大亚湾核电站实施18个月换料的放射性后果评估

针对大亚湾核电站实施18个月换料技术改造的特点，计算了大亚湾核电站在正常运行工况下以及各种设计基准事故工况下对周围环境的放射性后果。计算结果表明，大亚湾核电站实施18个月换料技术改造后，正常运行工况安全设施的性能满足GB6249－86的要求。     

普贤堆退役放射性评价方法及主蒸汽管道室的中子能谱计算

介绍了日本普贤堆(Fugen)的概况和主要设计参数,以及该堆今后的技术发展趋势。根据该堆的退役现状,介绍日本的退役战略方针以及普贤堆采用的退役方法和今后的退役步骤,并采用MCNP程序对普贤核电厂主蒸汽管道内蒸汽^17N(β,n)反应产生的相对中子通量和中子能谱进行计算,据此分析了主蒸汽密度、主蒸汽管道半径对中子能谱计算结果的影响。结果表明．改变电厂运行瞬态不会影响主蒸汽管道室的中子注量分布,而增大主蒸汽管道尺寸则能够有效地降低管道保温材料所受的中子照射,这一结果对今后电厂核设施的辐照影响分析以及放射性评价具有一定的意义。     

放射性裂变产物由燃料芯块释放到一回路的影响因素研究

采用PROFIP5程序分析燃料棒线功率密度、衰变常数和破口尺寸等对放射性裂变产物释放的影响。结果表明:当燃料棒中心温度低于1000℃时,裂变产物的释放份额与燃料棒温度无关;当燃料棒中心温度高于1000℃时,燃料棒温度越高,裂变产物的释放份额越大;燃料棒线功率密度越高,衰变常数对释放份额的影响越明显。     

纳米碳管吸附储氢

由于纳米碳管具有独特的结构和性质，纳米碳管吸附储氢一直是纳米碳管以及氢能利用技术研究的热点问题。国内外众多的实验研究结果和理论分析也展示了纳米碳管所具有的优良吸附储氢性能和广泛的应用前景。对纳米碳管储氢过程进行更为深入的实验和理论研究将有助于推动储氢技术和氢能的开发利用。     

压水堆核电厂燃料元件破损诊断方法

在核电厂运行管理中, 如果在停堆前知道燃料棒的性能和状态,采用合适的燃料检测管理策略,可减少反应堆的停运时间.本文以燃料元件破损后裂变产物向冷却剂释放的理论为基础,开发了一种通过分析反应堆冷却剂中裂变产物放射性活度估算破损燃料元件的数量、破损尺寸和位置的方法.用大亚湾核电站1号机组第2循环的运行跟踪数据对U1C2燃料组件进行了破损诊断.结果表明,诊断结果与停堆后的实测结果基本吻合.     

水库淤积的计算

修建壅水建筑物就会引起回水区域内流速的急剧降低,因而也就使水流携带的泥沙颗粒沉淀在水库里面。在不好的情况下,沉淀的泥沙能够将水库全部填满并且使水库以後不能再继续使用。因此碓定水库被泥沙填满的期限和确定泥沙沿水库的分布规律就成为水文计算的一个重要任务。有时候,将淤积和堆积分别为两川不同的概念,淤积是由于悬移泥沙造成     

秦山核电厂应急行动水平研究

介绍了核电厂应急行动水平研究的目的、国内外相关技术的发展和现状,并以秦山核电厂为例,对应急行动水平研究的技术方案以及必须考虑的问题进行了较为详细的讨论,其中包括方法体系的选用、制定应急行动水平的原则、初始条件和应急行动水平的确定、应急行动水平的表达方式(矩阵表和主控室应急状态分级逻辑图)、与应急操作规程(EOP)和关键安全功能状态树(CSFST)的结合等。     

长江黄河等江河联网调水与综合利用问题探讨

提出联网调水方案，解决北方缺水问题，增加北方水电比重，长江上游和汉江洪水可以向北分流，利于黄河的治理与开发等等。     

基于多专业耦合分析的钍基熔盐堆反应堆本体设计研究

基于固态燃料钍基熔盐堆（TMSR-SF1）的特点，提出了基于多专业耦合的反应堆本体设计方法。参考现有成熟的设计规范，结合固态燃料钍基熔盐堆反应堆本体的结构和功能要求，完成了反应堆本体结构设计方案，并进行了反应堆本体屏蔽设计分析、堆容器上顶盖传热与温度场分析、反应堆结构力学分析，最终通过本体结构设计与多专业分析的反复分析迭代，初步实现了TMSR-SF1反应堆本体设计，满足TMSR-SF1功能要求。此外，通过反应堆结构选材论证和制造可行性分析，确保了结构设计的工程可实施性。      

核电工程环境保护类微机程序包开发设计综述

核工程环境保护类微机程序包集成了核电软件中心截至１９９３年所搜集到的共３２个核电工程辐射环境影响评价程序，实现了所有这些程序向微机的移植，完成了使用频率较高的程序之间的连接，增添了原有程序的报表输出和图形化处理功能，并且，结合我国辐射环境影响评价的规范，评价了这些程序在辐影响评价中的适用性。