摘要：采用集总参数法分析低含汽量自然循环回路汽液两相流稳定性。描述热工水力现象的系统方程由均流模型偏微分守恒方程经集总参数平均导出．高含汽量常微分方程解程序包ＬＳＯＤＥ被用来求解以常微分方程表征的系统方程。与清华大学核能技术研究院为分析５ＭＷ低温核供热堆热工水力特性而设计运行的两相流稳定性实验结果比较表明，采用集总参数法分析低含汽量自然循环回路两相流密度波振荡及其有关非线性现象是有效的。

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：１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ１０）是新一代的模块式高温气冷堆。为了分析其堆芯容器在大破口事故下的安全特性，本文研究了堆芯容器在破口泄压冲击波作用下的动态行为，给出了堆芯容器内外两侧的压差瞬变，以及堆芯容器内的应力瞬变，这些数据可为堆芯容器的安全分析和安全设计提供依据。

摘要：在10MW球床式高温气冷实验堆(HTR-10)首次临界前,达到首次临界的堆芯燃料球装量预估是物理设计的一项重要任务。为了确保物理设计的可靠性,引入蒙特卡罗程序MCNP对VSOP程序的计算结果进行校验。根据HTR-10的特点对燃料元件和堆结构,设计出近似而合理的MCNP描述;再选择合理的计算特征值问题的参数,包括跳过的周期数、每周期标定的源数目和得到特征值的周期数;研究燃料球结构的不同描述对keff的影响;确定较优的计算方案。该方案的计算结果表明,在27℃、空气气氛下,MCNP和VSOP程序预估的达到首次临界的总球数分别为16864个和16821个,相对误差为0.25%。HTR-10的首次临界实验表明,预估与实验的结果相对误差小于1.0%。

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：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：10MW 高温气冷实验堆(HTR-10)蒸汽发生器传热管为小弯曲半径的组件式螺旋管结构,管外流动介质为氮气,具有结构上的特殊性。本文利用近期国内外流体诱发振动(FIV)的理论和试验研究成果,从 FIV 发生的主要机理——漩涡脱落、流体弹性稳定性和声振动出发,分析、计算和校核其设计可靠性。结果表明,HTR-10蒸汽发生器在 FIV 方面的设计是安全的。

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：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。