摘要：为了确定没有辐照监督管的研究堆压力容器材料的快中子注量,选用快中子活化压力容器材料生成的Nb-93 m来确定快中子注量。而Nb-93 m射线的能量比较低,在测量过程中容易被吸收,所以准确测量Nb-93 m射线的吸收系数很关键。本文通过试验的方法测量了Nb-93 m射线和Eu-152射线在有机玻璃中的线性吸收系数,为测量压力容器的快中子注量探索了新方法。

摘要：为进行反应堆一回路系统放射性核素在线监测技术研究,开展了对高通量试验堆(HFETR)一回路系统γ放射性核素在线监测实验研究。着重研究了探测器的选择、HPGe探测器的适用性及关键核素选择等问题。通过实验及对实验结果的分析,初步确定了在进行一回路系统γ放射性核素在线监测时,HPGe探测器比闪烁体探测器有明显的优势;初步确认了用HPGe探测器对一回路系统中的γ放射性核素进行在线监测是可行的;初步确定了用于燃料元件破损监测的关键核素:^(138)Cs、^(92)Sr、^(135)I、^(89)Rb、^(134)I、^(142)La、^(133)I、^(138)Xe及^(139)Ba。

摘要：在反应堆卸料过程中,燃料组件吊运是关键操作之一,由于在燃料组件吊运时发生跌落事故的后果较为严重,需要预先对该事故进行详细分析,评价事故对工作人员、公众及环境的影响。本文从事故起因、事故进程、事故缓解措施、事故处理程序及事故后果等方面对燃料组件吊运跌落事故进行了描述、分析和评价。从事故分析可见,发生燃料组件吊运跌落事故时,由于^(85)Kr的逸出而造成工作人员受到浸没外照射的剂量不超过1.28×10^(-1)m Sv。工作人员对事故进行处理而受照的剂量最大为15 m Sv。从环境影响评价可知,事故致使厂址N方向距离厂址边界约1.5 km处村庄公众接受的个人有效剂量最大,为2.56×10^(-6)m Sv,10 km范围内公众集体有效剂量为3.75×10-2人·m Sv。

摘要：废液蒸发器换热管有两种材料,分别是022Cr25Ni7Mo4N(国内牌号S25073)和022Cr23Ni5Mo3N(国内牌号S22053),都是奥氏体铁素体双相不锈钢管.其中中放废液蒸发器换热管(022Cr25Ni7Mo4N)在焊接后胀管过程发生开裂,为分析换热管开裂原因,对胀管后开裂管(以下简称开裂管)、胀管后未开裂管(以下简称未开裂管)、022Cr25Ni7Mo4N和022Cr23Ni5Mo3N原始管进行取样、开展了金相检查、扫描电镜分析、硬度测试、拉伸试验、化学成分分析等,分析换热管开裂的原因.

摘要：本文对某核基地放射性固体废物最少化管理的实践经验进行了探索和总结。从放射性固体废物源头控制、相关工艺技术改进、废物跟踪管理、规范管理体系等方面分析了实现废物最少化的措施、已取得的成效。在此基础上提出了进一步改进放射性废物管理工作的建议。