核电站抗震系统的研究开发现状

作为核设施采用抗震结构的例子来说，有法国的克律亚斯核电站和南非的科贝赫核电站。在日本，对于核设施抗震结构的适用性也进行了多方面的研究讨论。特别是在快堆方面，由于使用高温低压地液体钠作为冷却剂，在机器设备设计上，从降低温度应力的观点出发而希望薄壁结构，但从耐震性来看还是以厚壁结构有利。对于这些相反的设计条件，由于抗震结构的引进，依靠薄壁结构也能够保证温度应力的降低并确保安全性。     

板壳结构厚度对阻抗特性影响分析研究

机械设备的振动性能与安装基础结构的阻抗特性密切相关，而结构板厚度是影响结构的阻抗特性的重要因素之一。本文针对船舶机械设备典型板壳类安装基础结构，通过研究结构板厚度对结构的阻抗特性的影响规律，发现只有结构承载面和底面的板厚度对结构的阻抗特性有着较为明显的影响，而支承面的板厚度不会明显影响，由此得出了结构的阻抗特性模拟设计基本方法。根据该方法，设计了结构的阻抗特性模拟体，并进行了阻抗特性试验测试。试验结果表明，结构模拟体的阻抗特性与实际结构的阻抗特性较为接近，验证了设计方法的有效性。     

结构施工图设计的一些体会

通过工程实践，本文对结构设计计算中PKPM软件应用中值得注意的问题进行了总结和分析，重点论述以下几个方面：结构分析、计算参数选取、建模、结果分析及独立基础拉梁、电梯筒的设计等。     

多用途重水研究堆主换热器结构设计

多用途重水研究堆主换热器内，外管间的定位结构采用螺旋分布，以减小流动阻力，外管端部加工成六面体后拼焊成蜂窝结构，使换热器在同等换热面积下外径最小。除按“规则设计”外，对于安全一级的零部件还进行了“分析设计”，以确保主换热器的安全。     

平面布置凹凸不规则剪力墙结构计算分析及处理

在平面布置凹凸不规则剪力墙结构的设计中，应如何采取措施，减小结构由于地震作用引起的的扭转效应，增加结构的抗扭刚度，改善结构的扭转性能，使控制结构扭转的参数，如周期比，位移比等满足要求。本文以中国原子能科学研究院单身职工公寓结构设计为例作一论述。     

便携式充氙电离室型高分辨γ谱仪设计方案的初步理论研究

便携式充氙电离室型高分辨γ谱仪是近年来电离室探测器研究的一个新的突破。本工作在目前国外出现的具有良好能量分辨率且抗微颤噪声的柱型双阳极高气压充氙电离室基础上，依照国外的经验研制一种新型结构的高气压充氙电离室，其设计参数列于表1。设计结构如图1所示，采用共面栅极阳极结构：选用12根阳极丝，其中的6根为一组，并联相同电压，以组成收集极和非收集极，两极间电压略有差别，要求阳极线尺寸和位置精确一致；     

西安脉冲堆抗震设计计算

简述了西安脉冲堆抗震设计遵守的核安全法规、安全导则和设计规范，核设施的分级，地震载荷的确定，计算内容，计算程序、计算方法，计算结果及其综合评定等方面的内容。根据核设施各抗震设计物项自身的结构特性的不同，分别选用较合适的计算方法计算地震响应结果，按相关的设计规范和设计要求对计算结果完成综合评定。评定结果表明：西安脉冲堆核设施抗震设计性能良好，在设计地震烈度水平下能够维持抗震设计物项本身的结构完整性和正常功能。     

325 MHz高功率波导窗设计研究

为了使漂移管加速结构运行更加稳定，传输功率可更好地馈入质子直线加速器中，本文对漂移管加速结构的波导窗进行设计与研究。利用微波仿真软件CST对波导窗的结构进行计算，并通过改善匹配结构对射频参数进行分析及优化。通过仿真结果计算频率带宽、电场分布及功率损耗。最终对波导窗进行热分析，通过公式计算所需冷却水的流量。结果表明，该波导窗可应用于325 MHz加速结构中。     

核电工程材料数据库的实现

依据核电工程材料数据库的设计，确定库结构，建立基表，用生命周期法和快速原型法和相结合的软件开发方法。实现了数据库系统的各个功能，并采取了多种办法，保证数据的可靠性，让用户使用较方便。     

浅谈防止超长混凝土结构产生裂缝的问题

根据具体工程设计实践和体会，注重结构概念设计，简要分析了温度收缩裂缝的问题，并结合甘肃四零四地区温差大，气候干燥这一地区特点，重点介绍了对超长混凝土结构如何有效设置后浇带及其它一些控制和抵抗温度收缩应力的具体设计措施。     

