用于中低放废物浅地层处置安全评价的PRESDSA程序

ＰＲＥＳＤＳＡ程序是以本院野外试验场为假想处置库而开发的中低放废物浅地层处置安全评价计算机程序。该程序涉及源项释放，核素在地下水、地质介质及大气中的迁移，核素在食物链中的转移，以及剂量估算。评价方法采用目前应用较广泛的景象－后果分析方法；根据场址特征，选用了浸出和闯入两种释放景象。该程序采用了文件方式输入参数，用优化方法调整参数。根据实验现场资料，用国外同类程序与现场实验结果验证本程序的核素在地下水中迁移部分的计算结果，用计算方法验证了源项释放、食物链转移及剂量估算的结果。验证结果表明，本程序的计算结果准确、可靠     

90—19／U模拟高放废物玻璃固化体表面性能的研究

本文对９０－１９－Ｕ模拟高放废物玻璃固化体的表面性能进行了研究。实验结果表明，固化体与水反应会导致固化体表面层的产生，表面层中Ｌｉ、Ｎａ、Ｂ等易溶元素发生贫化，而Ｕ、Ｆｅ、Ｔｉ、Ｍｇ、Ｃａ等元素发生不同程序的富集；随反应程度不同，表面层厚度也不同，且在反应进行至一定程度后，表面层会发生不同程度裂缝和脱落，并产生表面沉积物。     

低中放废物处置库顶盖研究概况

顶盖是低中放废物近地表处置库的重要防护屏障，本文对国内顶盖的研究进行了回顾和总结，并提出模式化方法是合适国内目前情况的顶盖研究方法之一。     

计算高放废物固化体内放射性活度及内.外剂量率的计算机程序

本文中介绍的我们设计的 ADHLW 程序能计算高放废物固化体内放射性总活度和主要核素的活度,及其内、外剂量率随时间和空间的变化。本程序可为我国高放废物深部地质处置安全和环境影响评价提供源项参数。为验证本程序,以美国76—68硼硅酸盐废物玻璃固化体处置在深部地质中为例,用本程序进行了计算,并与美国 WAPPA 程序的计算结果和有关文献报道值进行了比较,结果在10—15%内符合。     

秦山核电厂SGTR事故及其处置研究

用ＲＥＬＡＰＳ／ＭＯＤ２程序和ＭＡＲＣＨ３程序对秦山核电厂多种假想ＳＧＴＲ事故及其所致严重事故进行了计算，分析了主要事故序列的事故进程，估算了严重事故下的熔堆时序，探讨了一些有效的事故处置措施及其干预效果。     

ANSYS软件对高放废物处置库温度场预测的可行性验证

为验证ANSYS软件对高放废物处置库温度场预测的可行性及准确性,采用基于自行设计加工的处置单元热效应装置及对应的实验参数,以ANSYS workbench为平台进行二维和三维模拟。结果表明,模拟值与实验结果吻合度较高,关注的3个传感器位置在升温阶段的模拟值和实验值的相对差值平均值分别为0.68%、0.60%和0.50%,平衡阶段的相对差值的平均值为1.34%,说明ANSYS热分析对释热废物的处置单元进行温度场预测是可行的。     

混合堆、聚变堆包层热工水力与中子学综合分析模拟及FEB混合堆包层综合分析

为了混合堆及聚变堆包层分析的需要，开发了ＢＩＴＨ程序，以对包层的热工水力学及中子学进行综合分析。简述球床的热工水力特征及其数学物理模型，介绍编制的包层热工水力分析程序ＴＨＰＢＨＲ，对ＢＩＳＯＮ１．５全面改造，考虑了共振自屏效应，并与热工水力计算相耦合，并更换ＢＩＳＯＮ１．５自带数据库，修改燃耗计算方法，以适应放射性废物处理、辐照损伤等计算需要。还对ＦＥＢ混合堆外包层用ＢＩＴＨ程序进行了分析。     

