压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理的研究

本文叙述了在清华大学压水堆核电厂全尺寸模拟机上，应用应急操作规程，对蒸汽发生器传热管破裂事故（ＳＧＴＲ）进行了实验研究，总结了处理ＳＧＴＲ事故的体会，介绍了ＳＧＴＲ事故停堆后，操纵员最紧要的干预操作，以及如何干预，何时干预等问题。作者还对ＳＧＴＲ事故处理中，是否必须停反应堆冷却剂泵提出了自已的看法。     

秦山核电厂SGTR事故及其处置研究

用ＲＥＬＡＰＳ／ＭＯＤ２程序和ＭＡＲＣＨ３程序对秦山核电厂多种假想ＳＧＴＲ事故及其所致严重事故进行了计算，分析了主要事故序列的事故进程，估算了严重事故下的熔堆时序，探讨了一些有效的事故处置措施及其干预效果。     

200MW池式供热堆未能紧急停堆的预期瞬变事故分析

利用轻水堆系统通用的热工水力分析程序ＴＥＴＲＡＮ－０２,对２００ＭＷ池式供热堆的未能紧急停堆的预期瞬变事故。即断电ＡＴＷＳ事故,误提棒ＡＴＷＳ事故,外负荷丧失ＡＴＷＳ事故等进行了计算和分析。结果表明,在事故过程中,订参数没有超出鸡范围;不需任何设备动作和人员干预,反应堆就能自动降功率,维持长期堆芯冷却,具有较高的安全性。     

核科学与工程

核科学与工程第１６卷第３期１９９６年９月作者简介秦山核电厂ＳＧＴＲ事故及其处置研究李吉根１９８４年毕业于清华大学工程物理系，副研究员。地址：北京市２７５信箱（０２４１３）ＨＴＲ－！０小金管螺旋管圈高压汽水两相流动摩擦阻力特性的研究毕勤成１９８８年毕业...     

A COMPLEX-TYPE FOCUSSED MAGNETRON FOR SPUTTERING

ＡＣＯＭＰＬＥＸ－ＴＹＰＥＦＯＣＵＳＳＥＤＭＡＧＮＥＴＲＯＮＦＯＲＳＰＵＴＴＥＲＩＮＧ￥ＺｈｅｎｇＳｉｘｉａｏ（郑思孝）（ＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＮｕｃｌｅａｒＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ,ＳｉｃｈｕａｎＵｎｉｖｅｒｓｉｔｙ,Ｃｈｅｎｇｄｕ...     

STUDY ON MODERATORS OF SMALL－SIZE NEUTRON RADIOGRAPHY INSTALLATIONS WITH NEUTRON TUBE AS SOURCE

ＳＴＵＤＹ　ＯＮ　ＭＯＤＥＲＡＴＯＲＳ　ＯＦ　ＳＭＡＬＬ－ＳＩＺＥ　ＮＥＵＴＲＯＮ　ＲＡＤＩＯＧＲＡＰＨＹ　ＩＮＳＴＡＬＬＡＴＩＯＮＳ　ＷＩＴＨ　ＮＥＵＴＲＯＮ　ＴＵＢＥ　ＡＳ　ＳＯＵＲＣＥＭａＷｅｉｃｈａｏ（马维超）；ＺｈｏｕＭｉｎｇｄａ（周明达）...     

自制SnO2·xH2O对68Ge-68Ga发生器吸附性能的影响

用自制的ＳｎＯ２·ｘＨ２Ｏ经热处理后作为＾６８Ｇｅ－＾６８Ｇａ发生器的吸附剂,用模拟试验的方法研究了Ｇｅ的吸附与Ｇａ的淋洗。结果表明,自制ＳｎＯ２·ｘＨ２Ｏ对Ｇｅ有较好的选择吸附性能,２．０ｍＬ０．１ｍｏｌ／Ｌ ＨＣｌ溶液对＾６８Ｇａ的淋洗效率可达８８％。     

细胞谷胱甘肽含量与放射增敏研究

谷胱甘肽（ＧＳＨ）是一种内源性放射防护物质，在正常状况下大部分以还原型存在于细胞和组织中，本研究结果表明，通过外源性化学修饰剂丁胱亚磺酰亚胺（ＢＳＯ），可用效地抑制细胞内ＧＳＨ的生物合成，从而使内源性ＧＳＨ含量下降，在１ｍｍｏｌ／ＬＢＳＯ作用后２４ｈ，可使原有ＧＳＨ含量从４．６７６８４×１０＾－１２ｍｍｏｌ／ｃｅｌｌ下降至０．５０９２×１０＾－１２ｍｍｏｌ／ｃｅｌｌ为对照组的１．０９％，ＢＳＯ的抑     

人的可靠性认知模型在核电站中的应用

阐述了认知模型中几种重要的。与人的可靠性模型相关的概念。描述了通用失误模型系统（ＧＥＭＳ）及其在核电站事故分析中的应用，并指出了该ＧＥＭＳ模型在人误预测中的作用，最后简要说明了ＧＥＭＳ模型的应用前景。     

