小型辐照样品快速传输系统研制

为减少操作人员在样品辐照实验中受到的辐照剂量,进行了以气动控制实现小型辐照样品快速传输的研究.快速传输系统气动回路的通断以及换向控制等由电气控制部分实现.主程序实施系统的初始化,并检测手动/自动转换开关位置,调用相应的子程序实现手动或自动操作.自动子程序实现辐照样品到前端样品存储盒的自动传输;手动子程序完成系统的放气、辐照样品的前进和后退等功能.本文从硬件和软件设计两方面详细介绍了该系统的实现方法.     

基于组态软件的辐照样品自动传输辅助控制系统

辐照样品自动传输辅助控制系统由工控机作为控制平台,利用数字量输入/输出卡建立系统状态检测与输出控制阵列,采用监视与控制通用系统(MCGS)组态软件实现了对样品传输流程的时序控制、样品传输的跟踪显示、控制系统的操作自动化.结果表明,该辅助控制系统性能稳定、安全、可靠,很好地满足了工业自动化对样品传输的控制要求.     

CARR仪器中子活化分析自动控制系统设计

在中国先进研究堆设计了一套新的仪器中子活化分析自动控制系统。系统主要由辐照管道、样品架、样品转换器、传输装置和3套可同时连续24h工作的HPGe探测器组成。测量盒内装有无线射频识别(RFID)电子标签,对样品进行实时跟踪和定位。压缩空气作为样品传输动力。系统由组态王Kingview6.55、可编程逻辑控制器(PLC)控制,可实现批量样品辐照、冷却、测量等一体化控制。     

某单晶硅辐照系统辐射防护评价

单晶硅经反应堆中子场辐照后,具有了活化放射性,在单晶硅转运出反应堆及暂存过程中对操作人员构成外照射危害.本文根据某反应堆单晶硅辐照系统技术参数,计算了辐照后样品的活化活度,以及操作人员所在处的周围剂量当量水平,并提出了优化辐照工艺流程和操作的建议.     

气力输送在反应堆中子能谱样品传输中的应用研究

钍基熔盐堆10 MW固态实验堆设计采用活化法测量反应堆内部中子能谱分布,中子活化样品在堆外装载后通过传输装置将其快速输送到堆内测量位置进行辐照,辐照完后将其输出到能谱样品间进行解谱分析,进而获取堆内能谱分布情况。为实现中子能谱样品快速进出反应堆,设计了一种堆内双层套管中子活化样品气力输送系统,采用Fluent仿真方法研究样品在不同管道间隙下的运动规律。采用气力输送理论对原理样机的流量、两相流压损等工作参数进行设计并对原理样机的结果进行对比验证试验。试验结果表明：样品运动速度、气体流量和压损等测量参数与理论设计值符合较好,设计方法可行,双层套管的结构设计可以实现样品顺畅进出堆芯的功能。     

影响反应堆压力容器钢辐照脆性的因素及控制措施

辐照性能是影响反应堆压力容器使用寿命和运行安全的重要形式.本文阐述了影响反应堆压力容器辐照脆性的主要因素,并从反应堆压力容器钢的化学成分、生产工艺和辐照后退火等方面提出了控制反应堆压力容器钢辐照脆性的主要措施.     

高压电力电缆接头温度无线检测控制系统设计

基于无线传输技术、单片机技术、虚拟仪器技术等设计了一种电力电缆中间接头故障检测控制系统,系统利用低功耗数字温度传感器TMP100实现地下电缆接头温度采集,单片机MSP430F149作为中央核心控制单元完成数据分析与处理,并通过nRF401无线收发器实现了数据无线传输.文章对系统部分硬件及软件设计进行了详细介绍.通过实验测试,系统较好地满足了设计要求.     

反应堆辐照样品输送系统设计与实验研究

为实现反应堆辐照样品在堆内空间狭小、堆外远距离条件下快速输送,设计了钢丝绳卷筒加气动输送相结合的辐照样品输送系统。本文对辐照样品输送系统中的关键部件接样装置进行了结构设计描述,并对气动部分进行了理论计算。同时,为进一步验证设计方案,对该输送系统进行了实验研究。研究结果表明该输送系统在堆内空间狭小及堆外远距离的工况下应用具有一定的可行性。      

高通量工程试验堆高γ释热区管型冷却辐照装置的试验研究

高通量工程试验堆(HFETR)活性区内材料的γ释热量大,把盛放样品的试验装置放入充满氦气的辐射孔道(干孔道)中,当反应堆运行在三分之一额定功率时,电站结构材料和生产堆用石墨等样品的γ热引起的温升已超过试验温度。为了解决HFETR在材料辐照中出现的这一问题,依据管型元件的传热原理,我们研制的高γ释热区管型冷却辐照装置已应用在材料辐照试验中。本文综述了用于HFETR高γ释热区材料试验的管型冷却装置试验技术,包括装置的系统、结构、热工和水力设计,试验结果与分析等。     

300#反应堆单晶硅掺杂质量控制

300^#反应堆在二十世纪80年代开始开展单晶硅掺杂，目前有6根管道用于硅样品辐照。通过对热中子注量计算和辐照中热中子注量监测的控制，得出目标电阻率命中率达到90％以上。采用旋转电机在辐照中旋转硅样品的方法，控制硅样品径向掺杂的不均匀性小于5％，利用管道轴向中子注量率平坦区，并进行适当的位置调整，控制硅样品轴向掺杂的不均匀性小于5％。      

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

田湾核电站冷却剂泵工作叶轮端部缺陷处理过程的核安全监督

江苏核电有限公司在对1号机组进行役前检查时,发现主泵工作叶轮的叶片端面与盖板连接处的焊接区域有缺陷.本文描述了北方监督站在缺陷的处理过程中所进行的核安全监督.     

