反应堆严重事故中安全壳底板熔穿失效分析模型

以围绕热源的接触熔化为基础,对反应堆严重事故中安全壳底板熔穿失效进行分析计算。在一定的假设条件下建立了新的更合理的接触熔化分析模型,求得了熔化的速度和熔穿所需要的时间,将其结果与相关文献进行了比较,并分析了影响熔化的主要因素,结果表明,熔化速度与熔化体质量和接触面传热比(k)成正比,熔穿时间则与熔化体质量和k成反比。因此,采用工程设施应减小单个熔化体质量,增大熔化体上表面的传热量。     

冰绕圆柱有限长触接的压力熔化

研究了相变材料（冰）围绕水平圆柱，在有限长接触时的压力熔化过程。应用边界层理论和冰水的热物性求得熔化边界层厚度、作用力与熔化速度关系式。并与长圆柱的压力熔化和有限长圆柱以及球体的温差熔化的结果进行了比较，给出一些有益的结论。     

冰绕圆柱有限长接触的压力熔化

研究了相变材料（冰）围绕水平圆柱,在有限长接触时的压力熔化过程。应用边界层理论和冰水的热物性求得熔化边界层厚度、作用力与熔化速度关系式。并与长圆柱的压力熔化和有限长圆柱以及球体的温差熔化的结果进行了比较,给出一些有益的结论。     

抛物体核废料容器自埋过程中传热问题的研究

对装有核废料的抛物体容器在地球引力的作用下，依靠其放出的热量将其周围介质熔化而进行的自埋过程进行了研究，利用边界层理论，对熔化区的液体传热与运动进行了分析，求得容器的自埋速度与表面温度，并对影响它们的诸因素进行了讨论。     

生长及脱离汽泡附壁接触直径经验关系式

对汽泡附壁接触直径随汽泡生长的变化过程进行了现象描述和理论分析.对大量已有文献中相关的实验数据进行分析,得到汽泡无因次附壁接触直径随无量纲汽泡生长时间的变化关系,提出了与无量纲汽泡生长速度、无量纲汽泡半径相关的汽泡附壁接触直径经验关系式.在确定此关系式中的2个系数后,关系式能很好地预测文献中的汽泡附壁接触直径,误差在±20%以内.     

不可燃固体废物处理系统

正在研制一个感应加热熔化系统，以得到一种高减容和高温度的稳定产物且对放射性核素有好的包容。这个系统用预先安放在感应加热熔化炉的陶瓷罐本身的热量，它被称为内罐（ｉｎ－ｃａｎ）型陶瓷罐。因此，这个熔化固化系统可适用于由几种不同类型组成的不可燃固体废物的处理。     

核电厂仪控系统阈值数据处理及判决优化

数字化仪控系统的很多功能依赖参数阈值的判决。阈值表征系统状态,更是构成反应堆保护系统是否启动的基准参考。常规的阈值监测数据固定单一,缺乏与时间、工况等的相关性,缺乏对多个阈值的综合考虑。在安全前提下采用阈值监测优化,包括通用的数据处理及有效滤波、阈值浮动,从单一参数扩展到多参数阈值判决,提高了系统阈值判决的准确性、完备性、实时性和鲁棒性,降低了堆芯熔化及大量放射性物质泄漏的概率,提升了核电厂的安全性。     

基于FOCUS程序的ADS颗粒流靶熔化事故分析

针对ADS颗粒流靶熔化事故，采用基于移动粒子半隐式（MPS）方法开发的FOCUS程序模拟了颗粒靶在靶区出口堵塞时的流动、传热过程和熔融物的迁徙过程。结果表明，颗粒靶尺寸越小，整个系统的换热能力越强，颗粒熔化的速率越快。在颗粒的传热方式中，颗粒接触导热的作用最为显著，是颗粒间主要的换热过程。     

彗星实验图像分析中彗星分割阈值的选择

彗星实验（单细胞凝胶电泳）图像自动分析中，彗星轮廓的合理分割是后续各项指标分析的前提。首先采用几种常用的图像边缘检测算法对彗星轮廓进行提取，并分析了彗星图像的特点；然后对文献中提到的和现有彗星分析软件（如CASP、TfiTek Comet Score TM）中的彗星轮廓分割方法进行比较；最后采用一种基于图像内容的阈值分割方法，实现了最佳阈值的选择，并得出了彗星轮廓分割的几点原则。     

