铀氢锆堆群常数库的生成及堆芯的物理和安全参数的计算

应用栅元计算程序ＷＩＭＳ－Ｄ／４及含有氢化锆中氢核素数据的ＷＩＭＳ－Ｎ２核数据库,计算了我国第１座商用铀氢锆堆（西安脉冲堆）的栅元参数,生成了两群群常数随燃耗变化的数据库．用所产生的群常数库和ＴＲＩＧＡＣ程序对西安脉冲堆堆芯重要的物理和安全参数———堆芯通量分布、Ｋｅｆ随燃耗的变化、负温度系数以及功率峰因子等进行了计算,这些参数对堆芯燃料管理和核安全分析具有重要的意义．     

WIMS-SN程序系统对NHR-10堆物理设计的有效性

组件计算是堆物理计算中的一个重要环节.用WIMS-SN系统计算含可燃毒物组件时,出现比较大的误差,不适宜低温供热堆含可燃毒物组件的计算.文中分析其计算过程,改进了该程序系统,使它可应用于含可燃毒物燃料组件计算.研究发现用WIMS棒束模型计算钆棒栅元归并截面时,使用的能谱是无钆燃料区的能谱,因此会带来较大误差.为了避免这种情况发生,在输运计算中必采用多群多区模型.通过与TPFAP程序校算,二者差别较小,说明该程序系统可以应用于低温供热堆的物理设计.     

含钆可燃毒物计算方法研究

本文讨论以钆为可燃毒物反应堆芯的计算方法。给出了２００ＭＷ供热堆钆可燃毒物的设计。用ＴＰＦＡＰ程序和ＷＩＳ－ＳＮ２Ｄ程序对许多基准作了计算。其结果与基准程序的结果、实测临界性和功率分布的结果进行对比。表明本方法与一些基准程序的精度相当。认为本方法可以用于含钆可燃毒物的堆芯设计。     

氢化锆中氢的散射矩阵的计算和WIMS库的扩充及评价

根据氢化锆晶体散射的声学模型和光学模型给出的频谱分布函数,计算了氢化锆中氢的热区散射律和散射矩阵,得到了ＷＩＭＳ－Ｎ１库,应用ＮＪＯＹ程序从ＥＮＤＦ／Ｂ－ＩＶ库中制备了氢化锆中氢,铒－１６６和铒－１６７等核素的数据,得到了ＷＩＭＳ－Ｎ２库;并对这２个库作了评价,结果表明,ＷＩＭＳ－Ｎ１库和ＷＩＭＳ－Ｎ２库的适用于铀氢锆堆的计算。     

HTR－10控制棒及第二停堆系统反应性当量计算

介绍了ＨＴＲ－１０高温气冷实验堆位于反射层中的控制棒和作为第二停堆系统的硼球孔道的反应性当量计算方法。用ＷＩＭＳ（积分输运碰撞几率法）程序、ＧＡＭ、ＴＨＥＲＭＯＳ程序方法产生控制棒区的截面。用一维离散坐标法程序ＯＮＥＳＮ１产生泄漏谱，在控制棒区的Ｂ４Ｃ从１０群截面归并为４群截面；用二维离散坐标法程序ＳＮ２ＤＢ，在控制棒区（包括Ｂ４Ｃ、空隙和部分石墨反射层）考虑空间效应做均匀化４群截面。有控制棒和无控制棒情况下的Ｋｅｆｆ本征值，是由三维扩散有限差分程序ＣＩＴＡＴＩＯＮ在（θ，ｒ，ｚ）坐标系条件下做出的，并给出控制棒的反应性当量。     

穿透概率法求解二维六角形几何多群中子积分输运方程

讨论了用穿透概率法求解二维六角形几何轻水堆燃料组件中子通量的分布,提出了一种简易计算模型。子区内中子源采用各向同性平源分布,子区量在方向上采用简化６Ｐ１近似。根据提出的模型,编制了ＴＰＨＥＸ＿Ａ程序,并对一些轻水堆六角形组件问题作了计算,计算结果与ＤＲＡＧＯＮ程序计算结果以及ＭＣ结果进行了比较,符合较好,本程序可用于轻水堆六角形燃料组件计算。     

