可携式荧光素钠气溶胶发生器样机研制

荧光素钠法是高效粒子空气过滤器现场试验的重要方法之一，荧光素钠气溶胶发生器是该方法的核心设备，本文介绍了我们研制的一台可携式荧光素钠气溶胶发生器样机的结构，性能测试方法和技术指标。以及该样机与两台法国产发生器的对比测试结果，样机的平均质量发生速度32．9mg/h，质量中值直径0．22μm，几何标准差1．58，在平均发生速率时对风量不超过150000m^3/h的过滤系统的可测过滤效率不低于99．99％，样机的重量为25kg，便于核设施通风过滤系统的现场试验。     

高效过滤器现场试验荧光素钠法中采样滤膜的性能研究

根据荧光素钠法的采样要求,建立了以荧光素钠为气溶胶介质的采样滤膜性能测试装置和方法,实测了7种玻璃纤维滤膜的阻力、本底荧光值及流速0.92~2.75 m/s下的过滤效率,并分析了各种滤膜性能对过滤器净化系数检测结果的影响。结果显示,滤膜本身过滤效率对高效过滤器系统净化系数的影响较小,其中的CF-A、FP5211、GC90滤膜的相对误差分别为0.014%、0.063%、0.082%;浸泡液浓度较低时,本底荧光值对系统净化系数的影响比较明显;而阻力过大限制了滤膜上荧光素钠的收集量,进而相对增加了本底荧光值的干扰。研究结果可以为采样滤膜的评价、选择、使用提供指导。     

核电厂通风系统高效过滤器现场检测方法改进

荧光素钠法是核电厂通风系统高效过滤器效率现场检测方法之一, 在检测过程中部分系统为不可用状态。本文通过对检测方法进行分析并进行现场验证, 提出通过提高荧光素钠发生器的气溶胶质量流量和采样流量以缩短通风系统不可用状态持续时间的改进措施。     

中国实验快堆粘钠设备动态去污技术模拟试验研究

采用硫酸和磷酸的混合酸作为去污剂,以530 ℃钠中浸泡3 700 h的304和316不锈钢为试样,进行了快堆设备去污模拟试验,并在去污试验后对试样进行去污深度、微观形貌以及力学性能等分析。结果表明：304和316不锈钢最大去污深度分别可达约10 μm和4 μm;材料去污深度随去污温度、时间、去污剂流速的增加而增大;相同条件下,304不锈钢的去污深度大于316不锈钢。去污后,材料均保持较好的延伸率,抗拉强度略有降低,不影响材料的整体力学性能。以12.5 g/L硫酸和30 g/L磷酸的混合酸一步法去污作为快堆粘钠设备的去污法具有操作简单、去污快、产生废液量少的特点,说明该混合酸是一种高效去污剂。     

臭氧预处理方法在不锈钢去污过程中的应用

针对放射性污染的不锈钢钝化层难以去污的特点,首先模拟不锈钢钝化行为,然后利用臭氧的氧化性改变不锈钢钝化层结构,使放射性核素易于去除,从而提高去污效率。实验结果表明,304不锈钢在4mol/L硝酸钝化液中浸泡6h,可得平均厚度26μm的钝化层;利用7.47mg/L的臭氧水,对钝化后的不锈钢污染样片进行氧化120min,可使钝化膜消失;钝化的不锈钢模拟污染样片去污因子随着臭氧水浓度和氧化时间升高而升高,但超过一定时间会到达去污平台,去污因子不再上升。臭氧水的氧化作用可使去污剂的去污因子提高约7.7倍。     

高温钠热对流试验回路

为评价CEFR-回路承压边界材料及焊缝（储钠罐、主容器等部件材料）在高温钠中的腐蚀性能,需在部件工况条件下对其进行验证实验。高温钠热对流实验回路能有效模拟该类部件所处的工况条件。为此,设计和建造高温钠热对流实验回路,进行快堆材料的腐蚀性能考验,以期获得国产材料的高温钠腐蚀性能数据。1 回路设计特点 1）主要部件（高、低温段）和管道均采用同批号的0CR18Ni9国产管材制造,其成分与所验证的材料尽量相近,以避免和减少因系统材质不同对实验造成的影响。 2）回路采用指状扩散冷阱以维持回路中钠的氧含量在一定值。 3）回路样品和取放装置采用取放箱过渡,样品操作在氩气保护下的取样箱内进行,既     

钠冷快堆钠火概率安全评价方法研究

钠火事故是钠冷快堆的典型和特有事故,且很可能是反应堆总风险的主要贡献因素之一。本文在介绍钠火事故特点的基础上,研究使用概率安全分析评价钠冷快堆钠火风险的方法。以中国实验快堆反应堆大厅钠火事故为实例,计算得到反应堆大厅钠火导致的堆芯损坏频率为1.19×10^-8/(堆•年)。在此基础上进一步讨论目前钠火概率安全评价中尚需研究的关键问题。     

