海洋核动力平台堆芯子通道分析

针对海洋核动力平台的堆芯结构和组件形式,使用成熟的子通道分析程序COBRA验证了堆芯稳态热工的安全性。通过计算得出,14.8 MPa压力下堆芯稳态最小烧毁比（DNBR）为2.342,燃料棒包壳表面最高温度为342 ℃,芯块中心最高温度为1 545 ℃。计算结果表明,改进后堆芯热工特性能满足当代反应堆安全性要求,并为海洋不利条件的影响留有足够的安全裕量。同时自主开发了计算机子通道分析程序,与COBRA程序的计算结果进行对比验证,两种计算方法的计算结果一致,从一定程度上说明了计算结果的可靠性。通过以上分析过程证明了燃料组件在稳态下的热工特性是安全和可靠的。     

人工湿地污水处理方法在广州抽水蓄能电站中的应用

人工湿地污水处理系统可以处理多种污染物质，特别是在生产污水处理方面。由于其效果良好，抗冲击负荷能力强（包括污水负荷和有机负荷），ＣＯＤ、ＢＯＤ５、ＳＳ去污率高，运行稳定，管理简单，工程投资少等优点，已逐步被我国环境工作者所重视。     

海洋核动力平台一回路摇摆状态下自然循环能力研究

针对海洋核动力平台的结构和运行特点,建立了一回路流量瞬态分析计算模型,开发了海洋核动力平台自然循环计算程序。该程序可计算核动力平台横向摇摆对自然循环的影响。计算结果显示,摇摆状态将对自然循环产生不利影响,45°横向摇摆将使自然循环流量下降约5%,对于一回路的布置,提高蒸汽发生器的设备高度和减小泵的阻力系数能有效降低自然循环状态下堆芯温度和提高自然循环流量。