压水堆压力容器辐照脆化研究的动向

高能中子辐照会引起反应堆压力容器钢辐照脆化，钢中杂质元素对辐照脆化的影响是当前主要研究和控制的对象。目前国际原子能机构开展了两项研究，本文说明了反应堆压力容器辐照脆化研究的概况和两项新研究课题的内容。     

水冷反应堆燃料元件的在役检测和处理

水冷反应堆包括轻水堆和重水堆,轻水堆分为压水堆和沸水堆;重水堆分为加压重水堆和加拿大的氘铀堆。国际上把它们归为一类进行研究。本文涉及的破损燃料元件的在役检测和处理包括：反应堆运行时的检测;换料时或换料后的检测;在燃料组件内鉴别破损的燃料棒;燃料组件的监测、拆卸和修复;破损燃料棒拆出后的检测,破损定位与修补。     

在线啜吸检测装置的研制

为检测秦山二期核电工程燃料破损情况,选用气体作检测介质,＾１３３Ｘｅ作显示核素,装卸料机套筒为隔离体,研制了在线啜吸检测装置。本文介绍了该装置的设计要求,设计原理及装置中几个重要系统的调试。经高度表明;本装置具有满意的性能,易于操作,可满足核电工程的需要。     

反应堆退役废金属高压水去污废水的再利用

用高压水射流去污将反应堆退役废金属再循环再利用,会产生相当数量的放射性废水。为了节省放射性废水处理费用并减少清水的消耗量,降低废金属去污的成本,应将这部分放射性废水回用。高压水去污废水中的放射性主要来自其中的固体颗粒。因此回用废水就要将水中固体颗粒去除。研究分析了各种可能的工艺,经过代价利益分析,选用了离心分离工艺。     

堆芯辐照燃料严密性鉴定装置的研究和开发

为鉴定核电工程堆芯辐照燃料的严密性,研发了堆芯燃料的严密性鉴定装置,选用气体作检测介质、¹³³Xe作显示核素、装卸料机固定套筒为隔离体,在反应堆换料操作同时对辐照过的燃料做逐束定性破损检测。调试结果表明:本装置具有满意的性能、易于操作,可满足核电工程的需要。     

核设施退役废石墨的处理与处置

石墨具有成为核反应堆慢化剂和反射层的综合性能，国际原子能机构的成员国拥有大量早期发展的石墨慢化反应堆。其退役后废石墨的处理和处置，成为人们共同关注的问题。由于废石墨存量大，放射性活度大，它的处理与处置有若干疑难问题亟待解决。这些问题的解决事关环境保护。我国有类似的疑难问题，为此应积极跟踪并开展必要的研究开发工作。     

核反应堆退役的总体设计

本文论述核反应堆退役的阶段划分、总体设计的任务、目标、依据、工程规划、放射性特性调查、工程技术方案、专用技术研究开发、放射性废物处理等方面的问题。     

核反应堆退役的放射性特性调查

本文论述核反应堆退役放射性特性调查的目的、过程，放射性核素存量设计，调查的方法和技术，以及质量保证等问题。