锗酸铋晶体中子辐照诱导色心的研究

对锗酸铋晶体进行了两种不同剂量的14.6MeV快中子辐照.利用常规的核探测技术,通过测量其辐照前后　Cs的γ能谱来观察峰总比的变化,研究了辐照诱导色心对于荧光输出和中子剂量对于辐照诱导色本底能谱和137心密度的影响.     

锗酸铋晶体快中子辐照损伤及其等温时效研究

锗酸铋（BGO）晶体作为一种优良的无机闪烁体被广泛用于高能物理和γ辐射探测技术中，这必然涉及辐照损伤的问题。该文试图对锗酸铋晶体的辐射损伤形成机理予以描述，对其进行两种不同剂量的14MeV快中子辐照和室温等温时效以及高温退火处理，将辐照前后的BGO闪烁体作为探头，测定其本底谱和^137Cs的γ能谱。通过分析BGO闪烁体的峰总比、能量分辨率及道漂等变化，来揭示BGO快中子辐照损伤的形成和退火回复机制。     

作为研究设计工具的数字化反应堆

数字化技术的快速发展变革了相关行业原有的发展模式,推动了相关行业的进步,而核行业目前对数字化技术的应用尚未达成有效共识及形成系统化.针对数字化技术在核工程领域的应用,简要介绍了国内外相关行业领域数字化技术发展现状,重点阐述了数字化反应堆技术在核反应堆研究设计中的应用研究情况及未来的研发实施构想.研究表明:灵活可扩展的数字化基础平台框架、基于系统工程的三维协同设计和设计验证系统、基于知识工程的大数据管理是数字化反应堆技术作为反应堆研究设计工具的重要研究内容,可为后续数字化技术在核反应堆研究设计中的应用提供顶层思路的构建参考.     

反应堆严重事故卸压管线瞬态传热特性与高温蠕变效应研究

严重事故预防和缓解措施能够保障反应堆安全稳定运行,在核动力厂设计中具有重要意义.本研究构建了反应堆严重事故卸压管线瞬态响应模型,实现了适用于卸压管线的传热特性及蠕变特性仿真.基于某三代压水堆典型假想严重事故的瞬态特性及严重事故卸压管线的功能性要求,采用RELAP/SCDAPSIM和CFX程序开展了传热特性研究,明确了严...     

核电厂营运单位应急响应能力评估方法研究

结合核电厂营运单位的应急准备工作和核安全监管部门的监管机制与日常监督检查工作,同时充分考虑应急响应能力的构成要素及其特点,建立了一套核电厂营运单位应急响应能力评估方法。该评估方法包括定量化的性能指标的评价体系和定性的检查发现的评价体系,以及两体系在显著度确定程序的辅助下形成综合评价结果。评估方法可协助发现核电厂营运单位在应急响应能力方面存在的问题,合理分配职责及监管资源,指导和规划营运单位和监管部门的响应行动。     

Enhanced Biological Phosphorus Removal in Anaerobic/Aerobic Sequencing Batch Reactor Supplied with Glucose as Carbon Source

Phosphorus removal performance in an aerobic/aerobic sequencing batch reactor （SBR） supplied with glucose as carbon source was investigated. It was found that there was no phosphate release concomitant with the storing of poly-β-hydroxyalkanoate （PHA） during the anaerobic phase. Whereas, glycogen was soon built up followed by rapid consumption, at the same time, glucose was depleted rapidly. Based on the analysis of different fractions of phosphorus in activated sludge, the relative ratio of organically bound phosphorus in sludge changed at the end of anaerobic and aerobic phases. The ratios were 45.3% and 51.8% respectively. This showed that the polyphosphate broke down during the anaerobic phase to supply part of energy for PHA synthesis. The reason why there was no phosphate release might be the biosorption effect of extracellular exopolymers （EPS）. It was also proved by the analysis of EPS with scanning electron microscopy （SEM） combined with energy dispersive spectrometry （EDS）. The phosphorus weight percentage of EPS at the end of anaerobic phase was 9.22%.     

小破口失水事故喷放阶段瞬态热工水力特性的模拟试验研究

在热工水力实验回路上,利用直接通电均匀加热的垂直圆管(φ15mm×2mm)作为实验段,利用合理设计的喷放段来模拟小破口的出现.通过实验,得出了系统压力、质量流速、壁温随喷放时间的变化关系以及压力、质量流速、初始过冷度、临界时间的相互影响关系曲线.这对瞬态CHF和t_(CHF)的研究具有重要的理论和实际意义,对反应堆的运行具有一定的参考价值.本实验的工况参数范围是:p=0.7～2.2MPa,▽T_(sub)=50～120℃,G=1750～2800kg/m~2·s,q=0.3～1×10~6W/m~2.     

13.5～14.8 MeV能区中子引起的~(203)Tl(n，2n)~(202)Tl反应截面的测量

用活化法以^93Nb（n，2n）^92mNb反应截面作为中子注量的标准测量了13．5—14．8MeV中子引起的^203Tl（n，2n）^202Tl的反应截面值．14MeV中子由T（d，n）^4He反应得到，中子能量通过^93Nb（n，2n）^92mNb和^90Zr（n，2n）^89m＋9Zr截面比法测定．测得了分别由（13．5±0．3），（14．1±0．2），（14．8±0．3）MeV中子引起的^230Tl（n，2n）^202Tl反应截面值分别为（1829±83），（1884±109），（2016±105）mb．并与其他人的测量结果和JEFF-3．1评价数据库进行了比较．     

CASTA-1:水堆全堆芯和子通道三维两流体瞬态分析程序

本文给出了用于核反应堆堆芯热工水力瞬态分析的两流体模型。该模型分别列出每一相的质量、动量和能量差分守恒方程，不需要两相有相同的速度和温度。按该模型编制的ＣＡＳＴＡ－１程序能求解直角座标系的三维方程组。该程序允许选择堆芯顶部和底部的压力或速度边界条件的任意组合。由于该程序还考虑了测边界条件的处理，因此它不仅能用于全堆芯分析，还能用于子通道分析。文中还给出了压水堆和沸水堆堆芯计算实例的比较。