核电站废气中氢氧复合的研究（Ⅱ）扩大试验

在核电站废气中氢氧复合研究小型试验［１］的基础上进行了扩大试验。研制了适合于核电站工艺废气处理中氢氧复合用的高效催化剂，测定了催化剂的物理化学性能，加工和安装了扩大试验的设备系统，考核验证了小型试验所优选的催化剂和最佳工艺条件。结果表明，扩大试验所取得的结果与小型试验结果完全一致。氢氧复合率均很高，氢的复合率＞９８．３％，氧的复合率＞９９．９８９６，复合后气体中氢氧含量都很低，Ｏ２＜３×１０－６，Ｈ２＜４００×１０－６（体积）。完全能满足核电站工艺废气处理中氢氧复合的要求。     

M310核电站含氢废气处理系统容量分析及优化

核岛含氢废气来自一回路,含有氢气和裂变产生的放射性核素,放射性核素主要是惰性气体包括⁸⁵Kr、^85mKr、⁸⁸Kr、¹³³Xe、¹³⁵Xe,还有少量¹³¹I、¹³²I、¹³³I、¹³⁵I、¹³²Te等。M310核电站广泛使用压缩贮存衰变工艺处理含氢废气,出现了衰变箱容量紧张的问题,制约了一回路吹扫操作,影响大修进程,也形成了安全隐患,亟需改造优化。本文以含氢废气中氢气产生的源头为重点,调查研究各种运行工况及操纵规程、规范,分析气体产生量和组份,判断出关键因素为停堆时容控箱气相空间吹扫过程,通过计算得到气体流量的峰值、总体积和氢气的含量。经过比较分析,在满足放射性衰变前提下,提出了针对各类工艺方案需要配备的合理的系统容量,且具有较好的经济性,避免过大冗余造成浪费,解决了工艺优化的难题。     

酒的辐射化学 Ⅰ.辐照酒中过氧化物生成的研究

本工作研究了酒及其模式体系乙醇水溶液辐照时过氧化物的生成。从过氧化物浓度对剂量曲线的起始线性部份求得了酒和乙醇体系中过氧化物的G值。从辐照酒求得过氧化物G值在1.0～3.6之间,60%(V/V)乙醇水溶液,G(过氧化物)=3.6。溶解氧参与辐射引发的化学作用过程,并对过氧化物形成起主要作用。在一些酒中,过氧化物呈现较大的稳定性,辐照酒在存放20天后,过氧化物含量仍高达6～7ppm,因此,确定辐照酒中H_2O_2的允许限量是极待解决的问题。     

基于Pt/C/FN疏水催化剂的常温氢氧复合反应

用高压微波加热法制备了w(Pt)=10%的Pt/C催化剂,得到Pt的粒径d=(2.1±0.7) nm,再将Pt/C催化剂与聚四氟乙烯(PTFE)一起负载于泡沫镍(FN),制备疏水催化剂Pt/C/FN.用Pt/C/FN催化常温氢氧复合反应,研究了温度和H2流速对H2转化率的影响.与商用亲水催化剂Pt/Al2O3相比,Pt/C/FN催化剂活性明显更高.潮湿及干燥条件下测试了Pt/C/FN疏水催化剂的活性,潮湿条件下其活性仅有少量下降.富氧条件下考察了CO对Pt/C/FN疏水催化剂活性的影响,CO对H2转化率的影响较小.     

核电站保护屏障的监护神——核电站辐射监测系统(RMS)概述

为确保核电站运行安全,防止核电站正常运行或事故状态下放射性物质泄漏外逸,在核电站的设计和建造中,就考虑到对核电站进行四重保护屏障的设计,而核电站辐射监测系统则是确保四重屏障核安全的重要措施之一。通过对核电站辐射监测系统(RMS)的介绍,使人们对核电站保护屏障的完整性和有效性有一定的了解,对核电安全性的认识进一步提高。     

Fe_2O_3-Sb_2O_4复合氧化物催化剂的穆斯堡尔谱学研究

我们采用穆斯堡尔谱学方法研究了配比、焙烧温度和载体含量不相同的Fe_2O_3-Sb_2O_4催化剂。这些催化莉的穆斯堡尔谱中,都有同质异能移为0.67mm/s和四极分裂为0.78mm/s的Fe~(3 )处于FeSbO_4中的双峰。在焙烧温度高于600℃的富锑催化剂中,除有Fe~(3 )的特征峰外,还出现了同质异能移为1.32mm/s,四极分裂为3.32mm/s的Fe~(2 )处于FeSb_2O_6中的双峰。     

基于复合人工神经网络的核电站实时故障诊断方法研究

针对核电站运行时故障或事故状态的在线实时判定,提出了一种基于复合人工神经网络的故障诊断和事故判定方法.其基本思想是:首先应用BP网络对事故进行成组快速诊断,而后应用RBF网络对BP网络的诊断结果进行区分和检验.利用核电站正常状态和多种事故状态下各故障特征参数输出的仿真计算结果,对所提出的方法进行了检验.结果表明,通过BP网络和RBF网络的优势互补,不仅能对学习过的故障进行快速、正确的诊断,对不同工况下的故障以及未定义的新故障也能够有效地识别.该方法采用的是随时间序列输出诊断结果及其可信度的方式,操纵员容易接受推理结果.     

