摘要：分析了核电厂系统功能设计、数字化仪表控制系统中软件系统设计、开发、验证与确认中产生潜在的功能缺陷的原因 ;阐述了缺陷的种类、可能造成的后果与影响 ;论述了如何通过增大核电厂系统的设计裕量、强化纵深防御、采用规范的与成熟的编程、编译与验证技术来防止人因错误与编程的缺陷 。

摘要：采用蒸发曳力模型,设计了高温颗粒同水相互作用的实验装置,进行了一系列单个、多个粒子在不同温度、不同入水初速度和不同冷液过冷度情况下的系列阻力实验。初步实验分析表明,高温颗粒在刚刚穿过冷液表面时的下沉速度明显低于冷态颗粒的速度。实验值与蒸发曳力模型计算值符合较好。

摘要：从国家整体的ＩＥ级计算机硬件与软件生产所具备的工业水平和现有核电站仪表控制系统设计水平出发，探讨分析了我国百万级核电站（ＣＮＰ１０００）数字化仪表控制系统应该达到与所能达到的设计目标。

摘要：基于船用核动力装置安全管理、开发研究的需求及核电站仿真技术的发展,分析了研制微机型船用核动力工程仿真器系统的重要意义。按软件工程的思想,从仿真器系统的功能设计、总体设计、模块设计三方面论述了该系统的设计思路及实现方法,并对日本核动力舰船"陆奥"号的回路系统进行了初步的模拟设计。该系统的实现将进一步提高船用核动力装置的优化设计、安全运行和科学管理水平。

摘要：高温颗粒在粘滞性冷液中沸腾蒸发瞬变运动引发蒸汽爆炸的工程安全问题,其流体动力特性与人们熟知的颗粒在粘滞性流体内的运动特性完全不同,是一个多相热物理基础问题,涉及的过程和现象十分复杂。为了验证高温颗粒在粘滞性冷液中下落阻力特性的蒸发曳力模型,设计了高温颗粒下落冷池沸腾可视化实验装置。

摘要：本文基于分岔理论及DERPAR数值算法,运用均相模型计算得出典型沸腾两相自然循环系统的静态分岔解图。讨论了系统压力、欠热度、阻力等参数对运行稳定性及输热能力限的影响。通过采用不同冷凝器模型,研究了冷凝模型与参数对流量漂移特性的影响。并将结果与漂移模型计算结果进行比较,结果可为两相自然循环回路设计、运行提供参考。

摘要：根据先进压水堆研究关键课题——先进主控制室的设计研究，阐述了核电厂主控制室设计中进行功能分析与功能分配的基本要求，重点论述了功能分析与分配的内容、作用、重要性与必要性，探讨了在核电厂先进主控制室的设计中贯彻执行这些要求的措施及进行设计验证的方法。

摘要：高温颗粒与冷液接触会引发剧烈的沸腾蒸发瞬变现象,涉及到工程安全,是一高速瞬变多相传热问题。本实验室设计建立了高温颗粒下落冷液沸腾可视化实验装置,初次实验将1个或有限几个高温球形颗粒坠入水中,利用高速摄像机记录其在冷液中的运动速度,证实了确实存在由周围冷液快速蒸发引起的作用在运动中高温颗粒上的特殊阻力,验证了高温颗粒的蒸发曳力模型。

摘要：SCDAP/RELAP5 MOD3是目前国际上通用的机理性严重事故分析程序,可用于严重事故下堆芯损坏进程的的详细分析以及严重事故管理策略的设计与评估。介绍了SCDAP/RELAP5 MOD3程序的主体结构,RELAP5与SCDAP之间的联系,并分类说明了SCDAP程序的堆芯损坏进程模型以及实施模型的主要子程序。

摘要：设计建立了高温颗粒下落冷液沸腾可视化实验装置 ,初次实验将一个或有限几个高温球形颗粒坠入低沸点的冷液中 ,利用高速摄像机记录其在冷液中的运动速度 ,以了解由周围冷液快速蒸发引起的作用在运动中高温颗粒上的特殊阻力 。