纳米结构锆合金组织氧化膜结构演变的XRD分析

利用X射线衍射（XRD）方法研究了纳米结构锆-4合金在400℃水腐蚀过程中氧化膜结构的演变特征，进而考察组织纳米化对锆-4合金抗腐蚀性能的影响。研究结果表明，纳米组织锆-4合金的氧化膜结构演变趋势类似于普通锆-4合金。然而，纳米化处理使合金表层组织向（101）、（102）等低指数面产生了显著的择优取向；纳米面形成的氧化膜中，其ZrO2的晶粒尺寸小于普通粗晶面形成的氧化膜中的ZrO2晶粒尺寸；实验结果还显示，纳米化后锆-4合金组织氧化膜中四方ZrO2向单斜ZrO2转变的速率小于普通组织形成的氧化膜中的转变速率。本文对纳米化处理导致锆-4合金腐蚀动力学过程和结构演变细节的变化进行了初步的分析和讨论。     

VLSI老化模型参数热阻的研究

从老化筛选模型人手,阐述了老化模型参数热阻的重要性。基于热阻测量原理,给出了常见的热阻测量方法．同时分析了各测量方法的优缺点。在此基础上提出了一种新颖的封装热阻估计实验方法。虽然不能精确地测量出国产VLSI的热阻值．但给出了一种国产VLSI封装热阻数据的获取方法。实验证明其具有较强的实用性,不失为一种国产VLSI热阻参数快速确定的工程技术。     

FELiChEM联锁系统的设计

联锁系统是加速器装置的重要组成部分,用于保护设备和人员的安全。本文基于EPICS设计FELiChEM联锁系统,该系统由硬件联锁系统和软件联锁系统两部分组成,硬件联锁系统又分为机器保护系统(MPS)和人身安全保护系统(PPS)。硬件联锁系统的架构分为IOC层、Profinet IO控制层和Profinet IO设备层。每层均可进行冗余配置,而各层之间相互独立。原型样机的测试显示,硬件联锁系统的响应时间为2.144ms,远好于100ms的设计需求。软件联锁系统的设计采用联锁程序与配置文件分离的方式。测试表明,软件联锁逻辑完全由配置文件确定,具有非常好的灵活性。     

堆用蒙特卡罗程序RMC的全堆计算研究

使用清华大学的"探索100"高性能并行计算机,基于美国核能署数据中心的连续能量全堆基准计算模型和法国电力集团的多群全堆基准计算模型,就通用蒙特卡罗程序(MCNP)全堆大规模并行计算开展了研究。针对堆用蒙特卡罗程序(RMC)与MCNP的全堆计算性能进行系统的比较研究。结果表明,MCNP在并行模式和计数器性能等方面均有不足,这些不足严重影响MCNP在反应堆全堆计算上的效率。而RMC在这些问题上取得了较大的改善,能够适用于反应堆全堆精细功率密度计算。因而,在反应堆全堆计算性能上,RMC优于MCNP。     

急性放射损伤小鼠血清蛋白质组分析

为寻找急性放射病早期诊断指标和新的治疗靶点，探讨辐射损伤的发病机理，采用蛋白质组学的双向电泳和蛋白质氨基酸序列分析技术研究了8Gy γ射线照射后24h小鼠血清蛋白质的变化，鉴定有差异的蛋白质，并用蛋白质印迹(Western blotting)方法进行验证。结果显示，双向电泳发现8Gy照射后24h小鼠血清有一显著变化蛋白点，分子量约为15ku，经氨基酸序列分析发现为结合珠蛋白(Haptoglobin，Hp)的α亚单位。Western blotting方法进一步验证了双向电泳的结果。结果表明，经8Gy γ射线照射后24h小鼠血清中结合珠蛋白发生显著增加，可能在辐射损伤中发挥着一定的作用，此结果为探索急性放射损伤的发病机理提供了新的线索。     

核电项目工程量概念解析

在市场化大趋势的推动下,核电项目的成本管理意识空前强化。在众多成本管理的影响因素中,工程量是决定性因素。本文从概念区分的角度划分了核电项目实施过程的活动层次,进行了相应分析,找出了各个层次活动量的不同测量方式,通过对这些方式的本质解析和整合,既澄清了施工项目工程量概念本身,也澄清了一些模糊认识,为工程量的管理和成本管理的改进奠定了必要的基础。     

固体气泡损伤探测器阈起源的实验判别

用500MeV/u^56Fe,650MeV/u^40Ar,600MeV/u^28Si和180MeV/u^4He对固体气泡损伤探测器（T－12型）进行了实验研究，实验结果表明，固体气泡损伤探测器的阈特性可用临界能量损失率表征，在一般条件下，限定能量损失率在不同重离子产生径迹时不具有相同的临界值，因此，不能作为径迹形成的判据。