摘要：参考规范要求及德国FRMⅡ反应堆的设计经验,并根据各房间的污染程度和人员停留情况,经辐射防护计算,综合确定了反应堆厂房各工艺间通风换气次数。厂房通风系统采用了直流式,系统按层划分,每层设一套通风及空气净化系统。在穿过操作大厅密封边界的通风管道上冗余设置密闭式快速隔离阀,保证在厂房密封性试验压力(12.5kPa)作用下其内外泄漏率均为0,以确保在反应堆事故工况下,放射性物质不致通过通风系统贯穿件泄漏到外部空间。系统设计采用了钢制直连式(或联轴器)风机以及不锈钢整体式空气净化装置。

摘要：中国先进研究堆二次冷却水系统的功能是将反应堆冷却剂等系统中的热量传输给最终热阱。介绍了二次冷却水系统的功能、运行工况、系统组成和流程,并对系统设计参数、二次冷却水水质处理及系统的控制与监测进行了分析。系统设计合理,符合相应核法规及规范要求。

摘要：城市废物库是区域性的放射性废物专用贮存库,对解决核技术应用产生的低水平放射性废物的安全管理问题具有重要意义。本文通过中国城市放射性废物库工程的设计实践,系统地研究并论述了城市放射性废物的存贮工艺技术方案和工程设计要点。

摘要：通过对有关标准条文的理解以及对现有水文计算技术和方法、研究堆水灾事故危害程度的分析,结合工程设计实例,对滨河研究堆堆址设计基准洪水提出了明确的标准,即较高功率研究堆应该具有与核电厂相同的防洪基准。

摘要：RCC-M、ASME(2007版)及GB 50267-97为目前核电厂设备、系统、部件设计所遵循的主要技术标准,3者对核电厂部件的分级基本相当,在核2级承压管道设计方面的规定内容相似但不完全相同。在地震输入方法上,GB 50267-97、ASME(2007版)及RCC-M基本相同,GB 50267-97中硬土场地的水平向标准反应谱相对偏于安全。RCC-M规范侧重压力的影响,而GB 50267-97和ASME(2007版)规范更侧重考虑自重及地震等偶然荷载的影响,在D级评定准则条件下,RCC-M相对于GB 50267-97和ASME(2007版)的规定保守。实例分析表明,在压力不大且应力增加系数相同的情况下,GB 50267-97、ASME(2007版)的评价准则较RCC-M偏于安全,而支管连接的应力增加系数GB 50267-97、ASME(2007版)比RCC-M小得多。

摘要：CARR厂房为典型短周期结构,是由不同结构形式和不同材料结构单元构成的复杂结构体系。部分结构整体内力分析采用Algor程序,厂房结构局部应力分析采用ANSYS程序,预应力混凝土结构计算采用PREC程序。分析计算表明,结构的最大位移发生在侧墙的中部,打压状态下的位移量约为2．28mm。应力较大的部位发生在顶板与侧墙、侧墙与楼板交接部位及两面侧墙的交角处,最大应力为2．7MPa。大梁计算挠度为13．5mm,反拱值为7．5mm,预应力度为0．745。为了控制钢筋混凝土构件的裂缝,屋面部分采用预应力混凝土结构。选用环氧树脂加玻璃布涂装衬里为密封厂房的内衬方案。

摘要：土壤-结构动力相互作用(SSI)分析及楼层反应谱(FRS)计算是中国先进研究堆(CARR)工程抗震设计的重要环节。本文采用直接法,通过建立二维土壤-结构共同工作计算模型,并分3个方向进行地震动输入,考虑土壤-结构相互作用对反应堆厂房地震反应进行分析,计算出厂房基础部位和各楼层在不同工况下的地震反应及楼层反应谱。

摘要：我国放射性废物的安全管理和最小化与发达国家相比存在一定差距。研究并应用放射性废物的安全管理及应采取的最小化措施,对实现其安全管理并有效降低处理、处置费用,降低环境辐射危害具有实际意义。本文对核能生产、核技术应用和核设施退役等方面产生的放射性废物安全管理和最小化进行了较系统的研究和论述,总结并提出了放射性废物的安全管理手段及最小化措施与方法。

摘要：我国早期建设的核设施低放射性废液输送管网系统普遍存在安全隐患,需进行更新改造。本文通过系统现状分析,论述了更新改造设计原则与研究重点,结合工程实例,对老厂区低放射性管网系统更新改造的技术难点进行了研究和分析,确定了设计方案。

摘要：芬兰ONKALO地下实验室工程设计以分步渐进的方式进行,设计阶段考虑了不同的结构方案,之后确定了出入斜坡道+竖井作为下一设计阶段主体结构方案,2003年进入详图设计阶段。工程于2004年开工,建造期间根据场址地质条件及处置系统的研发要求不断地对设计进行了更新和完善。文章对该工程主体结构设计及其演化进行了论述,其设计中考虑的因素及对策可为我国地下实验室主体结构方案设计提供参考。