高温堆堆芯支承结构比例模型抗震试验研究

高温气冷堆是国际核能届公认的第4代反应堆6种堆型之一，也是我国科技重大专项支持研发的新堆型，其石墨堆芯支承结构是散体结构，在地震载荷作用下的结构动力学响应和连续体结构有较大不同，表现出强烈的非线性和离散性。在已经开展的抗震研究基础上，设计并开展了HTR-PM石墨堆芯支承结构1∶4整体模型抗震试验研究，分析了抗震试验过程中测得的动态特性数据，与模型试验结果进行了对比，得到了模型的加速度和位移变化规律：模型的加速度随着模型高度增加而增大；石墨砖的位置越高，其响应振幅越大。由结构的各种动态响应特性及其分布规律可得，高温气冷堆堆芯支承结构设计能够满足抗震设计要求。     

用CCD阵列组成的高分辨X射线探测器

介绍了基于ＣＣＤ的高分辨Ｘ射线探测器的结构和ＣＣＤ阵列的性能，比较了常用闪烁体的性能，设计了数据采集电路，将此探测器用于微焦点Ｘ－ＣＴ系统，结果表明系统具有很好的空间分辨率。     

可移动反应堆热工分析

可移动反应堆的设计采用堆内为热离子转换，堆外为热电偶转换的两级热电转换反应堆。该反应堆共设两个回路，余热由二回路的散热器排放到空气之中。堆芯热功率为210kW，堆内热离子转换效率为6％，堆外热电偶转换效率为5％，输出电功率约23kW，热电转换模块采用板式结构，结构示意图如图1。     

用于安全分析的APWR内部水力流动试验

1 引言 APWR（先进型压水堆）在安全和经济性上采用了许多革新性技术，有望成为日本下一代的标准型PWR。在设计上，APWR最重要的改进之一是采用了径向中子反射层，取代了目前PWR中的板状反射层结构。新的中子反射层设计旨在提高反应堆结构可靠性及实现铀燃料的更高效利用。另一方面，     

核燃料后处理放化实验室厂房的结构设计

核废物处理工程建筑较之其他建筑有着自身的特点，功能较多，结构较为复杂，有的功能直接影响结构的设计与施工。该建筑采用了框架-剪力墙结构体系。分别采用刚性和弹性楼板假定，并考虑了双向地震作用对结构内力与变形的影响，按总刚分析法进行结构整体分析，用PK对结果进行验算和校核。该工程在核化工工程中具有一定的代表性。     

基于QFD和FPBS的核辐射环境下电子枪转运装置设计

融合质量功能展开（QFD）和功能-原理-行为-结构（FPBS）2种方法，改进得到了面向工程装置的创新设计流程。在该设计流程的引导下，针对核辐射环境的具体要求，通过材料、结构、控制方式等的设计，基于认知将隐性知识显性化表达，设计出符合工程需求的电子枪转运装置，达到了核辐射环境的基本要求，同时验证了此工程装置创新设计流程的可靠性。      

结构材料常规疲劳数据库开发

开发了反应堆结构材料常规疲劳数据库管理系统，库中包含了常规疲劳设计分析曲线参量，即应力－寿命、概率－应力－寿命、应变－寿命、概率－应变－寿命、循环应力－应变及概率－循环应力－应变曲线参量，以及相关材料和试验条件信息。可通过材料名称或机械性能区间指标查询。根据查询结果，可进行常规疲劳设计分析与评价或常规疲劳可靠性设计分析与评价。     

新型定位格架夹持结构的力学特性研究

定位格架夹持结构是保证燃料棒横向与轴向定位的关键。为进一步提高燃料组件中子经济性、简化定位格架生产流程，本文设计了一种可直接从格架条带上冲制而成的拱形且带小刚性凸起的弹簧结构，与刚凸组成新型定位格架夹持系统。针对设计的夹持结构，进行了单条带弹簧、单条带刚凸及格架栅元夹持结构的力学性能试验，获得了弹簧、刚凸、栅元内夹持结构的进程形变量-载荷曲线和回程形变量-载荷曲线，并分析了各结构在100%与120%名义形变量下的载荷、永久形变量等力学性能数据。结果表明：新型全锆夹持结构在名义形变量附近具有较好的力学稳定性；格架栅元夹持结构与单条带弹簧试验所得力学性能相近，表明单条带试验具有较高的代表性和可靠性。     

一种论证常规厂房在SSE作用下安全影响的简化方法

本文在论证常规厂房在SSE作用下保持结构完整性的前提下，对于常规厂房按照民用规范设计的方法，进行SSE作用下保持完整性的校核计算提出一个简单的思路。     

热电偶柱及其支架结构完整性分析

热电偶柱及其支架结构安装于反应堆压力容器上腔室内的堆内构件压紧顶帽上,其完整性影响到反应堆的运行安全。本文对热电偶柱及其支架结构进行了自重载荷下静态分析、流致振动影响分析、模态分析、地震载荷和LOCA载荷下的反应分析。结果显示,原设计的螺栓无法承受含有LOCA载荷的D级工况。本文给出了结构受力规律和修改方案。修改设计后的结构安装于反应堆压力容器顶盖内,已投入正常运行。