鼠脑钠离子通道IS4片段溶液构象的NMR研究

应用２Ｄ ＾１Ｈ ＮＭＲ技术确定了合成多肽ＩＳ４的溶液构象，利用２Ｄ ＤＱＦ－ＣＯＳＹ，ＴＯＣＳＹ和ＮＯＥＳＹ实验，对ＩＳ４的＾１Ｈ谱进行了完全的指认，ＮＯＥＳＹ谱相关峰的积分被应用于结构计算，应用ＭＡＲＤＩＧＲＡＳ程序可以产生比较精确的质子－质子之间的距离约束。在应用距离几何程序ＤＩＡＮＡ计算时利用由ＭＡＲＤＩＧＲＡＳ产生的距离约束，加上二面角的约束，结果得到５个重叠得比较好的结构，最后对这５个     

NHR-200 含钆可燃毒物棒性能分析

介绍了２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）采用含钆可燃毒物燃料棒作为中子吸收体的设计考虑，并根据ＮＨＲ－２００燃料组件的设计参数，采用压水堆核电厂燃料元件稳态分析程序ＦＲＡＰＣＯＮ－２，并考虑到含钆芯块物性变化，对原有ＭＡＴＰＲＯ数据库中相应物性作了修改，按不同含钆量对可燃毒物棒进行稳态工况的性能分析比较。分析结果表明，ＮＨＲ－２００含钆可燃毒物棒能很好地满足堆芯设计的要求，并且有较大的安全裕度。     

粗网节块内功率的重构

粗网节块程序如ＮＧＦＭ、ＳＩＭＵＬＡＴＥ等只能给出平均功率。而反应堆设计中更关心的是堆芯内燃料元件的功率分布。本文讨论了获得堆内元件功率分布的重构方法。双二次多项式用于快群中子通量展开，与双曲函数项结合的双二次多项式用于热群中子通量密度展开。研究了２１项和１３项展开法，并与ＣＩＴＡＴＩＯＮ细网格计算进行比较。结果表明，本文中研制的２１项方法程序ＲＥＣＯＮ比ＳＩＭＵＬＡＴＥ－３ＮＥＭＯ程序中所用的１３项方法精确得多，在外围区域更明显。     

蛇毒神经生长因子的分离纯化及鉴定

采用Ｓｅｐｈａｄｅｘ Ｇ５０、ＣＭ－Ｃｅｌｌｕｌｏｓｅ ３２柱层析，从中华眼镜蛇中分离出神经生长因子（Ｎｅｒｖｅ Ｇｒｏｗｔｈ Ｆａｃｔｅｒ，ＮＧＦ）。经ＳＤＳ－聚丙烯酰胺凝胶电泳及Ｗｅｓｔｅｒｎ ｂｌｏｔｔｉｎｇ法证明所得以的ＮＧＦ为单一组分，相对分子质量约为１．３×１０＾４。经凝胶等电聚焦电泳测得ＮＧＦ等电点ＰＩ约为７．０左右。经ＨＰＬＣ及电泳图像分析系统测得纯度为９８％。此ＮＧＦ等８ｄ鸡胚背     

控制棒史截面效应的处理

核供热反应堆的过剩反应性主要靠十字形控制棒来控制。有不同控制棒史的组件内的燃耗分布不同，相应的组件平均截面也就不同。详细考虑控制棒史的影响是很复杂的，为此提出处理控制棒史的线性插值法。假设组件平均截面仅仅与组件总燃耗和带棒燃耗有关。线性插值法要求作无棒燃耗直接计算、带棒燃耗直接计算及在此基础上进行的两种再启动计算。对供热堆含钆组件做了检验计算。通过与跟踪控制棒史的精确计算方法的比较，表明该方法是一个非常简便而有效的方法。     

