摘要：目的针对核电站乏燃料水池钢覆面焊缝缺陷的水下检测需求,开发一种基于交流电磁场检测(ACFM)技术的水下缺陷检测系统,以检测和识别焊缝中的微小漏点,进而确保乏燃料水池的结构完整性和运行安全。方法采用有限元模拟结合实验验证的研究方法。首先,采用三代核电乏燃料水池钢覆面的主要材料S32101双向不锈钢作为研究对象,利用COMSOL Multiphysics软件建立ACFM的缺陷检测模型,并对激励频率、激励电流进行优化分析。其次,研制了适用于核电水下环境的ACFM缺陷检测设备,并通过水压、电磁干扰、辐照试验来验证设备的可靠性。结果当激励频率为1~5 kHz并采用较大的激励电流时,可以获得最佳的检测效果;试验结果表明,系统在辐照水下环境中具有良好的适用性,能够有效检测并识别出直径为0.1 mm的微孔贯穿缺陷及3 mm×0.2 mm×0.5 mm的浅表缺陷。结论综合仿真分析、设备研制和实验验证的结果可知,所开发的水下ACFM缺陷检测系统能够满足核电站乏燃料水池钢覆面焊缝缺陷的水下检测需求,为核设施水下缺陷的早期预警和漏点判定提供了有效的技术手段。

摘要：ＲＥＬＡＰ４／ＭＯＤ７程序是美国核管会批准用于工程审评的大型瞬态热工水力计算程序。但我国目前使用的是一个中间版本，存在着这样或那样的错误或不当之处。经修改后的ＲＥＬＡＰ４／ＭＯＤ７程序计算的大破口结果与国外同种类型参考电站的大破口分析结果完全一致，说明对该程序的改进是成功的。

摘要：采用SuperSAP和CLASSI程序对某在建核电站泵房结构进行了极限安全地震震动和运行安全地震震动情况下的土壤-结构相互作用(SSI)的地震分析,揭示了结构在时域内的特性;通过傅立叶变换(FFT)分析了结构在频域内的特性,求得建筑结构中各楼层反应谱,结合核电厂设计规范分别给出了在较硬地基岩土条件下,结构考虑和不考虑SSI时各楼层反应谱,并对其进行了比较分析。结果表明,SSI效应对结构楼层反应谱的谱形、谱值以及零周期平台高度有一定的影响。

摘要：分别采用ANSYS中的beam188单元和shel163单元对圆筒形结构进行有限元建模，利用APDL语言编制了程序，计算了长径比为4～20的圆筒形结构的自由振动特性，对固有频率和模态进行了分析。结果表明，对于长径比〉10的筒形结构，采用ANSYS中以Timoshenko梁为基础的单元基本可以满足要求；对于长径比〈6的筒形结构，需根据工程实际，采用更接近结构实际情况的单元（如壳单元或体单元）建立模型，以提高计算结果的准确性。

摘要：引入堆芯物理计算的两群三维时空中子动力学模型,对RELAP5程序的点堆中子动力学模型进行了改进,同时设计了可视化界面,可方便地实现人-机交互操作。计算结果与实际应用表明,改进后的RELAP5程序计算功能和精度得到提高,使用更加方便,在核动力装置的仿真方面有很好的应用前景。

摘要：由半球形穹顶、筒体和2根扶壁柱组成的预应力混凝土安全壳是我国最新开发的CNP1000先进核电厂的标志建筑物。为验证其在峰值加速度为0.2 g的设计地震水平SL-2工况下的安全,为该安全壳的技术系统集成提供模型结构动态试验依据,完成了该安全壳一个11∶0预应力混凝土模型的单自由度拟动力试验。试验分两个阶段,加载方向分别与安全壳的扶壁柱连线垂直和一致;在有限元分析的基础上,确定了两个阶段试验单自由度体系的理论质量。采用人工波作为地震输入;每个阶段分别进行3个工况试验,地震峰值加速度分别为1 g、2 g和3 g,根据相似关系,对应于实体结构分别为0.1 g、0.2 g和0.3 g;模型结构阻尼比分别取为0.02、0.05和0.05。结果表明,在峰值加速度2 g地震作用下,筒体底部个别测点达到混凝土开裂应变,模型等效抗侧刚度降低仅5%;在峰值加速度3 g地震作用下,除筒体底部外的筒壁测点的应变都小于混凝土开裂应变,模型等效抗侧刚度降低约14%,结构处于弹性阶段。半球形穹顶安全壳具有大的抗震安全储备。

摘要：本文对模块式高温气冷堆的棱柱状和球床两种堆芯型式和一体化与肩并肩分置式两种总体设计方案分别进行了技术特点、设计制造、运行经验和安全性与经济性的比较,提出了在我国发展高温气冷堆的堆型选用原则和建议.

摘要：介绍了立式送料剪切机控制系统的概况、系统的设计意图、系统软硬件配置的特点及所采取的安全措施等方面的问题。重点阐述该系统如何实现剪切机的操作和控制，以满足工艺要求。

摘要：简要地介绍了核电厂厂址选择阶段的总图运输设计的基本任务、规划设计，并讨论了建设子项的确定、主厂区平面设计、竖向布置和防设计基准洪水位等技术问题。

摘要：本文简要介绍了反应堆工程退役的基本概念，右墨水冷堆的四大特点，石墨水冷堆退役必须遵循的基本原则。