摘要：以日本原子力研究所那珂研究所聚变堆设计室进行的先进稳态托卡马克聚变堆2(A SSTR2)概念设计为基础,对SiC SiC复合材料包层 第一壁热工设计进行了分析计算。通过选取各种几何位形和材料敏感特性参数,用有限元法进行了大量的热工计算,以最高温度、最大热应力为基础建立了包层 第一壁设计窗口,选取了满足热工要求的最佳设计方案,对今后的工程设计具有指导作用和重要的参考价值。

摘要：利用3组不同材料预制的裂纹夏比试样(PCCv)研究了不同温度和不同加载速率对反应堆压力容器材料断裂韧性的影响,对采集到的实验数据用ASTM E1921-97标准,计算出材料的断裂韧性值和参考温度(T0)。从稳态到瞬态加载条件下的参考温度幅值用主曲线方法确定。研究结果表明,T0依赖于加载速率,并随加载速率的增大而增加,同时当稳态加载时的T0较小时,瞬态加载时的T0增值(DT0)较大。

摘要：用蒙特卡罗方法对透射式CT(TCT)和自射线式CT(ECT)检测核废物进行模拟实验 ,用TCT的模拟结果对ECT的模拟结果进行材料吸收系数校正 ,可以较为准确地确定核废物桶中放射性活度的绝对分布 。

摘要：利用高温堆提供的 90 0℃的高温热源 ,用碘 硫 (IS)循环热化学水解的方法可得到没有二氧化碳释放的能源系统。介绍了IS循环的概念。

摘要：本文介绍为现场核素迁移试验而研制的人工模拟降雨装置 ,着重介绍了设计参数的选择和性能测试的方法及其结果。该装置采用医用注射针头在一圆圈内振动洒落水滴模拟降雨。经过两年多现场试验中的使用 ,证明它具有降雨强度可变范围宽 (小降雨器 2～ 10 0 mm/h、大降雨器 4～ 10 0 mm/h) ,降雨强度下限低 (小降雨器 2 mm/h、大降雨器 4 mm/h)和性能稳定等特点。与采用喷嘴喷淋的装置相比较 ,便于控制降雨面积、降雨量和总给水量。该装置能满足现场核素迁移试验使用要求 。

摘要：迄今为止，各国的高温气冷堆均采用石墨作为其堆芯活性区及反射层的主要结构材料。由于堆内的高温高辐照环境，石墨构件一般承受较高的热应力及辐照应力，这些应力的循环变化将引起疲劳载荷。另外，地震等外力也引起疲劳载荷。各国的很多研究者已对各种石墨进行了大量的研究，本文给出了几种典型的高温堆用石墨的疲劳裂纹扩展速率的实验研究结果，这些结果相互间存有一定差异，但可以作为对相近材料疲劳特性的理解及进一步研究时的参考。