NHR-200定位格架的设计研究

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。     

NHR-10堆芯的改进设计

介绍了 NHR- 10组件内钆可燃毒物配置、堆芯燃料组件布置和换料方案的改进设计。通过调整钆可燃毒物根数和质量分数来改善堆芯有效增殖因子 (Keff)随燃耗变化的特性 ,采用堆芯燃料组件非均匀布置来降低堆芯功率峰因子(Fxyz) ,采用 1/ 2换料方案使得每炉换料周期比较接近 ,并给出了改进设计结果。TRANP和 NNGFM程序计算结果表明 :改进设计后 ,Fxyz从 2 .997降到 2 .2 2 1,运行中的最大Keff从 1.0 5 6降到 1.0 37,Keff随燃耗的变化特性得到了很大改善 ,换料周期除第一个周期为 2 2 5 0 d外 ,后面的周期稳定在 175 0 d,更加符合工程需要。     

200MW供热堆堆芯结构抗震试验模型设计的若干问题

为了保证 ２００ ＭＷ供热堆堆芯结构在地震时的完整性、控制棒通道在地震时畅通，和供热堆的抗震安全，有必要进行全尺寸的堆芯单元模型的抗震试验。从 ２００ ＭＷ供热堆堆芯结构的特点出发，研究了模型设计的原则和动力学相似的问题，重点对堆内支承，燃料组件和锆盒等重要部件的动力学简化原则进行了阐述，利用有限元法分析了堆芯结构的动力学特性，讨论了试验模型和计算模型的关系，以及支架的设计问题，为台架试验打下了基础。通过本研究，不仅可对供热堆设计方案的性能进行恰当的评价，而且可指出进一步改善设计使结构达到优化的方向，保证供热堆的安全运行。     

反应性温度系数的计算方法

为了精确地计算反应性温度系数，采用动态规划的方法，求出了燃耗过程中控制棒的临界棒位。利用组件计算软件包ＴＰＦＡＰ，计算慢化剂（或燃料）在不同温度下组件的宏观截面。用节块格林函数法，求解三维中子扩散方程，求得慢化剂（或燃料）反应性温度系数。对于２００ＭＷ核供热堆在临界棒位下，作了三维反应性温度系数的计算，并与二维计算结果作了比较。结果表明，慢化剂温度系数的大小和控制棒插入有密切关系。二维无控制棒时计算的反应性温度系数比较接近三维带控制棒的计算结果，并且二维无控制棒的计算结果是一个保守的估值。     

用核供热堆开发高凝油田的经济评价

为了进一步拓宽核供热堆应用的领域，降低油田采油成本，在对大庆萨北过渡带１６．９ｋｍ２的高凝油藏开展历史拟合、热水驱替的开发方案和实施热流体循环工艺研究的基础上，对配置不同方案的核供热堆和燃油锅炉提供热源开发油藏进行了针对性研究，结果表明，利用核供热堆提供热源来进行高凝油开发的供热成本大约是燃油炉的三分之一，按２０ａ的生产期计算，净生产原油和净盈利大约是燃油炉方案的４倍。从经济性和运行可靠性来讲，采用双堆单炉的方案是比较合理的     

200MW核供热堆汽电联供的经济分析

为了开发低温核供热堆新的应用领域 ,采用国际通用的经济评价方法 ,对 2 0 0 MW低温核供热堆用于工业开发区集中供应压力为 1.5 MPa左右的饱和蒸汽并提供部分厂用电方案的经济性进行了较全面的分析和比较。结果表明 :2 0 0 MW低温核供热堆汽电联供的各项经济评价指标都很好 ,内部收益率为 19.61% ,净现值 (贴现率 10 % )为7.65亿元 ;投资回收期和贷款偿还期均在项目建成后 5年左右。与低温核供热堆用于冬季供暖相比 ,其经济效益有非常明显的改善。同时 ,在经济发达地区的工业开发区 ,利用核能进行工业供汽和发电 ,对城市环境污染的改善将起到非常积极的作用 ,并能缓解我国北煤南运的运输紧张局面     

用低温核供热堆进行海水淡化

本文论述了用核能作为海水淡化能源对于减少环境污染的重要作用。在这方面，低温核供热堆是一种合适的堆型。多效蒸馏法是目前最有发展前途的一种海水淡化工艺。水平管液膜蒸发器具有先进的综合指标，是可供优先选择的一种蒸馏设备。