压水堆核电厂堆外源量程探测器计数率分析

压水堆核电厂启动过程中，次级中子源为堆外源量程探测器提供本底计数率，避免测量盲区，确保反应堆安全启动。但次级中子源的引入会为核电厂带来较大的经济和环境负担，同时也需承受次级中子源破损等带来的风险。为此，可使用受辐照燃料组件的自发裂变中子源进行替代，即无源启动方式。通过研究堆外源量程探测器计数率的理论计算方法，并基于运行电厂测量数据进行分析验证，为源量程探测器计数率的理论预估提供了较为完善的理论方法流程。本文结果可为无源启动源量程探测器计数率分析提供支持，同时也可用于次级中子源装载量或布置位置的优化分析等。     

固体碱催化合成三油酸甘油酯的研究

以固体碱NaOH-γ-Al_2O_3为催化剂通过真空脱水催化甘油和油酸酯化反应合成了三油酸甘油酯。研究了反应温度、催化剂用量以及反应时间对油酸转化率的影响。结果表明,当甘油与油酸物质的量比为1∶3.3,催化剂用量为油酸质量的0.3%,反应温度230℃,反应时间6 h时,三油酸甘油酯的转化率最高,可达99.1%。     

一次屏蔽计算TORT程序源项生成方法研究

一次屏蔽计算对于评估工作人员的辐射剂量、确保反应堆压力容器(RPV)及堆内构件在整个反应堆寿期内的安全性、防止混凝土屏蔽体及其外部部件和结构被过度活化具有重要意义。本文推导了TORT程序三维源分布计算公式和源几何转换方法,编写了相应的程序模块,并在秦山一期、CAP1400和CAP1700计算模型上进行了验证和应用。结果表明,本文推导的理论模型和开发的程序是正确的,为后续提高一次屏蔽设计精度提供了基础。     

不同材料模样实型铸造铸钢件表面增碳研究

试验研究了ＥＰＳ、ＰＭＭＡ、共聚物（ＥＰＳＰＭＭＡ为３７）模样铸钢件（１６Ｍｎ角件）表面增碳的规律，认为铸钢件表面增碳具有严重的不均匀性，并且从内浇道沿钢液充填流线方向增碳程度逐渐增大。ＰＭＭＡ、共聚物模样可显著减轻ＥＰＳ模样铸钢件表面增碳     

CAP1000核电厂堆外探测器响应函数计算方法研究

堆外探测器响应函数代表了堆芯活性区各组件对堆外探测器读数的贡献,反映了堆芯功率分布与探测器读数的关系。本文利用二维离散纵标法(S_N)程序DORT,研究其共轭输运方法,建立CAP1000反应堆模型,分析其堆外探测器径向和轴向响应函数及其特性,并与采用DORT程序正向输运计算的结果进行比较。研究表明,共轭输运方法可以极大简化计算量,且计算结果与正向输运方法结果符合较好。     

MOX乏燃料衰变热计算方法研究

目前,铀钚混合氧化物(MOX)燃料已成为一种可用于商业核电厂成熟再循环核燃料。经过燃耗过的燃料在正常停堆或事故后停堆时会产生大量的衰变余热,而乏燃料衰变热是事故分析、余热排出系统和乏燃料池冷却系统设计的重要输入参数之一。UOX乏燃料中裂变产物主要来自于U和Pu等可裂变核素的裂变,U贡献最大;MOX乏燃料裂变产物主要来自于U、Pu和Am等可裂变核素的裂变,Pu贡献最大。UOX乏燃料衰变热可使用ANS—5.1的方法进行计算,但ANS—5.1中的衰变热计算方法不完全适用于MOX燃料。MOX燃料是核燃料可持续发展的重要途径,因此必须研究采用新方法计算MOX乏燃料的衰变热。该文研究使用ANS—5.1计算MOX乏燃料裂变产物衰变热,再使用ORIGEN—S程序计算MOX乏燃料的重核衰变热贡献份额,综合得到MOX乏燃料的总衰变热。     

金刚石薄膜制备和评价

采用平直钨丝作热解源,并借助钨丝支架的弹性恢复力,较好地解决了热丝热解化学气相沉积法(HFCVD)合成金刚石过程中热解丝的变形问题.样品独立加热,基片温度、钨丝温度、钨丝与样品基片距离均可独立调节.装置改进后,在Si(100)上合成了面积大约45mm×25mm的比较均匀的金刚石膜.用扫描电子显微镜(SEM)、Raman光谱和X射线衍射仪对制备的金刚石膜进行了分析.     

基于JMCT秦山核电厂一期反应堆屏蔽计算与分析

秦山核电厂一期的运行时间已超过三十年,该反应堆为我国核反应堆建造、运行、延寿乃至退役,提供了丰富的实测数据,为我国新一代反应堆核电厂—华龙一号的设计、建造、运行、维护提供了宝贵的参考数据。本文利用秦山核电厂一期反应堆压力容器的母材段、焊缝段及主管道测试数据,对自主研制的三维中子-光子-电子输运蒙特卡罗软件（JMCT）进行实验验证,模拟结果显示,JMCT软件屏蔽计算具有很高的模拟置信度,计算分辨率超越商业软件1~2个量级。