船用反应堆堆芯放射性核素总量计算

采用KORIGEN程序对船用堆的堆芯放射性核素总量进行了计算,并对连续满功率运行和实际变功率运行的计算结果进行了分析与比较,探讨了放射性核素总量随功率运行史的变化规律.     

船用反应堆堆芯物理计算软件包的研制

基于船用反应堆结构特点与运行方式 ,通过对核电站大型机版堆芯物理计算软件的移植与修改 ,研制了微机版船用反应堆堆芯物理计算软件包 .可用于船用反应堆燃料组件参数及堆芯三维细网临界与燃耗的计算研究     

舰艇核反应堆堆芯寿期的论证研究

服役年限是核舰艇可靠性要求的一个组成部分,影响其确定的一个主要因素是核动力装置反应堆的堆芯寿期。本文讨论了堆芯寿期与核舰艇服役年限的关系,在分析核燃料消耗的影响因素基础上建立其估计模型以供服役年限与堆芯寿期进行权衡,最后参考军情况,提出堆芯寿期的确定原则。     

船用反应堆堆芯稳态热工水力分析程序的研制

针对船用反应堆的实际特点,在充分研究欠热沸腾传热的基础上,建立堆芯热工水力模型,研制了船用堆芯稳态热工水力分析程序.程序可用于分析船用反应堆正常工况和某些事故工况下的堆芯热工水力特性.     

压水堆大破口失水事故安全装置实验研究

本文针对压水堆发生主管道“双端断裂”的大破口失水事故而提出了一种安全装置,对其工作原理及工程上实现的可能作了浅析,对其原理性实验过程及结果作了介绍。实验表明:这种安全装置结构简单,原理正确,工程上易实现,造价低廉。它在大破口失水事故发生初期(约数十毫秒)就能充分发挥其作用。对于防止堆芯熔化具有重要意义。