清华大学20MW实验研究堆堆内构件的动力学分析

清华大学 20MW实验研究堆采用流行的紧凑堆芯设计模式，其堆内构件包括内外支撑筒、承重板、重水箱、堆芯组件等部分。此项研究采用板壳、梁、杆等有限元单元的组合模型对堆内构件进行简化，建立了一个反映其结构特性的有限元整体模型；然后对其进行模态分析、响应谱分析以求得结构的模态参数和实际的厂区地震载荷下的最大响应；最后按照应力响应情况，评定了堆内构件结构设计的合理性。分析结果证明，在地震工况下，堆体结构的应力、位移响应满足安全要求。

清华大学5MW 核供热站的过程计算机系统

本文讨论了清华大学5MW 核供热站主控室中过程计算机系统的设计、功能、应用及其与传统仪表系统的关系,描述了该过程计算机系统的硬件配置。该计算机系统是一个具有自动故障诊断和自动切换功能的双机系统,所用计算机为 PDP11/73。还简单介绍了所用智能化、加固的数据站IMP 和专门研制的实时数据显示画面辅助生成系统的基本思想。

基于“分析法设计”的自动评定技术研究

本文是对反应堆结构设计中分析设计评定技术自动化的研究，内容包括：确定“分析法设计”的规范内容的树状知识库结构、建立知识库的关系数据库构造模式、基于规则的推理技术。最后，应用 Internet技术及 JAVA语言，以压力容器这一反应堆典型结构的分析评定为例，开发了实现自动评定的原型系统。

稀型乳状液膜分离技术的研究

本文提出了稀型乳状液膜分离方法的新概念。作者用稀型乳状液分离技术,在φ500mm×3000mm的机械搅拌柱中,处理粘胶纤维的酸性含锌废水,经一次接触后,废水中锌含量可从500ppm降至5ppm,达到国家允许排放的要求。过程中无二次污染;过程中回收锌的价值大于治理过程中所消耗的一切费用的价值。

控制棒水力驱动系统的设计和研究

分析了２００ＭＷ核供热堆控制棒水力驱动系统（ＨＤＳＣＲ）的设计特点；系统中主要设备（槽孔式水力步进缸和组合阀）的设计特点及特性；旁路自调节结构的设计及其高温下的补偿作用以及系统温度特性的实验结果。经对实验结果的分析表明：ＨＤＳＣＲ和各设备的设计合理、运行可靠；各设备的设计不仅降低了设备的加工难度及安装难度，而且改善了系统的温度特性；

土壤渗滤处理技术研究现状与进展

土壤渗滤处理技术在我国广大地区有很好的适应性和可行性，将有很好的发展前景。该文论述了土壤渗滤技术的发展历史和现状，并对近十年来该技术的实验室模拟、机理研究。

核能风险接受性研究

公众接受性倏关核能的生存与发展。三里岛事故后 ,新建核电站的安全性得到了很大的提高 ,但是公众对核能的接受性并没有明显的改善 ,其主要原因在于公众与专家在核能风险问题上的态度存在极大的差异。本文从“风险认知”和“风险决策”两个角度对此进行了分析 。

中国先进研究堆水平孔道屏蔽设计优化研究

考虑辐射安全和经济性,对中国先进研究堆(CARR)的水平烫源孔道作了屏蔽设计优化研究。通过分步计算,克服了MCNP4C在计算粒子深穿透问题中的耗时、结果差的缺陷。再建立模型,将转门的屏蔽设计优化问题转化为屏蔽材料的组合优化问题。使用特征统计算法(CSA)结合ANISN程序,编写屏蔽设计优化程序。经过大量方案的筛选,很快找到了符合辐射安全、经济性和材料的机械特性的屏蔽设计优化方案optCH2;用MCNP4C程序计算了优化的方案,并与原方案做了比较。结果表明,optCH2方案的安全性能和经济性都比原方案提高很多。

高温气冷堆联合循环技术潜力研究

模块式高温气冷堆与燃气联合循环发电分别代表着当今核能界和常规发电界的最先进技术,两者的结合为提高核电的安全性和经济性提供了一条新的思路,是一个极具竞争优势的选择方案。本文通过分析高温气冷堆和联合循环的现状及发展趋势,着重从今后10～20年技术潜力的角度研究高温气冷堆联合循环技术,并给出各种堆芯出口温度条件下的循环方案。例如,堆芯出口温度为1050℃,循环效率可达51.4%。

放射性废离子交换树脂的过氧化氢湿法催化氧化技术研究

放射性废离子交换树脂是核设施产生的主要中低放废物之一。本文研究了阳、阴及混合树脂在Ｈ＿２Ｏ＿２－Ｎｉ￣（２＋）／Ｃｕ￣（２＋）和Ｈ＿２Ｏ＿２－Ｍｎ￣（２＋）／Ｃｕ￣（２＋）及Ｈ＿２Ｏ＿２－Ｆｅ￣（２＋）／Ｃｕ￣（２＋）和Ｈ＿２Ｏ＿２－Ｃｕ￣（２＋）体系中的氧化分解行为，分析了过氧化氢用量、金属离子催化剂、温度、ｐＨ、ＮａＯＨ用量等对反应进程和结果的影响，研究了水泥固化效果与分解残余物量之间的关系，找出了不影响水泥固化的分解残液ＣＯＤ上限值，并对树脂过氧化氢湿法催化氧化的机理进行了初步探讨。通过对废树脂的过氧化氢湿法催化氧化工艺的进一步探索和改进，为今后台架实验提供工艺参数和设备设计依据。

