世界性项目——国际热核试验性反应堆

1958年,一位名叫亚力山大·布拉德肖(Alexander Bradshaw)的学童看到《每日镜报》第一版上印着一幅海洋波涛的照片,报上刊登的大字标题“核聚变——能用十亿年的能量之源”深深地留在他的记忆中。当时的物理学家们认为:在10年至20年里,人类将能够利用氢核的聚合来发电。     

皖企入选污水处理科研国家队

10月15日，记者从中科大获悉．大亚湾反应堆中微子实验室日前在深圳大亚湾核电基地破土动工，中科大“核探测技术与核电子学”联合实验室张子平、安琪两位教授作为项目组成员参加了动工典礼。     

反应堆功率流量保护中智能化的研究

本文介绍了反应堆超功率保护、超功率流量比保护、一回路断流量事故保护及泵高速低流量和泵低速过低流量保护等系统中利用一台微机实现安全保护智能化的研究。文中以××反应堆为母型,根据反应堆运行时对上述安全保护系统的要求介绍了微机控制的保护功能、为实施这些功能所采用的硬件及应用软件流程,指出了在反应堆功率流量保护中利用微机实现智能化的特点。     

压水堆控制棒导向筒结构改进对落棒的影响

为改善横向水力载荷对控制棒导向筒的作用，对靠近上腔室出口管嘴附近的控制棒导向筒（对称的４组：０２－２６，０３－２５，１１－２９，１２－２８）加设了保护套．在秦山核电站压水堆上腔室１４的可视化模拟体中，以水为介质进行了实验研究，把结果与未加设保护套的实验结果作了分析比较，得到了对靠近上腔室出口管嘴附近的控制棒导向筒加设保护套有助于改善流场对控制棒导向筒的水力载荷作用和确保控制棒能按指令在导向筒中自由升降和快速下插的结论．     

核材料若干最新参数

国际原子能署（ＬＡＥＡ）正在重新评价用于决定安全装置研究的及时性和目标数量参数。该研究回顾了自七十年代参数确立以来的技术发展和结论。这些不存在放松目标数量与反应堆级钚相对于武器级钚的转变时间的理由。对低浓缩铀而言，特别是那些具有先进浓缩铀能力的国家，这可能对浓缩探测时间是有诱惑力的。     

不同热管工质对热管冷却反应堆堆芯物理参数的影响与分析

热管冷却反应堆采用非能动传热技术,热响应速度快,可避免堆芯单点失效,具有功率密度大、寿命长、环境适应性强、工作性能稳定等特点,是目前空间核反应堆研究的热点。本文基于清华大学开发的反应堆蒙特卡洛中子输运程序RMC (Reactor Monte Carlo code),以美国爱荷华国家实验室(Idaho National Laboratory, INL)设计的热管冷却反应堆INL Design A为研究对象,选取3种热管工质开展热管冷却反应堆堆芯物理计算。计算结果表明：锂热管工质不仅拥有很好的热物性参数,并且使用锂热管工质的热管冷却反应堆缓发中子有效份额最大、中子能谱较硬、燃耗反应性损失最小、增殖性能最佳,有利于热管冷却反应堆堆芯小型化与长寿命。因此,推荐锂为热管冷却反应堆的热管工质。     

受扰动核反应堆系统的最优控制

本文讨论原子核反应堆系统在受外部中子源干扰时的最优控制问题。本文将散射裂变截面函数作为控制变量,以“范数最小”来衡量其最优性,证明了反应堆系统在受扰动时可控的,并给出了系统最优存在性和可逼近性。