快中子脉冲堆弱源爆发脉冲实验理论研究

我们在应用Hansen理论研究快中子脉冲堆弱源爆发脉冲实验时发现,理论与实验结果差距非常大。对此,我们分析了原因,然后从求解系统中子数概率分布函数出发,研究和求解了系统有限长裂变链的期望值,给出了有限长裂变链期望值的求解方法和基本形式,讨论和定量计算了Godiva-Ⅱ和CFBR-Ⅱ脉冲堆有限长裂变链的期望值。然后研究了有限长裂变链导致缓发中子先驱核增值行为,结果表明,在等待爆发脉冲期间缓发中子数可发生数倍的变化。最后,在两种不同的物理假定下,对Hansen模型给予了改进。改进后的模型可以较理想地模拟Godiva-Ⅱ和CFBR-Ⅱ两个脉冲堆的实验结果,表明结果是可信的。     

CPR1000机组功率量程探测器波动特性分析

以工程实践为基础,通过大量的数据调查分析,总结了功率量程探测器（PRC）的波动特性,提出了功率量程波动的部分规律。基于其波动规律,对如何挖掘发电裕度给出了建议;同时针对功率量程波动研究中的部分问题,提出了可能的研究方向。      

华龙一号吊篮1∶5模型试验流致振动响应计算分析

秦山核电厂二期堆内构件1:5模型试验的流致振动分析是利用试验数据外推得到的,目的是获得响应最大值。华龙一号(HPR1000)堆内构件1:5模型试验吊篮的流致振动响应分析采用了相类似的分析方法,最终获得了吊篮的位移和应变响应值。该方法首先进行HPR1000吊篮有限元模型建模,幵通过模态分析获得了各阶模态的响应最大点的值与测量点的模态频率下响应值的比例关系,用该比例关系获得了吊篮的最大响应值。     

铅基快堆关键热工水力问题研究综述

铅基快堆是一种极具发展潜力的第4代核能系统,在燃料增殖和嬗变方面具有独特优势,具有良好的非能动安全特性和经济性,且有利于实现小型化,是目前国际核能领域研究的热点。本文总结了国内外主要铅基堆型,指出了小型化是铅基快堆的发展方向,同时也指出了当前铅基快堆发展所面临的主要问题。针对热工水力关键问题的5个方面,即液态铅/铅铋流动换热特性研究、堆芯/组件热工水力分析、铅池内流动换热现象研究、系统热工水力安全分析以及特殊现象的热工水力分析,对国内外研究现状展开了分析,总结了当前研究成果,并分析了研究的发展趋势以及遇到的技术瓶颈。本文可为铅基快堆的设计和热工水力分析提供一定的建议和指导。     

温压工艺对爪极用铁基软磁材料显微组织及磁性能的影响北大核心

采用粉末冶金工艺制备爪极用铁基软磁材料,并用XRD、密度、SEM和磁性能测试等方法研究温压工艺对其显微组织和磁性能的影响。结果表明:在140℃、800 MPa的条件下对水雾化铁粉进行压制,密度可达7.31 g/cm^3,再经过1 250℃真空烧结后密度达到7.42 g/cm^3,饱和磁化强度为205.5 Am^2/kg,矫顽力为7.98 A/m。压坯表面形貌光滑,孔隙明显减少,基本上不存在大范围密集存在的连通型孔隙。     

1 GWt PB-FHR负荷跟踪运行特性分析

为研究熔盐堆系统在商业应用中的价值,分析其是否满足电网负荷的变化需求和安全运行的能力,本文以1 GWt球床式氟盐冷却高温堆（PB-FHR）为研究对象,仿真计算其在负荷跟踪模式下的瞬态行为和运行特性。以RELAP5/MOD4.0程序为研究工具,并植入相关的熔盐物性与计算关系式,建立氟盐冷却高温堆的热工水力系统与功率控制系统的仿真模型,对典型负荷工况参数变化情况下控制系统的响应特性进行仿真分析。结果表明：该氟盐冷却高温堆系统在设计的控制逻辑的调控下,展示出良好的负荷跟踪运行能力,堆芯功率能迅速响应负荷变化,功率超调和温度超调小,反应堆的运行参数始终处于合理的运行范围内。     

压水堆核电厂压力容器开盖时刻主冷却剂放射性浓度控制要求研究

压水堆核电厂停堆开盖时刻主冷却剂放射性浓度限值是核电厂的重要设计参数。本文基于停堆开盖后厂内辐射风险来源分析,建立了适用于压水堆核电厂停堆压力容器开盖时刻主冷却剂中的放射性浓度控制值评估方法,并采用欧洲第三代压水堆技术方案(EPR)堆型核电厂的设计参数对建立的方法进行了验证。验证结果表明:基于此方法得出的停堆开盖限值与EPR堆型核电厂原设计较接近。     

阿海珐为第三代＋沸水堆命名

法国阿海珐集团（Areva）宣布将其以前被称为SWR-1000的1250Mwe第三代＋沸水反应堆（BWR）设计正式命名为克里纳（Kerena）。     

大科学工程：从项目管理的角度看

作为中国先进研究堆中子散射工程主要负责人之一,我想借此机会谈一谈在整个项目执行过程中自己的一点思考和体会。主要有三个方面：项目的立项、执行和应用。对于大科学工程的立项,其投资的多少,首先应该解决一个定位问题,也就是要明确该工程的技术指标是什么,在国内国际处于什么样的位置。一般工程的立项建设都出于需求的牵引。     

印度计划建设加压重水堆燃料厂

【印度商务在线网站2009年10月16日报道】印度核燃料联合体（NFC）目前计划耗资100亿卢比（2．16亿美元）在拉贾斯坦邦拉瓦巴塔（Rawatbhata）建设～座核燃料制造厂。该厂将专门为印度核电有限公司（NPCIL）目前在建的4座700MWe加压重水堆（PHWR）生产燃料。这4座PHWR中有2座位于拉瓦巴塔,即拉贾斯坦7号和8号机组;另2座位于古吉拉特,即格格拉帕尔3号和4号机组。