大亚湾核电站高效过滤器和碘吸附器现场试验的质量控制

现场试验是保证高效过滤器和碘吸附器有效性的必要措施，本文介绍了近几年在大亚湾核电站进行高效过滤器和碘吸附器定期现场试验中质量保证的一些基本情况和所采取的质量控制措施。     

CEFR钠空泡反应性效应试验测量与计算分析

本文介绍了中国实验快堆物理启动试验中钠空泡反应性效应测量试验的试验程序及测量结果评估,测量结果显示中国实验快堆典型位置钠空泡反应性价值皆为数值较大的负反应性,结果符合试验验证要求,验证了组件瞬间堵流事故专设监测系统的信号基础。并对试验进行了计算分析,试验前的分析为试验提供支持,试验验证了计算分析程序系统。     

碘吸附器的现场试验——放射性甲基碘法

放射性甲基碘法是碘吸附器现场试验的重要方法之一.本文不仅介绍其试验原理及试验过程,同时也对我们设计研制的放射性甲基碘法主要设备进行介绍.几年来的实践证明,该放射性甲基碘法及其设备可靠、有效,可进一步推广.     

多普勒能移反冲距离法测核寿命的技术

自行研制了多普勒能移反冲距离法测量寿命的装置，对装置的性能作了测试，并首次在国内用于核实验。用＾３１Ｐ轰击＾９３Ｎｂ靶测得了＾１２０Ｘｅ基带能级寿命及＾１２１Ｃｓ和＾１１７Ｉ的部分能级的寿命。实验结果表明，用多普勒能移反冲距离法能测量１０＾－１２￣１０＾－９ｓ范围核激发态寿命。     

高效过滤器钠焰效率试验中NaCl浓度对测量精度的影响

在核级高效过滤器钠焰效率试验中,使用自制的稀释装置和研制的钠焰光度计,试验测量了NaCl浓度在4 ng/m³～13 mg/m³范围内,气溶胶燃烧光强与浓度之间的关系,然后用最小二乘法对测量值进行曲线拟合。研究结果表明：低浓度区,光电流与NaCl浓度间为线性关系,光谱的自吸收系数为1;中、高浓度区,光电流与NaCl浓度间不再符合线性关系,光谱的自吸收系数随浓度的增加而减小。研究结果要求：在高效过滤器效率测量时,如果使用国标的效率计算公式,须保证NaCl的原始浓度低于0.05 mg/m³;如果原始浓度高于0.05 mg/m³,则需使用实际标定的光电流与NaCl浓度间的关系曲线来代替国标的效率计算公式。     

Determination of bulk etch rate for CR-39 nuclear track detectors using an X-ray fluorescence method

The thickness of a CR-39 detector is determined using an energy dispersive X-ray fluorescence (EDXRF) method of analysis. The method is based on exciting a suitable target and measuring the intensity of its fluorescence X-ray lines passing through the CR-39 sample in a fixed geometry. By properly selecting the target material, the method succeeds in assessing the thickness change of CR-39 detectors etched for different time intervals. The bulk etch rate (V_b) may thus be obtained, which is an important parameter for any solid state nuclear track detector. Application of the EDXRF method yielded a value of V_b = (2.01 ± 0.04) μm h⁻¹ for etching in a 6 N NaOH solution at 75 °C. This value agrees with the bulk etch rate of (1.90 ± 0.03) μm h⁻¹, obtained by the conventional mass-change method.     

Operational experience of on-site transport of spent nuclear fuel in Korea

Abstract

With the rapid development of the nuclear power programme in Korea, the amount of accumulated spent nuclear fuel has inevitably increased year by year. The spent nuclear fuel is being stored in on-site storage pools at the nuclear power plants. As the current storage capacity for spent nuclear fuel is insufficient, at-reactor storage is being expanded at each site with regard to optimisation of technical and economic factors. On-site transport between neighbouring reactors has been necessary to secure sufficient storage capacity for pressurised water reactor spent nuclear fuel assemblies. A complete on-site transport system has been developed, and so far more than 800 spent nuclear fuel assemblies have been transported using two kinds of transport cask.     

固定式中子剂量仪器现场标校方法研究

本文利用小型可控中子源和中子剂量参考仪器组成的核设施现场标校系统,通过空间位置对称条件下的待校准仪器与参考仪器对中子管出射中子响应之比,得到校准系数;为了完成仪器的周围剂量当量校准系数从国家标准计量检定中心参考辐射场到核设施现场的传递,必须对其进行能量修正。通过Am-Be中子源模拟核设施内部辐射场,在其中进行中子剂量仪器现场标校实验,并与校准过的多球中子谱仪测量结果相比较。结果表明:使用未经修正的校准系数对待校准仪器的测量结果进行校准,周围剂量当量率相对偏差为17.0%;使用修正后的校准系数对待校准仪器的测量结果进行校准,周围剂量当量率相对偏差为-2.4%。