核动力系统模拟技术的研究

简要回顾了清华大学核研院在系统模拟技术方面所开展的主要工作，重点介绍了基于ＲＥＴＲＡＮ０２程序研究开发的２００ＭＷ核供热堆紧凑型模拟器和基于网络计算技术开发的１０ＭＷ高温气冷堆网络并行模拟原型系统。

活性炭吸附用于城市污水地下回灌技术的研究

通过静态吸附试验比较与Ｃｒｉｔｔｅｎｄｅｎ 计算模型分析，选择ＧＨ—１６ 型粒状活性炭对北京高碑店污水处理厂二级出水进行深度处理试验。结果表明：ＧＨ—１６ 型活性炭的净化效果存在阈值，约２５ ％ 的ＤＯＣ不能被吸附，不被吸附的主要是分子量＞ ３ ０００ ｕ 的有机物。对以ＵＶ２５４ 表征的有机物去除效果最好，分子量＜ １ ０００ ｕ 的弱极性有机物易被微孔吸附且吸附容量大，对以ＡＯＸ表征的极性有机物去除效果较差。二级出水经活性炭深度处理，出水的可生化性提高。活性炭柱可运行４ ０００ 床体积，吸附容量为２５ ｍｇＤＯＣ／ｇ 活性炭。

核电站可靠性数据库的概念设计研究

核电站可靠性数据库的概念设计研究徐沾杰梅启智马昌文（清华大学核能技术设计研究院）关键词核电工程数据库可靠性数据库１引言核电发展必须注意提高核电厂的安全性和经济性。创建核电工程数据库（ＮＰＥＤＢ）［１］并把它成功地应用于核电站的设计、建造和运行过程中，...

污水深度处理中3种过滤法的技术性能研究

以城市污水回用为目的,研究了污水深度处理中的过滤技术。结果表明,采用陶粒——石英砂双层滤料的滤柱,在滤速为5.2m/h时,通过直接过滤即可将污水处理厂二级出水中的悬浮物几乎全部去除,且过滤周期可达61.2～72.1h。对微絮凝过滤,混凝沉淀过滤,直接过滤3种工艺比较,在滤速较高时,前两者对原水的处理效果明显高于后者,出水水质较好,但滤柱的过滤周期缩短至仅几个小时。

先进轻水堆核电站的用户技术设计要求

自美国电力研究所（ＥＰＲＩ） 用户要求文件（ＵＲＯ） 和欧洲用户要求文件（ＥＵＲ） 发表以来， 目前已被用于好几个先进轻水堆核电站的设计， 有关国家的核安全管理当局也对这些文件持肯定的态度。本文重点描述了ＵＲＤ 和ＥＵＲ 的文件结构， 所阐述的有关安全政策以及所建立的主要定量安全要求， 并简要介绍了有关核安全管理当局对这些用户要求文件的看法。

HTR-10数字化保护系统的设计技术

简要介绍了10MW高温气冷实验堆(HTR-10)数字化保护系统的结构和设计原则,详细描述了为提高系统可靠性所采取的技术措施。测试结果表明,数字化不仅可以提高保护系统的可视性和可操作性,减小保护系统的体积和降低成本,而且还提高了控制系统的安全可靠性。

核供热堆主换热器的设计研究

描述了核供热堆主换热器的研究和发展现状。在大庆200MW核供热堆主换热器的基础上,把连续翅片加装在传热管束的外侧,大大提高了传热系数,从而设计了一种紧凑高效的主换热器。

超铀元素萃取技术──TRPO流程的物性研究

超铀元素萃取技术──ＴＲＰＯ流程的物性研究韩宾兵，吴秋林，曹冬华，宋崇立（清华大学核能技术设计研究院）关键词ＴＲＰＯ－煤油体系，冠醚－正辛醇体系，密度，粘度，表面张力，折射率１前言对核燃料后处理产生的高放废液进行化学预处理的ＴＲＰＯ流程是具有应用前景...

β——塑料薄膜测厚技术的研究

本文论述β—塑料薄膜测厚的原理,单片微机MCS—96系列在β塑料薄膜测厚装置上的应用,其中包括:如何完成数据处理、温度补偿、对β吸收系数进行校正、编程方法和闭环控制等功能.

高温气冷堆技术背景和发展潜力的初步研究

从能源供应和环境保护的角度 ,论证了核能工业的重要性 ;然后对高温堆氦气轮机循环进行了分析 ,结果表明发电效率达 4 7 9% ;最后通过几种先进堆型的对比 ,阐明了高温气冷堆的技术优势。高温气冷堆很有潜力成为第四代核能系统的堆型之一。