不确定度分析方法的改进及实际应用

以不确定度分析作为确定型程序的分析补充，可以获得更丰富更全面的信息。讨论了燃料元件确定型分析程序输出响应不确定度的分析方法及其具体应用，编制了ＩＦＵＡ程序，并用它分析了秦山核电厂稳态满功率运行情况下燃料元件输出响应的不确定度。     

垂直管内蒸汽冷凝回流阻液分析模型的研究

在汽液两相分离流动模型的基础上，建立了垂直管内蒸汽冷凝回流阻液分析模型。采用该模型对单根Ｕ型管内蒸汽冷凝回流实验参数下的阻液起始点进行计算，计算结果与实验结果符合较好。分析模型还与现有分析模型和经验关系式进行了比较，结果表明，本模型与ＤｕｋｌｅｒＳｍｉｔｈ关系式符合较好，而与Ｋｕｔａｔｅｌａｄｅｚ类型关系式和其它分析模型的偏差相对较大。     

燃料元件分析程序需要与时俱进

本文对我国应用燃料元件程序作了简要历史回顾，并在介绍国外燃料元件程序近年来发展情况和与国外专家交流的基础上，提出了对我国当前使用的燃料元件程序进行更新和发展的具体意见，以与同行专家商榷。     

福岛核事故引发的若干思考

福岛核事故是一场损失惨重的核灾难,它提出了一些值得深入分析和思考的问题。文章对今后核电发展中遇到的选址（包括在选址后的几年内,定期观测和仔细研究核电厂周围区域的地震和地质条件的变化发展）、机组延寿、反应堆压力容器可能开裂和一址多堆等问题进行了简短的讨论。     

压水堆吊篮下部防断支承组件流致振动分析

对秦山核电厂堆芯下腔流场、堆内下部防断支承组件振动特性及全组件的流致振动进行了分析,特别对旋涡脱落致振进行了定量分析.分析结果表明防断支承组件初始结构的整体转动振动的固有频率与旋涡脱落频率相差较大,发生大幅振动的可能性不大;只有当部分连接件松动,整体结构转动振动的固有频率下降时,才很有可能发生大幅振动.     

第13届水堆燃料元件国际工作组例会简讯

第１３届水堆燃料元件国际工作组例会简讯第１３届水堆燃料元件性能及制造工艺国际工作组例会，于１９９５年９月２５日至２７日在维也纳ＩＡＥＡ总部举行。参加人员有成员国代表２５人，欧共体代表１人，ＩＡＥＡ工作人员６人。会议安排了今后若干年的主要活动，１９９６...     

燃料元件温度场有限元解中间隙热导和接触热阻处理方法的探讨

利用有限元法解具有间隙热导和接触热阻的瞬态热传导問題,所形成的溫度刚度陣[K],一般說来是不对称的,根据[k]的稀疏带伏特点和非对称性影响的“局部性”,用一“移动数組”配合半带存放的[K]的下三角陣,由直接求解非对称方程組,得到了良好的結果。     

金属铀元件整体弹塑性蠕变分析

一、前言金属铀元件在辐照过程中因织构效应而出现芯体轴向伸长、径向变细、端面凸起的现象,常称为“正G3效应”;若芯体缩短、变粗、端面凹陷,则称为“负G3效应”。具有负G3效应的金属铀元件破损率较高,破坏经常发生在上、下端盖的中心或端盖周缘区域,并且端盖裂纹位置与芯体裂纹位置重合。这里主要讨论两个问题:(1)为什么端部区域易于破坏;(2)负G3效应是否对芯     

俄罗斯核安全专家的来访

俄罗斯核安全专家的来访１９９３年１０月，俄罗斯联邦Ｋｕｒｃｈａｔｏｖ研究中心核安全研究所副所长Ｐｒｏｋｌｏｖ博士等一行３人，应中国原子能科学研究院堆工所的邀请，来京进行参观访问和学术交流。在京期间，俄罗斯专家向原子能院、核工业第二研究设计院、国家核安...