摘要：介绍了中国先进研究堆(CARR)氦气系统的方案调研、工艺流程设计、设备管道阀门布置设计和系统设计难点及特点。在系统布置设计中,采用PDSOFTpining配管软件建立该系统的三维模型,模型形象直观,既利于系统设计审查和修改,又利于现场安装工作。

摘要：A superconducting squeezed type half-wave resonator （HWR） of β=0.09 has been developed at the Institute of Modern Physics, Lanzhou. In this paper, a basic design is presented for the stiffening structure for the detuning effect caused by helium pressure and Lorentz force. The mechanical modal analysis has been investigated the with finite element method （FEM）. Based on these considerations, a new stiffening structure is proposed for the HWR cavity. The computation results concerning the frequency shift show that the low beta HWR cavity with new stiffening structure has low frequency sensitivity coefficient df/dp and Lorentz force detuning coefficient KL, and stable mechanical properties.

摘要：中国６００ＭＷ核电机组ＣＰＷＲ６４０先进反应堆的特点是采用先进燃料组件、低功率密度堆芯、长循环低泄漏燃料管理方式，由钆可燃毒物补偿堆芯后备反应性。本文介绍了ＣＰＷＲ６４０反应堆的核设计准则、堆芯特性与主要参数，并给出了堆芯核设计的主要计算机程序、计算结果及分析。

摘要：核安全的基本目标是建立并且保持对放射性的有效防御,反应堆冷却剂系统压力边界的结构完整性是重要的核安全功能之一。对于压水堆核电厂来说,反应堆压力容器的寿命决定了整个核电厂的服役年限,而制约反应堆压力容器寿命的关键因素是与时俱增的中子注量及其辐照脆化,导致反应堆压力容器的抗快速断裂的能力不满足法规的要求。本文遵照我国核电厂运行许可证延续监管政策,完成反应堆压力容器时限老化相关的分析评估,为机组运行许可证延续的安全论证提供依据。

摘要：中国广核集团提出了一种新的陆上多用途小型堆ACPR100,具有一体化设计、模块化布置、非能动安全、多用途等特点,目前已完成概念设计。本文主要介绍了ACPR100堆芯核设计、子通道热工水力分析、冷却剂系统分析、典型事故分析等研究成果。研究结果表明:ACPR100具备高安全性能、良好的冷却剂系统平衡及符合陆上小型堆用户需求的长周期换料等特点。

摘要：根据２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）主换热器的设计工况，针对其传热管振动时流体弹性不稳定、旋涡脱落和湍流激振的主要机理，依目前换热器设计所通常采用的防振判据，对主换热器传热管振动作了详细分析。结果表明：ＮＨＲ－２００主换热器在其设计工况下运行时，不会发生流体弹性不稳定所导致的大振幅振动，如果运行偏离设计工况，那么Ｕ型管的弯管区是首先引起注意的区域；在设计工况下，传热管各区不会产生疲劳破坏，传热管的相互碰撞和剪切与磨损的破坏。

摘要：为了提升堆芯性能,本文对现有的双排棒组件设计及堆芯设计方案进行了优化,并利用超临界核热耦合计算平台评估了优化后的方案。在组件设计中,为了减少寿期末堆芯中可燃毒物残余,优化了组件中可燃毒物棒的位置及可燃毒物含量。在堆芯设计中,为了延长堆芯寿期、降低包壳温度,对堆芯给水分配方案、换料方案及控制棒方案进行了一系列的优化。耦合计算结果表明,改进后的堆芯设计方案满足设计准则,堆芯寿期、卸料燃耗和包壳温度等参数均优于原方案。

摘要：针对聚变示范堆(DEMO)水冷包层,通过计算流体力学程序CFX和计算结构力学程序ANSYSWorkbench中的SIMULATION模块进行单向流固耦合分析。在对现有设计的DEMO水冷包层第一壁温度和应力数值模拟分析的基础上,改变了第一壁流道结构,着重研究了不同流道结构下的温度和应力分布,分析了几何结构对最高温度和最大应力的影响,提出第一壁结构的优化设计方案。数值模拟结果表明,优化设计方案能有效降低第一壁结构中的最高温度和最大应力。

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：完成了托卡马克工程试验混合堆ＴＥＴＢ－ⅢＨｅ冷液态金属Ｌｉ（ＬＬｉ）氚增殖包层的初步热工水力设计，探讨了包层中载氚的两种可能方式。同时，用程序完成了对第一壁和包层的温度场计算及热工水力设计参数的初步优化。分析结果表明，尽管Ｈｅ气的导热性和密度都比液态金属冷却剂低得多，但仍有可能使堆芯在２．０ＭＰａ的低压下运行，并且包层的热工水力设计参数满足设计要求。