秦山核电厂全厂断电事故厂外后果分析

采用MELCOR和MACCS程序对秦山核电厂全厂断电事故的源项和厂外后果进行了计算。该事故会引起厂外群体受到较大剂量的放射性照射，但剂量不足以引发早期确定性健康效应。并对可能采取的应急防护行动进行评估，确定最佳防护措施为：安全壳泄漏阶段实施隐蔽；若安全壳超压失效无法避免，应急计划区内应立即实施撤离。     

河北省非饱和土含水量与抗剪强度参数关系的试验研究

以河北省非饱和原状土和重塑土为对象,采用常规三轴不固结不排水试验,对不同含水量土样的抗剪强度参数进行了测定,探究土样含水量与抗剪强度参数的关系.证明了含水量对非饱和土的粘聚力有较大的影响,而与内摩擦角的关系不明显,并且内摩擦角有随含水量增加而减小的趋势.这一研究成果加深了工程师对非饱和土的认识,方便了非饱和土研究在工程中的应用.     

河北省非饱和土深基坑稳定性研究

为了研究河北省非饱和土深基坑的稳定性,首先采用三轴试验对不同含水量土样的抗剪强度参数进行了测定,探究土样含水量与抗剪强度参数的关系.然后,以河北省非饱和土基坑工程为例,对含水量不同的非饱和土深基坑边坡的稳定性进行了分析.研究结果表明:含水量变化对非饱和土的粘聚力有较大的影响,随着含水量的增加,土的抗剪强度参数降低,使得相同状态下基坑边坡的稳定安全系数呈现出明显的下降趋势.     

回收铀燃料元件UO2芯块辐照后显微组织研究

为评价回收铀燃料元件中UO₂芯块的辐照稳定性,采用热室金相显微镜对辐照后高放射性UO₂芯块沿轴向及径向的辐照肿胀、裂纹分布、晶粒尺寸及分布和晶粒长大行为进行了观察和分析。结果表明:燃料元件芯块中均存在大量的裂纹,回收铀燃料元件UO₂芯块裂纹呈明显的环形分布特征,天然铀燃料元件UO₂芯块呈放射性发散分布特征。两者的燃料芯体晶粒呈等轴状,均出现从边缘区域向芯块中心区域晶粒逐渐长大现象,辐照后晶界变粗化。两者晶粒尺寸、形貌及分布特征并无明显差别。此外,在相同的堆内运行工况条件下,回收铀燃料元件UO₂芯块辐照肿胀不明显,芯块破碎程度及晶粒长大过程与天然铀并无明显差别。      

CANDU堆慢化剂重水纯度对堆芯燃耗和功率分布的影响

根据其他CANDU型核电站的运行数据和RFSP程序的时间平均模型、实际堆芯模型的计算结果,分析了秦山三期CANDU机组慢化剂重水纯度对卸料燃耗和功率分布的影响。结果表明,不同的慢化剂重水纯度对反应堆功率分布状况基本无影响,但保持较高的慢化剂重水纯度可以获得较高的堆芯卸料燃耗,进而节省燃料费用。     

用于CANDU堆换料方案快速评价的线性敏感矩阵方法

为了实现CANDU堆换料方案的快速评价,本文提出了线性敏感矩阵方法(LSM).该方法基于各种扰动引起的堆芯状态变化互不干涉且堆芯对扰动的响应与扰动量成正比的假设,借助于事先针对参考堆芯形成的敏感矩阵,主要的堆芯参数经简单代数运算就可得到,无需耗时的三维扩散方程求解.秦山三期1号机组部分运行历史检验结果表明,该方法不但可大幅提高换料方案评价的速度,而且还具有较高的精度,能满足现场工程应用的要求.     

6063铝辊表面异常腐蚀分析

在某薄膜厂设备安装过程中发现铝辊表面存在白斑,通过宏观与微观形貌、显微组织、化学成分及模拟试验等方法对白斑形成原因进行了分析。分析结果表明：白斑形成的直接原因为轧辊表面发生点蚀,根本原因是铝辊表面阳极氧化膜封孔质量差导致抵抗腐蚀环境能力下降所致。     

压水堆回收铀在重水堆应用示范验证试验

回收铀（RU）是一种重要的核能资源,随着核电发展和铀资源价格的上涨将更加受到重视,迄今为止国际上尚未很好地解决其有效利用问题。鉴于我国既有压水堆又有重水堆的现状,本文提出利用重水堆烧RU的设想,开发了一种与天然铀燃料中子学等效的由RU和贫铀（DU）混合而得的等效天然铀（NUE）燃料,并在秦山运行重水堆上开展随堆示范验证试验,以积累RU利用相关运行经验,为后续全堆应用提供了关键的技术支持。     

秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故源项研究

利用MELCOR程序分析秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故进程中放射性裂变产物的行为，研究不同性质的裂变产物各自的释放、迁移和最终分布状况。同时计算了向环境释放的源项。这些数据可用于事故的厂外后果评价。