导热反问题方法在计算瞬态传热过程中的应用

利用Ｂｅｃｋ所提出的非线性估算方法，本文建立了一维瞬态导热过程中由固体内部一个或多个温度测点的测量值计算边界表面上未知的温度与热注匠数学模型，编写了通用计算程序ＩＨＣＰＰ。为了验证程序ＨＩＣＰＰ的可靠性，假设在模拟压水反应堆燃料棒的是加热棒表面上中周期性的热流密度变化，结果表明计算所得的热流密度与假设的热浪密度比较一致，程序ＩＨＣＰＰ根据布置在汽水分离器筒壁内不同深度的５个热电偶在瞬态传热试验中的     

核电材料在模拟反应堆环境中应力腐蚀破裂测试技术与性能评价

简要介绍了采用慢应变速率试验，Ｕ型弯曲和Ｃ形环试验等技术，分别对８００合金，３０４和３１６及３１６Ｔｉ不锈钢Ａ５３３Ｂ压力容器用多在模拟核反应堆环境中的应力腐蚀破裂敏感性性进行的试验研究的一些主要结果；并结合电化学测试和表面膜俄歇电子能谱分析结果进行了讨论。     

UO_2陶瓷板状燃料元件

本文介绍 UO_2 陶瓷板状燃料元件在研究试验堆、舰艇反应堆和小型动力堆中的应用,还简述了这种板状元件的制造工艺。     

300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究

概述了根据调研确定的300MW核电站反应堆压力容器密封性能综合研究的总体构思,给出了密封分析程序系统的建立与试验校核的主要研究结果,叙述了密封元件的研制和测试以及热态密封试验与热分析。据此,论述了秦山电站核容器的密封性能,提出了容器类型和密封判据等分类概念,说明了两个观点,即密封变形分析应作为容器总体应力分析的基础及瞬 态密封分析中,热-接触耦合的要点在于确立螺栓温度滞后产生的螺栓载荷热增量,阐述了对密封机理的认识,最后对水压试验的热当量等作了讨论。     

用空气壳罩可使反应堆安全壳在冬季施工

【英国《国际核工程》1988年6月号第52页报道】在日本最北部的主要海岛北海道西部,北海道电力公司正在建设泊(Tom-ari)核电厂(2×579MWe 压水堆)。该地气候条件恶劣,有强风。为了缩短建设周期,曾决定冬天不停工,对1号反应堆建筑物房顶继续施工。考虑到安全、进度和费用,认为继续施工的最     

海军核动力反应堆

本义所论述的是海军推进用核动力反应堆的概念及开发，主要涉及的是占主导地位的压水型反应堆。同时还介绍了已使用或可使用在海军推进核动力上的其它类别的核反应堆。     

美国的核燃料再循环技术

美国工业界将改变有关乏燃料再循环的方针和计划，目标是降解在乏燃料中的长寿命放射性核素。这样就使剩下相关短寿命的高放废物变得与原始铀矿石的毒性差不多。这意味着核燃料再循环和燃烧掉所有的长寿命锕系元素，而快中子反应堆就能最有效地燃烧掉所有的长寿命锕系元素。     

美国生产堆事故解密

【美国《国际先驱论坛报》1988年10月3日报道】美国南卡罗来纳的萨凡纳河工厂,生产核武器级燃料,该厂的反应堆曾发生过一系列事故。这些事故向公众保密长达31年之久。能源部说,它不知道全部5座萨凡纳河反应堆发生的事故,直到检查人员开始调     

AC—600反应堆压力容器设计探讨

本文根据 ALWR 的基本设计原则,初步分析了我国 AC-600反应堆压力容器的设计特点,探讨了保证 AC-600反应堆压力容器的可靠性应采取的主要技术措施.     

法日拟合作研发新型核电反应堆

<正>法国阿海珐(Areva)公司和日本三菱重工公司(MHI)签署了联合投资框架备忘录,两家公司不久将成立合资公司开发并市场化一种新型中等规模核电反应堆。这两家公司已经从2006年11月开始合作,确定这种即将开发的新型反应堆概念。今年4月,三回路压水堆开始