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     

界面流法计算反应堆六角形燃料组件中子通量密度分布

利用界面流法计算两维六角形轻水堆燃料组件中子通量密度分布。子区内中子源在空间上采用二次分布近似，还考虑了六角形组件周边水隙对组件内中子通量密度的影响。根据提出的模型，编制了TPHEX－E程序，并对一些轻水堆六角形组件问题作了计算，计算结果与蒙特卡罗方法计算结果进行了比较，符合良好。本程序可用于六角形轻水堆燃料组件计算。     

密封核热源反应堆概念

密封核热源（ENHS）是一种崭新的反应堆概念。其裂变产生的热通过新设计的反应堆容器壁从一次冷却剂传输到二次冷却剂中，这种设计使反应堆模块的设计简单化，没有与电站其它设备的机械连接，安装和更换容易。ENHS是在工厂装入燃料后，每个模块可输出125MWt，运行15个有效满功率年（EFPY）。不需要任何现场燃料装运。在其堆芯寿命末期，可以用新的ENHS模块更换旧的ENHS模块。在1999年9月份就开始了对ENHS的可行性研究，是由美国能源部NERI计划所资助的。研究发现，利用铅作为冷却剂时，ENHS能够设计成100％的自然循环，可以在反应堆容器壁在温降小于50℃的情况下把125MWt输送到二次冷却剂中。利用覆盖气体提升泵可以大大减小ENHS模块的体积和重量。对于125MWt的ENHS模块来说，可能的直径和高度分别是2.5m和20m。在装入燃料和固化铅后，其运输重量小于200t。还发现可能设计出简单均匀的、复合铅冷却的堆芯。在非常小的燃耗下，反应性波动（大约为0．5％）时，15个EFPY中可以提供125MWt到250MWt的热功率。这种堆芯的设计（参数）范围也已确定。     

Paks核电站仪表控制系统的改进

波克什(Paks)电站仪表控制系统的大规模升级即将达到最后阶段。新的反应堆保护系统的实现是这项计划卓越的里程碑。