某反应堆放射性存留量实验测定

采用实验室取样分析方法确定某反应堆(压水堆)退役后堆内部件、压力容器和一次屏蔽等活化部件中放射性存留量活度。给出了活化样品中主要放射性核素和辐射特点,介绍了实验中采用的仪器设备和测量方法,以及采用样品活度推导各部件总活度的方法,并给出了反应堆停堆8年各部件中的放射性活度。取样分析表明,反应堆运行终止时放射性存留量主要集中在堆内部件中,占总存留量的94%,压力容器放射性存留量占6%,与之相比,一次屏蔽中的放射性存留量可忽略。     

基于神经网络与表决融合的核动力装置故障诊断方法

针对单神经网络（ANN）故障诊断方法的不足,将多神经网络诊断与表决融合方法结合起来,研究了基于多神经网络与表决融合的核动力装置故障诊断方法。在该方法中,多个不同类型的神经网络训练后用于核动力装置的故障诊断。选择对核动力装置安全有重要影响的运行参数作为各神经网络的输入变量,神经网络的输出是核动力装置的故障模式。用表决融合方法对不同神经网络的诊断结果进行融合,从而得到核动力装置故障诊断的最后结果。利用核动力装置典型的运行模式来验证所提出的诊断方法的效果。结果表明,与单神经网络相比,该方法可提高核动力装置故障诊断结果的精度和可靠性。     

船用堆SGTR事故下舱室放射性活度分析

分析了船用堆蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故的进程,采用热工水力计算耦合放射性源项分析方法,建立放射性核素迁移、泄漏的数学模型,计算了该船用核动力装置特定舱室的放射性活度,为SGTR事故放射性后果分析、辐射防护措施制定提供了依据。该模型已应用于船用堆典型运行事故放射性后果分析平台。     

贫化铀用于核动力堆防护的屏蔽性能与放射性毒性计算分析

针对贫化铀的γ射线屏蔽进行了实验与模拟计算验证。构建了核动力压水堆屏蔽模型，模拟输出的屏蔽层内中子能谱与实际能谱分布较为一致。采用蒙特卡罗程序与燃耗计算程序相耦合的方法，模拟计算了贫化铀在不同位置处中子、γ混合辐射场中的综合屏蔽性能，并与铅作为屏蔽材料进行了对比分析。模拟计算了屏蔽层中子辐照贫化铀40 a后的活化和裂变产物，分析了材料辐照前后年摄入量限值（ALI）定义下的放射性毒性，结果表明，新增二次产物对放射性毒性影响不大。      

船用核动力装置专家系统技术研究

以船用核动力装置为研究对象 ,建立了运行在仿真机上的全工况核动力装置运行仿真系统。利用智能专家控制理论 ,建立了能够管理整个装置运行的 ,能对典型运行故障进行检测与诊断的管理运行专家系统。此系统在出现故障时能及时调用知识库专家知识进行专家推理 ,分析核动力装置控制实际运行中典型故障产生的原因及解决方法、故障诊断处理具有实时性 ;利用神经网络理论 ,建立了神经网络故障检测与诊断专家系统 ,此系统将不断检测核动力装置各系统 ,并根据检测数据给出故障诊断结果。结果表明 ,在核动力装置三层智能控制结构下 ,利用神经网络故障检测与诊断专家系统对船舶核动力装置可能的运行故障进行险测与诊断 ,利用运行管理专家系统对核动力装置进行运行管理 ,提高了船用核动力装置的运行性能。所进行的专家系统研究对船用核动力装置的安全运行具有一定的指导意义     

基于二次辐照的CMRR乏燃料组件燃耗测量技术研究

由于研究堆堆芯装载灵活多变、运行模式复杂,传统的燃耗无损检测技术精度不高。基于乏燃料二次辐照的燃耗测量技术具有不依赖于乏燃料组件的运行历史数据、测量精度较高的优点。本文研究了该方法中裂变产物来源甄别技术,建立了燃耗测量原理装置,分析了装置相对测量效率,完成了中国绵阳研究堆（CMRR）典型乏燃料组件的燃耗测量实验。测量结果表明,对于燃耗为15%左右的乏燃料组件,235U质量的测量不确定度好于5%。      

舰船核动力装置退役放射性固体废物的处理与处置

本文根据舰船核动力装置退役时的放射性状态,对放射性固体废物的来源进行了分析和分类,对放射性固体废物的处理、贮运、处置等方面提出了具体要求和措施。     

极端事故假设下西安脉冲堆源项计算

使用ORIGEN2软件计算了西安脉冲堆2 MW满功率连续运行和3种断续运行至燃耗末期的堆芯放射性积存量;选取计算结果中最大积存量4.13×1016Bq,辅以燃料元件包壳全部破损的极端事故假设和保守地释放模型计算放射性物质环境释放量。结果表明,在1 min内的放射性裂变产物释放高达41.0%,有效释放时间大概持续5 min,最大环境释放量为4.54×1012Bq。     

基于时间卷积胶囊网络的核动力装置事故诊断技术研究

核动力装置是复杂的系统工程且具有潜在的放射性危险，因此要及时发现并处理其事故问题，避免造成严重后果。为建立核动力装置事故诊断方法，对操纵员的安全分析提供新的辅助手段，提出了一种基于时间卷积胶囊网络的核动力装置事故诊断方法。首先通过时间卷积核提取数据的时序信息，并降低计算难度，然后通过胶囊网络挖掘数据的深度向量特征，能够最大化利用运行信息中的数据特征，在事故数据较少的情况下也能得到很好的收敛效果，最后通过核动力装置全范围仿真模拟机获取事故仿真数据对模型进行训练和测试。研究结果表明，在核动力模拟机事故数据较少的情况下，相比于传统的深度学习方法，时间卷积胶囊网络模型有更好的收敛效果和诊断准确性。     

美国海军核动力舰船反应堆装置的安全措施

美国海军核动力舰船已安全运行50多年,航行超过1.51亿英里,累计安全运行6500堆·年以上,未发生过任何反应堆事故或可对人体健康或海洋生命产生危害的放射性释放。通过对美海军舰船反应堆装置总体安全原则和安全要求、安全监管及技术安全3方面的文献调研和分析,研究了美海军舰船反应堆装置的安全措施。     

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。     

Problem of the iodine method of purification of zirconium

A method is proposed for the determination of the equilibrium constantsk and k' for the reactions Zr+2I₂–ZrI₄=0 and 2I–I₂=0, which is based on the measurement of the amount of iodine or zirconium liberated in the decomposition of zirconium tetraiodide on a heated surface in the process of establishing equilibrium. The decomposition of the tetraiodide was carried out at 900–1600C on a tungsten filament. The temperature distribution between filament and vessel walls was neglected.The dependence of the sum of atomic and molecular iodine pressures on zirconium tetraiodide pressure was determined at 1430C, and on temperature for 50 mm Hg. The values of kk'² 35 (mm Hg)³ at 1430C and k0.07 mm Hg at 400C, found from the results, differ substantially from known thermodynamic data, but give good agreement between the authors' formula [1] and experimental results on the iodide process of zirconium purification.