HFETR堆芯燃料管理计算方法的研究

研究了高通量工程试验堆（ＨＦＥＴＲ）堆芯燃料管理计算方法，以栅元计算程序ＷＩＭＳ－Ｄ４－ＣＮＰＲＩ和三维节块程序ＳＩＸＴＵＳ－３为基础，研制了ＨＦＥＴＲ堆芯燃料管理计算软件包ＨＦＥＴＲＦＭ。并对高通量工程试验堆首炉堆芯进行了计算，取得了令人满意的结果。     

坎杜堆蒸汽发生器设计综述

国际核电站的运行经验表明，坎杜堆蒸汽发生器具有较高的可靠性，坎杜堆蒸汽发生器的主要型号有：皮克灵Ａ，皮克灵Ｂ，布鲁斯Ａ，布鲁斯Ｂ，根蒂莱２和达灵顿核电站的蒸汽发生器，根据坎杜堆多年的运行经验，其蒸汽发生器设计经历了多次改进，改进后的坎杜型蒸汽发生器使用了能够抵抗各种腐蚀的管材，具有高的循环倍率，柔性支撑板，高效汽水分离装置和方便的维修特性。     

秦山核电二期工程蒸汽发生器的设计特点

本文介绍了秦山核电二期工程２×６００ＭＷ的５５／１９Ｃ型蒸汽发生器所具有的主要特点，以及所用传热管材、管径的选取．设计中采用了带直段的过渡锥壳、液压胀管等技术，易于在役检查和运行维修工作．     

中子管冷阴极潘宁离子源起弧特性测试

实验建立了中子管冷阴极潘宁离子源起弧特性的测试方法。该方法采用对比实验方法对中子管离子源起弧时刻进行研究,可得到离子源起弧规律,发现同步脉冲与中子脉冲之间的差异。通过改变变量,对存在的差异进行研究,得到中子脉冲时序关系,为脉冲中子类测井仪方法研究提供数据基础。     

蒸汽发生器二次侧^16N迁移时间的计算模型

用测量蒸汽中＾１６Ｎ的放射性活度来监测蒸汽发生器传热管的泄漏，是一项新的技术，该监测系统确定泄漏率的一个重要参数是＾１６Ｎ在蒸汽发生器二次侧的迁移时间，本文认为＾１６Ｎ泄漏工质是以汽相形成随二次测工质运动，根据蒸汽发生器二次侧工质的流动特点，将迁移的时间分成四段计算，并重点提出了管束区汽相运动的速度分布计算模型，用本文模型对秦山核电厂蒸汽发生器的＾１６Ｎ迁移时间进行了计算，并与法国电力公司的计算结     

换热器管束流体激振研究的新思路

提出了一种快速简便地求解非定常粘性流方程的方法、以得到换热器管束复杂流道内作用于振动管子上的流体激振力。简述了如何将管束流动的流体弹性稳定性分析与工程实际的振动疲劳破坏相联系，以及怎样在求解流动基本方程的基础上分析管束复杂流道内的振荡压力传播。将求解复杂流动的快速方法—参数多项式方法与流体激振的全功能分析及振荡压力传播理论结合起来，为管束流体激振研究开拓了一个新的途径。     

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。     

垂直上升横掠水平管束的两相流空泡份额模型研究

与管内两相流空泡份额模型相比,垂直上升横掠水平管束的两相流空泡份额研究成果相对有限。利用垂直上升的气-水两相流横掠水平管束的实验数据,对现有的空泡份额计算模型进行对比分析,并对2种现有模型的拟合公式进行修正。采用其他实验结果对本文重新修正的空泡份额模型进行验证,结果表明:与原始模型相比,修正的空泡份额计算模型给出的空泡份额预测值更好。     

CCDTL结构的研究(英文)

在质子速度为0.1～0.5c范围,美国Los Alamos实验室提出一种新的加速结构CCDTL。我们利用铝模及铜模,对CCDTL结构进行研究。CCTDL模型腔列由四个加速单元及三个耦合单元组成。采用单漂移管CCDTL结构。对CCDTL的模型进行了调谐及测试,获取了初步的实验数据,如谐振频率、色散曲线、耦合系数、场分布等     

蒸汽发生器传热管结垢厚度的涡流检测方法与应用

蒸汽发生器二回路中有较多的沉积物存在并危害传热管安全,利用涡流检测方法可以对传热管二次侧泥渣进行有效检测。通过模拟传热管结垢的不同厚度并进行实验,可获得厚度与幅值的对应关系。本文描述了对蒸汽发生器传热管结垢的检测方法及幅值与厚度的对应关系,为统计蒸汽发生器传热管外壁结垢情况提供了较为有效的参考基准量。     

Modeling and analysis of thermal damping in heat exchanger tube bundles

Most structures and equipment used in nuclear power plant and process plant, such as reactor internals, fuel rods, steam generator tubes bundles, and process heat exchanger tube bundles, are subjected to flow-induced vibrations (FIV). Costly plant shutdowns have been the source of motivation for continuing studies on cross-flow-induced vibration in these structures. Damping has been the target of various research attempts related to FIV in tube bundles. A recent research attempt has shown the usefulness of a phenomenon termed as ‘thermal damping’. The current paper focuses on the modeling and analysis of thermal damping in tube bundles subjected to cross-flow. It is expected that the present attempt will help in establishing improved design guidelines with respect to damping in tube bundles.