低剂量电离辐射对人体健康影响的研究现状

电离辐射是一种无阈值的致癌物,然而,长期低剂量电离辐射对机体的影响机制一直不甚清楚。放射工作人员是长期暴露在低剂量的电离辐射环境中的主体。本文通过调研国内外相关文献以期阐明低剂量电离辐射在细胞水平、组织或器官水平以及癌症发生风险等方面的影响。     

A comparison of Stefan and Phase Field modeling techniques for the simulation of melting nuclear fuel

Simulations of heat transfer in UO₂ at very high temperatures incorporating the effects of phase transitions are being conducted to help support the design and analysis of experimental work being conducted as part of nuclear safety research. This work includes the interpretation of the behaviour of nuclear fuel under conditions where centerline melting may occur. Models based on the Stefan formulation and Phase Field approach are derived from fundamental principles and implemented using recently published material properties. Both simulations compare well with laser flash experiments in recently published literature. The Phase Field model is recommended for further development due to its versatility in handling heat sources and robustness in simulating the evolution of the solid-liquid interface. These points are demonstrated with an example simulation of centerline melting resultant from fission heating for fuel performance analysis.     

压水堆堆芯熔融物的运动及传热数值分析

针对HPR1000堆型堆芯熔融坍塌问题建立了精确的三维堆芯模型，使用时间推进方法通过求解熔融物的瞬态运动、传热微分方程，确定熔融物在堆芯中的瞬态位置和瞬时温度，以模拟堆芯升温及堆芯熔融进程。研究结果表明：停堆后约2 400 s开始出现熔融现象，熔融物在堆芯活性区域内下落且发生多重相变过程；在4 900 s后，熔融物在堆芯底部形成约1.5 m高的稳定熔池；由于外围组件与低温围栏装置换热，最外围的组件不会发生熔融。本文建立的堆芯熔融物运动与传热分析模型及相关计算结果，可为事故缓解和处理提供技术参考。     

Cold fusion — The heat mechanism

The assumption that deuterium, and not palladium, is the fuel in the Pons-Fleischmann experiments led to high expectations of cold nuclear fusion. The conversion of mechanical energy to heat was neglected in studying the phenomenon. Considerable strain energy is stored in metals when processed from the ore. The initiation, growth, and propagation of cracks in the bulk disturb the energy balance within the metal. Deuterium induces and propagates cracks in metals and alloys, including palladium. The sudden discharge of fracture energy during crack propagation generates considerable heat. The abundance of deuterium in cracked palladium will not continue the heat-generation process. The confident figures-of-merit of cold fusion have been based on the small energy input to the electrolytic cells and do not consider the substantial energy required to process (by melting) the palladium from the ore, or to recycle the cracked electrode samples. In this paper, the work-of-fracture is shown to be the likely mechanism responsible for the excess heat in cold fusion.This and related work have been fully sponsored by the author; Technical Consultant, 2868 Spring Chapel Court, Herndon, Virginia 22071.     

熔岩玻璃体核素衰变热功率的计算

温度是影响熔岩玻璃体溶解速度的关键因素,为此,本文计算了核试验后10~300 000d内熔岩玻璃体中核素衰变热功率,评估了核素衰变热功率对熔岩玻璃体的温度和溶解速度的影响程度。采用了国际原子能机构给出的100kt TNT当量地下核试验产生的、半衰期大于1a的放射性核素含量,利用其中裂变产物核素137 Cs的含量推算累积裂变产额大于0.1%、半衰期为1d~1a的短寿命裂变产物核素的含量。分析了各核素的放射性衰变特点,采用ENDF/BⅦ库中核素衰变辐射的平均α能量、平均电子能量和平均电磁辐射能量计算各核素在熔岩玻璃体内因衰变而沉积的能量。计算结果表明:核素衰变热功率呈分段幂函数衰减;在10~2 000d、2 000~60 000d和60 000d之后的时段内,衰变热功率分别主要源于短寿命裂变产物核素、长寿命裂变产物核素和锕系元素。核素衰变热功率对熔岩玻璃体的温度和溶解速度的影响不大,1 000d后影响非常小。     

