缩和浓缩方法的评价，通过手动操作在线离子色谱和实验室操作微分脉冲溶出伏安仪，确定模拟的主回路中浓度很低的钴，铁，镍，在这方面获得和相当的多的经验，包括评价仪器行为均使用限制。     

围板连接螺栓的辐照促进应力腐蚀裂纹研究

在压水堆(PWR)中,堆芯部件围板连接螺栓的材质是奥氏体不锈钢,长期处于强中子辐照区域.当辐照超过一定限值后,即使应力水平很低,但由于辐照过程中的缺陷、相转变、晶界偏析以及应力变化等原因,材料的塑性逐步丧失,辐照促进应力腐蚀裂纹(IASCC)随之发生.使用高纯度材料、控制水质和改进连接结构可以有效地减缓围板螺栓辐照促进应力腐蚀裂纹的产生.     

压水堆多循环换料设计优化方法研究

核电站堆芯多循环换料设计最优化是燃料管理研究中的一个难点.通过变量代换将问题中的两种耦合关系分解开,使得该问题转化为一个含有复杂约束条件的非线性规划问题.开发了一种求解复杂约束非线性规划的新方法--概率逼近法(PAM),有效地求解了该问题.在一个实际核电站堆芯模型上的计算取得了满意的效果.