测温热电偶拔出回收技术及回收处理装置

核电站反应堆测温热电偶回收装置是堆芯热电偶检修、更换、回收的专用设备。本文结合３００ＭＷ反应堆型，介绍了一种结构简单、操作方便、使用安全可靠的热电偶拔出回收技术及回收处理装置。     

CFD技术在国外燃料组件热工水力性能及格架研制中的应用

从反应堆堆芯中导出核裂变产生的热能是为了利用这些热能，也是安全的需要。反应堆热工水力研究的任务之一是研究改进和增强堆芯中燃料组件与冷却剂流体换热能力的方法，以提高燃料元件在安全的原则下的发热功率，或在一定的功率负荷下。使燃料元件有较大的安全裕度。     

加速器驱动洁净核能系统物理及技术基础研究 ADS启明星1号的“跑兔”系统的设计

在ADS（Accelerator Driven Sub．critical System，加速器驱动的次临界系统）中，次临界反应堆在加速器中子源的作用下维持链式裂变反应。次临界度监测是ADS研究中的一项重要内容，跳源法是测量次临界度的行之有效的方法之一，可以通过切断加速器束流测量次临界反应堆内中子通量的衰减得到。     

加速器驱动洁净核能系统物理及技术基础研究：1 加速器驱动洁净核能系统的物理及技术基础研究2003年度进展

加速器驱动洁净核能系统(以下简称ADS)的物理及技术基础研究2003年度进展简况如下。     

美国产氚技术路线的选择及现有氚设施

氢的同位素氚是热核武器必需的核材料,可增强核武器的威力。与其他核材料不同,氚的半衰期仅为12.3年,每年衰变5.47%,不能无限期地储存或重复利用,因此必须定期更换核武器中的氚。从1953年开始,美国的氚一直由萨凡纳河场区(SRS)的重水反应堆负责生产,但1988年萨凡纳河的产氚反应堆因安全和运行方面的原因而停堆,停止了氚的生产。为了弥补由于氚衰变所带来的损失,美国采用对核弹头中的氚进行循环使用的政策,即将从已拆除和退役核武器中卸下的氚处理后重新用于核武器。鉴于美国没有氚生产能力,而氚的半衰期较短,损耗量大,1993年美国国防部(DO…     

堆芯热电偶密封结构失效机理分析

核电厂堆芯热电偶密封结构属于主系统的压力边界,其可靠性对于核电厂主系统的严密性和安全性具有重要意义.文章以秦山核电站的堆芯热电偶密封结构为例,对目前国内压水堆核电厂堆芯热电偶密封结构中应用广泛的CONOSEAL和GRAYLOC的组合密封结构进行分析,对各种密封失效事件进行分析,并提出相应的改进措施.     

脉冲堆燃料元件壁温测量热电偶的焊接

脉冲堆燃料元件表面温度测量用的铠装热电偶,其端头部分的套管外径仅为0.25mm。通过对焊接形式、封头工艺及热电偶与燃料元件表面的焊接工艺进行研究比较,采用了脉冲氩弧焊封头、激光点焊焊接的方法。对焊后模拟件进行的各种检验表明,所采用的方法是可行的。     

核电站起重机器人设计构思

核电站起重机器人可用来装卸、搬运乏燃料组件等对人体有害的物体。本文阐述了这种工业机器人的结构设计构思、工作原理、控制技术及设计特点等内容。     

大亚湾核电站反应堆保护系统可靠性分析

以故障模式影响分析（FMEA）和FTA可靠性分析方法为基础，依据大亚湾核电站PRA事件树分析的结果，确定了反应堆保护系统（RPR）故障树的顶事件和成功准则，建立了以紧稳停堆失效和专设安全设施驱动失效为顶事件的故障，利用RISK－SPECTRUM程序，对所建的故障树进行定量分析与计算，得到系统故障的失效概率和最小割集，从而为大亚湾核电站可视化风险分析软件提供数据支持。     

防止压水堆核电站堆内构件振动的可靠性措施

阐述了压水堆核电站运行时压水堆本体内部构件处的环境，定性地分析了构件发生振动的原因和危害性，然后从构件的机械设计，机械制造，材料选择，热工，水力设计，计算机控制等方面概略地介绍了防止其振动的可靠性措施。     

反应堆退役仿真技术研究方案

在反应堆退役仿真系统功能需求的基础上,设计退役仿真技术研究的总体方案,包括系统的总体结构设计、软件开发平台方案设计、硬件方案设计等。在总体方案中分析提炼出5项关键技术,并给出概况性的设计方案,包括三维模型数据处理技术、辐射场的可视化显示技术方案、基于退役工艺的人员受照剂量计算方案、虚拟切割和拆除技术方案以及碰撞检测技术方案等。     

在秦山核电厂原理模拟器上的反应堆物理模拟试验

本文详细介绍了在秦山核电厂原理模拟器上进行的反应堆物理模拟试验。根据结果分析,指出了该模拟器模拟秦山核电厂反应堆物理特性所能达到的逼真程度和模拟器的总体性能。间接证明了该电厂反应堆具有良好的自稳性。     

5MW低温核供热堆自动调节方式的研究

本文根据5MW低温供热堆的实验和运行经验,分析了该供热系统的特点,并据此提出了对这种类型的供热系统负荷跟踪及核功率自动控制的方案,以调节负载为主,调节反应堆功率为辅;即控制二回路流量变化来调节热网温度,调节核功率仅用以维持二回路的温度。     

新型镍基合金热电偶的中子辐照效应和与K型热电偶的比较

新型镍基合金热电偶(简称新型热电偶)在570±80℃辐照到快中子积打通量1.56×10~(21)n/cm~2(E>0.1MeV)、热中子积分通量7.90×10~(20)n/cm~2(E<0.625eV),由辐照引起的在铅凝固点(327.3℃)的热电势刻度偏差在0.72％以内;在相同条件下,K型热电偶在1.83％以内。