换热器类型在核电厂中的应用研究

管壳式换热器是目前压水堆核电厂中普遍采用的换热器。在保证核电厂安全性的基础上,还需要进一步提高其经济性,因此选择反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统的冷却水热交换器为研究对象进行计算比较,然后利用各种形式换热器的传热计算公式,并用Fortran语言编制程序进行计算,根据计算结果绘图比较不同形式换热器的传热系数及传热面积。通过比较分析得出在核电厂中,板式换热器具有结构紧凑、质量轻、换热效率高等可能的优点。     

最小核临界事故源项分析

文章提出最小核临界事故源项的分析模型，并给出了相关计算方法，利用MCNP程序计算了不同易裂变材料以及不同物料状态下，发生最小核临界事故时的总裂变次数和中子伽马吸收剂量比等源项参数。通过与已发表文献和已有相关数据进行对比，结果符合良好。     

Feasibility study of decay heat uncertainty reduction using nuclear data adjustment method with experimental data

The accurate prediction of the decay heat is essential, especially for nuclear power plant safety purposes. However, it is known that the decay heat predicted by nuclear fuel burn-up calculations is uncertain because of uncertainty of nuclear data employed in the calculations. If the decay heat uncertainty can be reduced, the safety margin of the predicted decay heat can also be reduced, and feasible design ranges of various types of equipments related to the decay heat can be extended. In the present study, we use the nuclear data adjustment method for the decay heat uncertainty reduction with several types of the experimental data. As a result, we clarify that the decay heat uncertainty with short- and long-term cooling periods can be reduced by this method with appropriate experimental data.     

Decay heat production in a TRU burner

The design of new reactors such as ADS has been investigated in many countries during the last years for burning transuranic nuclides (TRUs) contained in spent reactor fuel. To increase the TRU incineration rate, fertile-free dedicated fuels, which may contain a large fraction of minor actinides (MAs), are currently considered. Based on past experience, R&D activities for dedicated fuels in Europe concentrate on fuel forms, in which the oxide actinide phase is mixed with oxide or metal inert matrices. Decay heat in a system with inert matrix fuel (IMF) containing MAs may differ from that in a conventional fast reactor. In this paper, several fast reactor designs with different TRU content are considered and related decay heat values, calculated on the basis JEFF 3.0 and JEFF 3.1 nuclear data libraries, are compared. It is shown that some decay heat components for fuels with MAs may be lower than those for MA-free fuels, but the total decay heat may be significantly higher for cooling times exceeding about 1 min.     

~(252)Cf中子源辐照钚部件安全性评估

在分析~(252)Cf中子源辐照钚部件产热机理基础上,应用MC法计算了钚部件裂变热功率以及~(252)Cf源γ射线能量沉积热功率;建立理论模型,计算了钚部件冷却过程中衰变热。相比自发衰变热功率,典型中子源强照射下钚部件的热效应并不严重。利用缓发γ能谱近似模型,计算了拟人体外照射剂量。与国际放射防护委员会(ICRP)建议值相比,典型中子源强照射下操作人员接受的辐射剂量在安全范围内。     

UO2燃料燃耗对高放废物管理的影响研究

从乏燃料的不同燃耗引起放射性和化学组成的变化出发,分析乏燃料经后处理后的衰变热、Mo及贵金属含量对玻璃固化工艺和玻璃固化体储存的影响,计算得到了不同燃耗乏燃料制得的高放玻璃的数量。计算结果认为：对于冷却8 a的乏燃料,决定玻璃固化体包容量的不是高放主组分的热功率;对于燃耗小于40 GW•d/tU的乏燃料,决定玻璃固化体包容量的是Mo元素含量;当燃耗大于45 GW•d/tU时,贵金属含量成为决定玻璃固化体包容量的主要因素,同时UO₂燃料燃耗与高放玻璃固化体数量上存在线性关系,燃耗增加会导致高放废物玻璃固化体数量增加。随着燃耗的增加,以Mo含量及贵金属含量计算得到的玻璃固化体数量比以衰变热计算得到的玻璃固化体数量多,因此,高放废物玻璃固化前将Mo及贵金属进行分离有利于减少高放废物玻璃固化体数量。对于UO₂燃料,燃耗加深对于高放废物玻璃固化体暂存时间几乎无影响。