摘要：针对海洋核动力平台的设计特点,分析了严重事故下压力容器外冷却实现熔融物堆内滞留技术的可行性。根据海洋核动力平台功率密度较低和压力容器下封头尺寸较小的特点,建立了压力容器下封头内熔池传热理论模型,编制了分析程序SR-IVR,进行了基准例题验证。结果表明,本文所建分析模型和程序可用于海洋核动力平台严重事故下熔融物堆内滞留分析。

摘要：结合某小型压水堆发生核事故的厂址特点,依据确定的辐射后果评价技术,估算了某200MW压水堆发生典型超设计基准事故周围公众的个人有效剂量和甲状腺剂量。借鉴国内、外现有应急计划区划分的相关经验,结合厂址区域的实际情况,将剂量估算结果与标准规定的干预水平值进行比对,初步确定了某小型压水堆的烟羽应急计划区范围。通过本研究,为小型堆烟羽应急计划区的划分提供了一种有效的方法,为核事故应急决策提供了科学依据。

摘要：停转后泵的阻力特性对自然循环流量影响明显。为研究低流量自然循环工况下离心泵的阻力特性,设计了实验台架,对离心泵的正向压降、反向压降和损失系数进行了测量,实验雷诺数为2.0×10^4~1.5×10^5。实验表明:相同雷诺数下,反向压降明显高于正向压降;雷诺数大于8×10^4时,损失系数基本保持不变,而低雷诺数下损失系数随雷诺数的降低有增大的趋势;基于实验得到了损失系数的经验关系式。采用CFD方法对离心泵的内部流场进行了模拟,计算表明:CFD方法能较好地预测损失系数,RNGk-ε模型与实验值的相对误差不超过10%;离心泵的压力损失主要集中在叶轮、导叶等结构的交界区域;正向与反向流动的流场分布存在显著区别;低雷诺数下局部流动更加不稳定。

摘要：本文在实验的基础上建立了实验模型,确立了光电倍增管与闪烁体的最佳结构位置,对探测器结构进行了优化设计;同时制作了复合塑料闪烁体,得出喷涂对联三苯的最佳质量厚度为10～11 mg/cm^2,ZnS(Ag)涂层的最佳质量厚度为5～7 mg/cm^2;最后加工制作了样机,并对样机进行了性能测试。结果表明:样机灵敏探测面积为170 cm^2,α射线探测效率为28.4%,探测下限为0.06 Bq/cm^2,β射线探测效率为52.5%,探测下限为0.03 Bq/cm^2,可以满足正常监测和事故情况下的α/β表面污染监测要求。

摘要：采用实验室取样分析方法确定某反应堆(压水堆)退役后堆内部件、压力容器和一次屏蔽等活化部件中放射性存留量活度。给出了活化样品中主要放射性核素和辐射特点,介绍了实验中采用的仪器设备和测量方法,以及采用样品活度推导各部件总活度的方法,并给出了反应堆停堆8年各部件中的放射性活度。取样分析表明,反应堆运行终止时放射性存留量主要集中在堆内部件中,占总存留量的94%,压力容器放射性存留量占6%,与之相比,一次屏蔽中的放射性存留量可忽略。

摘要：分析了气相色谱-离子迁移谱联用技术(GC-IMS)的检测原理和特点,研究了GC-IMS用于潜艇舱室空气质量检测的可能性,介绍了GC-IMS装置的关键部件的初步设计方案。

摘要：反应堆发生核事故时,启动安全壳喷淋系统是缓解事故后果的一种常用手段,喷淋系统的启动时机将直接决定应急措施的有效性。该文以某200MW压水堆为研究对象,介绍了一种有效的核事故辐射后果评价模式,针对发生典型设计基准事故——中破口失水事故,计算了喷淋系统的不同启动时机对环境所释放的放射性量及其所造成的个人有效剂量的影响,同时对喷淋系统的启动时机进行了评估。结果表明:反应堆发生核事故时,反应堆喷淋系统的适时有效启动将大大缓解事故所造成的辐射后果。

摘要：气溶胶态生物粒子的检测下限和响应时间是生物气溶胶荧光检测设备的2项重要指标。介绍一种空气中生物气溶胶浓度的检测方法,利用纯净空气在缓冲瓶中稀释发生的模拟生物气溶胶粒子浓度,稀释后的气溶胶一路进入光学颗粒物粒径谱仪,测量结果作为标准计数,另一路进入气溶胶检测设备完成测定。结果表明,所设计生物气溶胶荧光检测设备对纯净空气和真实空气中浓度<1 000/L的生物气溶胶粒子均具有较高检测灵敏度,响应时间<1 min。这对于空气中生物气溶胶粒子或其他粒子的计数测量及仪器标定具有一定借鉴意义。

摘要：本文提出一种核潜艇电催化制氧耦合二氧化碳消除空气再生系统技术设想,该系统以膜电极构型电解反应器为核心,电解反应器中阳极进行水氧化反应制氧,阴极则将二氧化碳电催化还原为甲酸、甲醇等液体产物,实现核潜艇舱室供氧和二氧化碳消除一体化耦合。该系统只需常温常压条件下运行,运行过程中不产生氢气等危险气体副产物,产生的甲酸、甲醇等液体产物易于排放,能够联合集成二氧化碳吸收装置,且无需配套压缩机组。该设计能够改进和提高舱室空气再生系统使用性、安全性和潜艇隐蔽性,进一步提升核潜艇作战能力。

摘要：为掌握船用反应堆严重事故工况下压力容器失效初期堆芯熔融物热冲击对金属堆腔的破坏效应,开展了堆芯熔融物与金属堆腔相互作用机理实验。根据相似准则设计缩比金属堆腔实验装置,利用已有高温熔融物实验平台制备2700℃高温氧化锆熔融物,通过特制卸料机构将高温熔融物卸料到实验段,对热冲击下实验段温度和变形响应特性及主要影响因素进行了研究。实验结果表明,高温熔融物进入金属堆腔初期,热冲击导致的金属堆腔最高温度为601℃,最大塑性变形量为0.44mm,高温熔融物未导致金属堆腔热失效及断裂失效,金属堆腔实验段能保持完整。由于船用反应堆金属堆腔材料、结构和外部冷却条件更有利于保持金属堆腔完整性,基于实验结果推断,严重事故下压力容器下封头失效初期热冲击导致金属堆腔失效的风险较低。