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：定位格架是反应堆燃料组件的重要组成部分。２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）燃料组件定位格架主要由条带、围带及角部片簧组成。本文分析了该格架在组件装卸过程中的导向性能，论述了格架三弯弹簧的设计、刚度分析、预变形范围的计算以及弹簧夹持力的确定等。格架条带三弯弹簧的试制实验研究结果表明ＮＨＲ－２００组件定位格架结构设计合理、弹簧选型科学，完全满足供热堆格架设计的要求。

摘要：近代低富集度3层包覆颗粒(Modern LEU TRISO Particles)燃料元件的大量辐照试验表明:在高温气冷堆正常运行工况下,燃料元件的包覆燃料颗粒一般不会发生破损,放射性裂变产物的释放主要取决于制造引起的自由铀含量(燃料元件中没有被Sic层完整包覆的燃料颗粒铀量和总铀量之比).燃烧-浸取(Burn-Leach)法可以灵敏、准确地测量自由铀含量.本文介绍了燃烧-浸取法,给出了10MW高温气冷实验堆(HTR-10)首炉燃料元件自由铀含量的测量结果.

摘要：三维按比例油藏物理模型的几何尺寸、时间间隔、注蒸汽速率、地层孔隙度、渗透率、油饱和度、蒸汽的温度、压力和油的粘度等参数与相应油田原型的参数是按比例模拟的。本文的模拟方法有几个特点：１）在冷油带和蒸汽带，用两个不同的相似准则来确定油的粘度；２）模型初始参数的选择，利用最小二乘法概念，用计算程序进行最优化；３）所用相似准则可以兼顾油层吸热和向盖、底层导热两个方面，并可以用单一直径的玻璃珠来模拟油藏岩石。

摘要：简要介绍了２００ＭＷ核供热堆的堆型结构和运行方式，着重介绍了２００ＭＷ核供热堆功率调节系统设计原理和调节控制棒与调节二回路流量协调控制方案，并介绍了调节二回路流量所采用调频电源作为二回路水泵调速的执行机构。

摘要：简要介绍了２００ＭＷ低温核供热堆应急电力系统的设计特点，并用故障树分析方法，对其应急电力系统的可靠性进行了分析，从理论上论证了现有简化的２００ＭＷ低温核供热堆应急电力系统设计方案的安全母线供电可靠性指标在保留小数点后４位要求时，与采用一般核电厂应急电力系统设计方案时相一致。

摘要：实验研究在２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ２００）水力学实验回路（ＨＲＨＴＬ２００）上完成，采用１∶１的实验本体，模拟条件为几何形状和雷诺数相同。研究了燃料组件入口节流孔板不同开孔直径（５０～１１０）条件下，燃料组件，节流孔板，进、出口格板，棒束及出口段的流动阻力特性，研究结果可直接用于ＮＨＲ２００的热工水力学设计。

摘要：目前，压水堆核电站普遍采用线圈编码式棒位指示系统测量其控制棒位置，而在此基础上发展的自编码数字式棒位指示系统的探测器与前述系统的探测器均需补偿线圈来实现差动输出，从而提高输出信号的信噪比。本研究提出并从理论上证明后者可取消专设的补偿线圈而采用软件补偿，并据此设计了软件补偿自编码棒位探测器。该方案进一步简化了棒位指示系统的探测器结构，使其线圈数量少，轴向长度缩短，结构简单的优点得以在２００ＭＷ供热堆中实现。

摘要：从核安全性要求、技术可行性要求、经济可行性要求、积累应用开发经验等方面论述了１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ－１０）设计建造实施规范化管理的必要性，阐述了在ＨＴＲ－１０实施规范化管理实践中采取的几种有效措施，包括制定设计管理程序；编制ＨＴＲ－１０设计准则；依据现行法规标准进行规范化设计；设计文件和图纸规范化管理以及依据质量保证大纲和程序进行规范化管理等，以保证工程进度和质量。核工程项目设计建造规范化管理具有普遍性，可为今后的核工程设计建造提供有益的借鉴。

摘要：为了更加充分利用核燃料，在一定的初始燃料富集度和合理地展平功率分布的条件下，达到高燃耗，必须对核供热堆的初装堆芯和换料方式作优化设计，以便实现在给定工况下核燃料循环的最优化和降低燃料成本。叙述了换料优化设计的步骤和倒换料规则，并对低泄漏堆芯和传统的外内装载方式进行了换料优化设计，得到了可供工程设计参考的一种换料优化方案，该方案可提高循环末组件燃耗、降低整个循环过程中的最大功率峰因子。