快中子脉冲反应堆理论计算

将中子输运方程、热弹性力学方程和反应堆动力学方程耦合在一起，根据球型快中子脉冲反应堆理论计算和理论设计的需要，编制了功能齐全的计算机程序。从爆发脉冲的实际过程出发，以预加反应性为关键参量；考虑了反应堆活性区外反射中于效应，增加了模拟缓发中子项。理论计算值与实验结果符合得较好，解决了以往脉冲功率分布和半高宽度的理论计算值与实验结果偏差大的矛盾。     

非能动堆芯余热排出系统自然循环特性研究

通过对非能动堆芯余热排出系统的分析，建立了相应的数学模型，并编制程序进行了计算，计算结果表明，该系统能带走的４．５％的堆芯余热，使堆芯具有非能动安全性，文中分析讨论了系统的高度、冲角及上升段与下降段的三种传热边界条件对该系统的流量和余热排出能力的影响。     

国际热核实验反应堆七问

法国《费加罗报》近日发表文章,解读有关国际热核实验反应堆重要意义的七个问题:一问:国际热核实验反应堆有何用处?国际热核实验反应堆不能马上解决地球上的所有能源问题,但是它将努力证明:通过核聚变反应大量获得能源是可能的。目前的核电站利用的是核裂变反应:把大的铀原子分裂成两个较小的原子,并在这一过程中释放能量。这些能量再通过一个涡轮机变成电能。聚变的梦想完全是另外一回事。它不是把大的原子分裂成小的,而是把两个小原子合并成一个大原子。这种反应形式就是太阳内部巨大能源的来源。军方已经用上一些热核武器和氢弹,利用的就…     

一种快速检测反应堆大厅密封性能的方法

发展了一种检验反应堆大厅密封性能的新的实验方法——正压试验法;该方法操作简便、快捷、直观,利用反应堆大厅原有的通风系统就可以很容易地实现,不仅在短至几分钟的时间内即可获得反应堆大厅在有超压和无超压两种情况下的气体泄漏率,还能直观地检查和发现漏点,以便于进行有效封堵。介绍正压试验法的实验原理,以及用此法检查两个临界实验装置大厅密封性能的实验结果。与传统的SF_6扩散法实验测量的气体泄漏率结果相比较,证明正压试验法的实验结果是可信的。     

全球核能科技前沿综述

 讨论了核能前沿科技领域所取得的科技研究与重要工程项目进展，重点介绍了核电建设与发展、小型模块堆技术、聚变反应堆、空间动力堆、事故容错燃料，数值反应堆等方面的研究及开发进展。在海、陆、空均有良好应用前景的小型反应堆，将在传统商用核电以外开辟核能利用的新天地。而先进燃料设计、高精度数值模拟等技术则是未来核能安全保障的重要发展方向。随着技术的进一步革新和技术路线的多样化，呈多元化发展态势的核能预期仍将在全球能源结构中占据重要地位。     

铅基反应堆主换热器结构优化及热工水力分析

主换热器是铅基反应堆的关键热传输部件,直接影响反应堆的经济性与安全性.以液态铅铋冷却自然循环反应堆的管壳式主换热器为研究对象,从换热管长度L、外径do、壁厚c、管间距P这4方面对换热器进行热工水力分析研究,并采用JF因子对换热器的综合性能进行评价,在此基础上,采用贡献比CR及平均信噪比SN评价因子得到最优的结构参数组合A1B2C1D2.研究表明,管长L对换热器性能影响最大,而管间距P对换热器性能的影响几乎可以忽略.