压水堆冷管段 2% 小破口失水事故实验研究

在高压综合实验装置（ＨＰＩＴＦ）上进行了压水堆冷管段２％小破口失水事故实验（ＮＳＢ－６），破口方向为冷管段底部，破口面积为２％。实验再现了核电厂发生小破口失水事故时的热工水力学现象，实验结果与ＲＥＬＡＰ５／ＭＯＤ２系统分析程序的计算结果作了比较，验证了该程序对小破口失水事故的分析能力。

300MW 压水堆核电厂堆芯反应性控制组件的设计和研究

总结了我国３００ＭＷ压水堆核电厂堆芯反应性控制组件设计的基本经验。针对控制棒的主要失效模式，讨论了关键的设计技术问题。对于首次使用的硼硅酸盐玻璃可燃毒物，着重研究了抗辐照性能。对于次级和初级中子源棒，分别阐述了重要的内压问题和有关的安全性能要求。

多区变节点压水堆堆芯通用安全分析程序的研制

建立了多区变节点压水堆堆芯的数学物理模型 .在微机的运行环境下 ,运用FORTRAN 77语言 ,采用模块化结构 ,编制了一套可调可控多区变节点压水堆堆芯通用安全分析程序MRCPRS .程序将堆芯在径向划分为 3个区 ,在轴向划分为 6个控制体 ,可以根据用户的需要 ,灵活地改变分区及控制体的数目 .燃料元件分棒状和板状 ,用户可根据具体情况选择 .程序分别采用吉尔和阿当姆斯两类算法 ,研究并验证了堆芯稳态、瞬态各类运行工况 .经验证 ,程序计算结果正确 ,精度较高 ,可用来分析堆芯的安全特性。

压水堆负荷跟踪的模糊控制系统

模糊控制理论的发展促进了模糊控制器在压水堆负荷跟踪中的应用。用模糊逻辑控制器和常规ＰＩＤ（比例积分微分）控制器相结合，并以输出增益随功率调整的策略，解决了反应堆负荷跟踪问题。本方法解决了时变非线性对象的闭环控制并克服了基于模型的控制方法的不足，仿真结果显示本文提出的方案不但具有优良的动态特性，而且具有很高的稳态精度，使负荷跟踪控制的自动化程度大为提高。

日本三菱重工下一代压水堆的先进蓄压器性能验证试验

目前，核电已经成为世界上一种安全可靠又经济清洁的替代能源，但人们还并不完全放心核电站的安全。为此，有关研究人员为核电站的安全性作出了不懈的努力。该文概述了上海发电设备成套所与日本三菱重工进行的先进蓄压器性能验证试验的目的、方法、装置和主要结果。按已验证的蓄压器性能，其可运用在ＡＰＷＲ、ＭＳ６００和其它改进型压水堆的安全注射系统中。

船用核动力SGTR事故安全分析

本文论述了船用核动力装置蒸汽发生器传热管断裂事故(SGTR)安全分析的重要性。并以陆奥号核动力商船为例,运用事件树分析技术,对SGTR事故进行了安全分析,得出了事故后可能导致堆芯熔化的事故序列,确定了堆芯熔化数学模型,并进行了定量化分析。最后根据对支配性事故序列和各题头事件重要度的分析,提出了降低SGTR事故导致堆芯熔化发生概率应采取的相应措施。

失水事故中反应堆堆芯再淹没数学模型

在分析和比较前人现有工作的基础上，提出了一个新的失水事故后堆芯底部再淹没过程的再润湿模型。本模型分别采用了考虑夹带的两流体方程和二维导热方程来描述两相流热工水力特性和壁面导热特性。这个模型的特点是定义了一个聚冷前沿附近的过渡区传热，从而回避了采用至今仍很容易混淆的骤冷温度、淬火温度和Ｌｅｉｄｅｎｆｒｏｓｔ温度，便于工程应用。在经过进一步验证之后，该模型将补充到ＴＲＡＣ程序中，扩充其预测能力。

非能动安全在压水堆设计中的应用

一、非能动安全概念 核电站的安全设计有能动与非能动之分。其区别在于是否依赖外界的电能、信号或推动力。非能动设施(包括设备和系统)没有这种依赖性。它们不会因失去外界动力或无人操作而失效。非能动设施的功能依靠状态的变化、储能的消耗或自我动作来实现。它们可能经受压力、温度、辐射、液位和流量的变化。就非能动而言,又可根据其程度上的差别分为三种。第一种,除不需要外动力外,既无移动工质。

辐射:生活中无处不在

3月16日：福岛第一核电站3号、4号机组反应堆再次发生起火。1号机组反应堆冷却系统停止运转，反应堆部分堆芯熔化，有70％的核燃料受损。2号机组反应堆冷却系统停止运转，反应堆部分堆芯熔化，燃料棒一度完全裸露，有33%的核燃料受损。

EPR 堆芯熔化的环境保护

ＥＰＲ堆芯熔化的环境保护Ｒ．Ｈｏｃｋ（西门子公司电力部）欧洲压水堆ＥＰＲ（ＥｕｒｏｐｅａｎＰｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄＷａｔｅｒＲｅａｃｔｏｒ）是一种新型反应堆电站，由法国电力公司（ＥＤＦ）、法玛通（Ｆｒａｍａｔｏｍｅ）和西门子（Ｓｉｅｍｅｎｓ）共同开发。...

PWR安全壳喷淋液滴的热效率

本文对压水堆安全壳大气内单个喷淋液滴的热效率进行了分析，并举例计算。