秦山二期核电站氢气风险的CFD研究

利用计算流体力学(CFD)程序GASFLOW模拟了波动管大破口事故发生后7 000 s内装有22台氢气复合器的秦山二期核电站安全壳内的水蒸汽及氢气行为,得到了不同阶段的特征性流场及氢气浓度的分层情况,给出了所采用的复合器布置方案的稳定消氢速率为20 g/s,并指出了破口所在蒸汽发生器隔间内发生氢气燃烧火焰加速的可能性.同时,计算结果表明,安全壳内构筑物吸热带走了大部分从一回路释放的热量;压力变化同时受气体总质量(主要是水蒸汽质量)与温度的控制.     

从铀和裂变产物中提取~(99)Mo和~(132)Te

本文介绍用氧化铝色层法直接从铀和混合裂变产物中提取~(99)Mo和~(132)Te的方法。提取的~(99)Mo和~(132)Te经过纯化后分别可以制成~(99m)Tc和~(132)I发生器。     

回旋加速器辐照制备无载体~(203)Pb的研究

采用氧化铊靶和15MeV的氘束,通过~(203)Tl(d,2n)~(203)Pb核反应,产生出放射性同位素~(203)Pb。将辐照过的氧化铊靶经过一系列的放化分离程序,可以获得高纯的~(203)Pb示踪剂,铊的含量为～1μg/ml(最终产品为10ml)。~(203)Pb的化学回收率为71±5％。在本实验辐照条件下,辐照停止时~(203)Pb的核反应产额为180±36μCi/μA·h。     

秦山三期(重水堆)核电站消防行动预案体系的建立

秦山三期 (重水堆 )核电站的消防行动预案是贯彻消防纵深防御思想 ,将消防设施、管理制度和人员责任行动有机结合 ,为火灾时人员的灭火行动提供了可迅速参照执行的指南。介绍了秦山三期 (重水堆 )核电站的消防行动预案的组成、作用和管理的现状     

高T_CY(YV)Ba_2Cu_3O_(9_X)超导体的结构及其电阻跃变研究

阐述了高T_CYBa_2Cu_3O_(9-X)超导体的晶体结构。X射线衍射谱和透射电子衍射花样表明,单相的YBa_2Cu_3O_(9-X)(斜方结构:a=382.95pm;b=388.22pm;c=1165.95pm)随着含氧量的增加可变成多相的化合物。对新的高T_CBa_2(YV)_1Cu_3O_(9-X)超导体进行了研究。电阻测量表明它的起始转变温度是118K,转变的电阻中点温度是97K,零电阻在93K,转变宽度ΔT_C=2K。对Ba_2(YV)_1Cu_3O_(9-X)系统的超导作了细致研究。这篇文章用X射线衍射分析给出了Ba_2(YV)_1Cu_3O_(9-X)的晶体结构。研究发现了YBaCu_3O_(9-X)超导体在190K和240K发生电阻跃变。透射电子衍射花样的变化表明在220K附近发生了相变,它的晶体结构参数明显地变化。     

测定核电站RCPB泄漏率的~(18)F监测方法

本文对压水堆核电站反应堆冷却剂承压边界(RCPB)泄漏监测的重要性和常用的几种放射性监测方法进行叙述,对这几种监测方法的优缺点进行了比较。重点介绍了一种测定压水堆核电站RCPB泄漏率的~(18)F(氟-18)放射性微尘监测新方法,并对其基本监测原理进行说明。详细阐述了~(18)F微尘监测系统的结构组成、系统设计要求及计算假定条件等内容,同时还对~(18)F微尘监测系统泄漏率探测限进行计算,给出了系统的主要性能指标。     

离子注入α－Al_2O_3陶瓷材料的表面改性研究

研究了α－Ａｌ２Ｏ３单晶注入Ｎ＋后的力学性能变化。结果表明，注入剂量为１×１０１７Ｎ＋／ｃｍ２时，Ａｌ２Ｏ３的显微硬度提高了９２％；注入剂量为３×１０１７Ｎ＋／ｃｍ２时，在Ａｌ２Ｏ３表面形成非晶层，导致表面软化，显微硬度只是基体的５０％左右．离子注入在样品表面产生了高达￣１１５０ＭＰａ的压应力，材料的断裂韧性的改善与此有关，实验亦发现Ｎ＋离子注入后Ａｌ２Ｏ３的断裂韧性提高了９５％左右．ＳＥＭ分析同样证明Ｎ＋注入ａ－Ａｌ２Ｏ３后，其表面力学性能确实有所改善。     