90－19／U模拟高放废物玻璃固化体表面性能的研究

本文对９０－１９／Ｕ模拟高放废物玻璃固化体的表面性能进行了研究。实验结果表明，固化体与水反应会导致固化体表面层的产生，表面层中Ｌｉ、Ｎａ、Ｂ等易溶元素发生贫化，而Ｕ、Ｆｅ、Ｔｉ、Ｍｇ、Ｃａ等元素发生不同程度的富集；随反应程度不同，表面层厚度也不同，且在反应进行至一定程度后，表面层会发生不同程度裂缝和脱落，并产生表面沉积物。     

快堆顶盖隔热保护装置传热性能的实验研究

通过实验研究了在液态金属快中子增殖堆中，主壳顶盖下部遮热体的组成形式对遮热体工作性能的影响。本文提出了一个考虑到使用经济性的遮热体组成方案，供建造我国第一座快中子堆（ＣＥＦＲ）时参考。另外，本文对取消遮热体而完全用强制对流冷却系统对堆顶盖施隔热保护的方案作了实验研究，给出了冷却流道平均Ｎｕｓｓｅｌｔ数计算公式，它对ＣＥＦＲ顶盖冷却系统的设计具有实用价值。     

镎、钚在处置区的存在形式及影响因素

镎、钚是某些放射性废物中的关键核素，无论是中低放废物泥浆的水力压裂法处置还是高放废物的深地质处置，都必须首先了解处置区和处置条件下水介质中核素镎、钚的存在形式。本文选用地球化学模式程序EQ3/6计算了低中放和高放废物中关键核素镎、钚在处置区水介质中的形式，并讨论了水介质和pH条件对核素存在形式的影响。结论是核素镎、钚的存在形式主要受水介质条件的影响，但pH条件也是影响核素镎、钚存在形式的重要因素。     

中低放废物的安全处置与评价

本文综述了中低放废物安全处置技术的新近发展；结合我国中低放废处置前期工作的需要，着重讨论了有关含长寿命核素的固体废物分类，在处置场选址和设计中灵活应用多重屏障原理，安全评价模式和计算机程序的选择，以及废物包质量跟踪系统的建立等问题，并提出了相应的建议。     

简化源项计算方法

利用程序包STCP估算核电厂在发生严重事故情况下释放到环境的放射性源项需要耗费大量计算机时间和费用。所以,对所有感兴趣的事故情景完成源项程序包的计算实际上是不可能的。为此,发展了一个简化源项计算方法。它的基本思想如下:首先利用STCP计算几个选择的序列,然后根据放射性释放和事故进程的特点处理和分析由STCP计算得到的结果,得出一些特定参数,其它事故序列的源项能够通过这些参数的重新组合得到。     

串联式放射性废水衰变池优化设计

为解决某医院核医学科放射性废水串联式衰变池结构不合理、死水区较大、不能使放射性核素有效停留衰变而导致放射性废水不能达标排放的问题，开展串联式衰变池的研究。利用三维流体模拟软件对串联式衰变池内部的水体流动规律、¹³¹I核素浓度分布、死水区体积等进行模拟研究，提出一种优化的串联式衰变池结构型式。结果表明，通过对串联式衰变池采取对角排水、增加折流板和折流板开孔、池底设置不同角度的倒角等结构优化措施，可使串联式衰变池排放口的放射性废水活度浓度低于10 Bq/L，最终实现达标排放。本研究结果可为后续放射性废水的处理提供参考。     

CONTAIN-LMR程序中池式钠火事故分析计算模型的验证

CONTAIN-LMR是针对以液态钠为冷却剂的反应堆而开发的安全壳事故一体化分析程序。我国目前的CONTAIN-LMR程序版本为2000年左右从法国引进,还未进行过面向工程设计的系统性地程序开发和验证。本文主要针对CONTAIN-LMR程序中模拟池式钠火事故的分析模型进行详细分析,并采用国际上的池式钠火实验进行验证,实验验证结果表明CONTAIN-LMR程序可以较准确地模拟池式钠火事故造成的钠工艺间内的温度、压力升高及放射性钠气溶胶行为。本文的研究结果初步表明CONTAIN-LMR程序可用于钠冷快堆的钠火事故分析。     