晶种加入条件下Ce_(2)(C_(2)O_(4))_(3)的连续沉淀工艺北大核心CSCD

为了解温度、Ce(NO_(3))_(3)料液浓度、晶种加入比例和晶种加料区域等工艺条件对Ce_(2)(C_(2)O_(4))_(3)产品颗粒粒径分布和形貌的影响规律,在杯式沉淀器中采用Ce_(2)(C_(2)O_(4))_(3)模拟Pu(C 2O 4)2进行连续沉淀实验研究。保持Ce(NO_(3))_(3)和草酸的加料区域、沉淀后母液中硝酸和草酸浓度不变,分别考察了30.0~50.0℃、Ce(NO_(3))_(3)浓度为0.084 mol/L和0.167 mol/L、晶种加入比例为0~2.0×10^(-1)和晶种加料区域等工艺条件对Ce_(2)(C_(2)O_(4))_(3)颗粒粒径分布和形貌的影响。50.0℃、Ce(NO_(3))_(3)浓度为0.167 mol/L,相比无晶种加入时,Ce_(2)(C_(2)O_(4))_(3)沉淀颗粒D 50值(一个样品的累计分布百分数达到50%时所对应的粒径)最大可增加62.2μm。50.0℃、Ce(NO_(3))_(3)浓度为0.167 mol/L、晶种分别从周边涡流区域和中心涡流区域加入时,对应的D 50最大值分别为154.1、120.7μm。相同工艺条件下,温度为30.0~50.0℃时,沉淀颗粒D 50最大值随温度的增加而增大。各工艺条件下,当D 50达最大值时,Ce_(2)(C_(2)O_(4))_(3)颗粒以较为规则的片状长条形为主,碎片形和不规则的片状聚集形颗粒所占比例较小。Ce_(2)(C_(2)O_(4))_(3)晶粒生长方式属于螺旋增长机制,晶粒单层薄片厚度约为16 nm。     

Gd_2O_3－UO_2芯块中钆和铀含量的IDMS测定

本文介绍了Ｇｄ２Ｏ３－ＵＯ２芯块中Ｇｄ和Ｕ含量的同位素稀释质谱法：分别用浓缩１５７Ｇｄ和２３３Ｕ作稀释剂，定量加入到芯块溶液中，然后用萃淋树脂（ＤＨＤＥＣＭＰ）萃取分离出Ｇｄ和Ｕ，用热表面电离质谱计测定。本法对Ｇｄ和Ｕ含量的测定精密度为０．７％。     

对我国几个核电站厂址安全停堆地震(SSE)地面最大加速度的估计

估计核电站的安全停堆地震地面最大加速度是核电站土建设计工程师、地震、地质专家的一项最重要的任务.本文初步讨论了我国几个核电站厂址的这一重要参数.     

氧化还原法去污对核电站上充泵安全影响的试验研究

研究化学法去污过程中对核电站上充泵腐蚀量的影响。以马氏体不锈钢和奥氏体不锈钢为研究对象,分别进行氧化过程和还原过程中溶液浓度、反应温度、时间对腐蚀量的影响试验;之后进行了氧化还原全过程对两种不锈钢材料的腐蚀量影响试验;最后,对某核电站上充泵进行了实操去污工作。试验结果表明:在超声作用下,使用0.25%高锰酸钾+0.25%氢氧化钠混合溶液作为氧化剂、70 ℃反应4 h,然后再使用0.25%草酸+0.25%柠檬酸混合溶液作为还原剂、70 ℃反应2 h,马氏体不锈钢和奥氏体不锈钢样品表面主要为均匀腐蚀,平均腐蚀量小于1.5 g/m²,腐蚀量满足相关标准要求,同时可有效去除上充泵表面的放射性物质。该配方和工艺流程可推广应用于核电站上充泵的去污工作。     

U3Si2-Al燃料元件板力学性能试验研究

对研究堆使用的不同规格的U3 Si2 Al弥散型复合燃料板元件的力学性能参数进行了试验研究和分析 ,同时结合板型燃料组件的结构特点对燃料板在组件运行期间可能受到的拉、压、弯的承载能力进行了测试研究。研究结果表明 :国内生产的板状元件在其拉伸性能、结构抗力等方面基本达到了国外类似燃料的水平 ,满足了研究堆的设计要求。     

放射性碘-131废气净化研究 Ⅰ.不同固体吸附剂对元素碘和碘甲烷的吸附研究

本工作采用固定吸附床方法,研究了不同吸附剂对元素碘和碘甲烷的吸附性能。实验测定了十余种吸附剂对元素碘和碘甲烷的动态饱和吸附容量,推荐了宜于碘过滤器采用的吸附剂。