核电厂放射性固体废物管理系统的研究与开发

目前我国在运核电厂和其他所有堆型（CPR1000、EPR和AP1000）的在建核电厂均缺少一套统一的放射性固体废物管理系统,缺乏对放射性固体废物从产生到最终处置的全周期跟踪管理。根据核电厂的放射性废物管理需求,研制了一套适合于各核电机型的核电厂放射性固体废物管理系统,对废物源项、处理、暂存、运输、处置全过程进行跟踪,使放射性废物管理安全、可控;研发了废物管理跟踪单和数据库,分析了废物管理工艺流程的逻辑关系,根据废树脂、浓缩液、废滤芯、检修废物等处理工艺分别设计了核素计算模型,可推算指定时刻的放射性水平,实现放射性废物数据的深度分析、应用以及对放射性废物安全管理的全过程追踪。研究成果已经在国内部分核电厂使用,有助于提高核电厂的放射性废物管理水平,具有较大的安全和社会意义。同时,该系统记录的数据有助于核电厂实现辐射防护优化设计和放射性废物最小化管理。     

自主化堆芯核设计软件COCO验证与确认

COCO软件是中国广核集团自主研发的三维堆芯核设计软件,在投入工程应用之前,需对软件进行验证与确认。借助已有的国际基准题,对软件的各模块进行验证,保证模型的正确性。借助中国广核集团岭澳、宁德、红沿河等基地大量的运行数据,并耦合上游组件截面计算软件PINE和下游通量图处理软件MAPLE进行计算分析。验证与确认结果表明,COCO软件具有良好的计算精度。     

核电厂放射性废物最少化的目标及其具体实施

本文介绍了核电厂放射性废物最少化的定义、目标,从源项控制、物料的再循环和复用、废物减容技术的应用以及管理最优化等四个方面讨论了如何在我国核电厂具体实施废物最少化,并对开展这方面的工作提出了一些建议。     

放射性废物处置安全全过程系统分析及有关问题的探讨

本文根据IAEA第SSG-23号安全导则,对放射性废物处置安全全过程系统分析及其在英国、法国、美国、芬兰、瑞士、瑞典等国家放射性废物处置中的应用情况作了概括性的介绍。结合我国放射性废物处置管理的现状,对我国处置场的环境影响评价和安全分析中存在的主要问题进行了探讨。为促进我国安全全过程系统分析工作的全面开展,建议加快制定相关标准,将“安全全过程系统分析”作为我国放射性废物处置的许可条件,在景象开发、长期演变、坚稳性、不确定性、管理系统等方面加强研究。     

托卡马克实验混合堆 FEB 嬗变 MA 可行性研究

研究了在聚变实验混合堆ＦＦＢ设计中，嬗变长寿命放射性少锕系（ＭＡ，ＭｉｎｏｒＡｃ－ｔｉｎｉｄｅｓ）核废物的可行性。应用改进的一维中子输运和燃耗计算程序ＢＩＳＯＮ３．０，完成了嬗变中子学与核素贫化计算。研究了核废物的嬗变率与辐照时间、包层厚度和废物装载量的关系，并对系统有关参数的选择进行了优化设计。结果表明，该设计（ＭＡ＋Ｐｕ）可年嬗变处置来自５５座相同功率的ＰＷＲ卸出的ＭＡ核废物，同时输出热功率５．４ＧＷ（ｔｈ）。     

Use of poly(methyl methacrylate) in radioactive waste management: II. Monte Carlo simulations

Radioactive waste is generated from the nuclear applications and it should properly be managed in a radioactive waste management system. Different methods are available for treatment and conditioning of radioactive waste. Polymers can be used in the radioactive waste management as an embedding matrix. Poly(methyl methacrylate (PMMA) is a possible candidate material that can be used in the low level radioactive waste management. In this study, based on total resistible dose for PMMA, maximum waste activity that can be embedded into a waste drum was found via Monte Carlo simulations. In addition, Monte Carlo simulations for radioactive waste embedded into above mentioned polymer was performed and the dose rate distribution in the polymer matrix was determined for the initial and different periods of 15.1, 30.2 and 302 years after embedding of waste. Changes of mechanical properties in the polymer embedded waste drum was simulated for PMMA embedded waste matrices based on experimental data.