钼锝靶件辐照装置堆外自然循环实验研究

钼锝同位素辐照装置的堆外热工水力研究,对于确定靶件的辐照参数和辐照安全具有重要意义,相关结果可为靶件的设计验证和入堆辐照提供技术支持。本文针对自主研发的钼得靶件辐照装置,设计了堆外传热实验台架,开展了钼锝靶件辐照装置堆外传热验证实验,对比分析了不同热流密度、不同模拟靶件外径、不同辐照装置结构等条件下实验段的温度分布。结果表明,辐照装置内导流管的设计可有效提高装置的自然循环能力,证明了所设计辐照装置的安全性。

辐照装置中锆-4合金圆管高温变形的堆外验证试验

新型核燃料入堆辐照考验时,需要设计专用的辐照装置。将锆-4合金圆管用作辐照装置的高温承压部件时,需要考虑其长期在高温高压下运行时的变形,以防止其变形过大影响辐照装置的热工设计,进而影响辐照参数的稳定性和堆芯安全,为此在堆外对锆-4合金圆管开展验证试验。将锆-4合金圆管制成的试验件充至不同的内压,并通电加热至不同的温度,稳定考验一段时间,测量其外径的变化,重复5次,最终得到其在不同温度和环向应力下考验后的变形量。将试验结果中由氧化和蠕变导致的变形,分别与Leistikow-Schanz公式和Rosinger公式的计算结果进行对比,发现Leistikow-Schanz公式计算结果比试验氧化增重结果要大15%左右,而Rosinger公式计算结果与试验蠕变变形结果符合较好,验证了试验结果的合理性。对试验结果进行分析,认为锆-4合金圆管在外壁环向应力29.10 MPa和460~470℃的工况下可以较长时间的运行。

抗菌药对慢性非细菌性前列腺炎的疗效观察

为探讨抗菌药在慢性非细菌性前列腺炎 ( CNP)治疗中的作用 ,对 5 0例本病患者进行随机分组研究 ,一组服用舍尼通 ,另一组 (口服 3种抗菌素作序贯疗法 ) ,治疗期为 3个月 ,结果两组患者在自觉症状 ,症状评分好转率及前列腺常规中 WBC下降率均无明显差别 ,但使用抗菌药可提高精子的数量和质量 ,认为对慢性非细菌性前列腺炎不必要常规使用抗菌药 。

根据堆内测量结果对试验燃料元件功率和燃耗的确定

本文结合秦山核电厂燃料组件（3×3－2）在中国原子能科学研究院重水研究堆上的加深燃耗辐照考验，根据堆芯仪表的实际测量数据，对燃料组件的功率和燃耗计算方法作了说明。文中给出了加深燃耗考验燃料组件的功率和燃耗的最终计算结果。

大晶粒UO_2燃料芯块堆内试验组件的研制

为了开发高性能的压水堆燃料,研制了大晶粒燃料芯块。试验燃料芯块具有高的235U富集度、小直径和大晶粒尺寸的特点。通过堆内辐照试验可以对不同制造工艺的燃料芯块进行评价和筛选,以便确定燃料制造工艺。为了在中国原子能科学研究院池式研究堆中随堆考验,设计了一种试验组件,包含四根双包壳的燃料棒。双包壳燃料棒是在外包壳内装入两根单包壳燃料棒。试验组件直接由反应堆一次循环水冷却,不设专门的冷却回路。试验组件上安装了多种堆芯测量传感器,包括燃料中心温度热电偶、自给能中子探测器和冷却剂出、入口温度热电偶,可以在线监测燃料试验参数。描述了大晶粒UO2燃料芯块的研制、试验燃料组件的研制和检验。

燃料稳态辐照装置热工分析与堆内验证

燃料稳态辐照装置用于研究堆开展不同燃料的堆内性能辐照试验。根据堆内水力测量试验和堆内物理测量试验分别确定了辐照装置在49—2堆稳态运行时的冷却剂流速和燃料棒线功率，以此对辐照装置进行了热工设计与分析，最终由堆内辐照试验加以验证。结果表明两者基本相符。

中国实验快堆结构材料辐照装置设计

为在中国实验快堆（CEFR）上开展国产快堆包壳材料的辐照试验,进行了CEFR首个结构材料辐照装置的设计。材料辐照装置的创新设计基于CEFR的辐照条件和堆芯组件的基本结构,通过在辐照装置内部设置不同气隙尺寸的辐照罐,实现了在快堆不同功率稳态运行条件下（40%和100%额定功率）对材料样品不同辐照温度（450～600℃）的要求。辐照装置具有样品辐照温度与中子注量率的非在线监测功能,其结构具有通用性,能满足材料辐照标准试样最大装载的需要。通过对辐照装置进行热工分析和堆外的传热验证试验、流阻特性和结构稳定性验证试验,保证了辐照装置的设计能满足材料辐照任务的要求。

低温低压试验回路辐照钼锝同位素安全研究

钼锝同位素是一种重要的医用同位素,铀-235在低温低压堆内试验回路中进行辐照是钼锝同位素生产的一种重要方法。为了确保钼锝同位素辐照过程不会危及试验回路、研究堆的安全,建立了回路的RELAP5模型,并对钼锝同位素生产进行安全分析研究。分析结果表明,即使辐照过程中发生了典型的设计基准事故,也不会对靶件、试验回路及反应堆构成威胁,辐照过程符合安全要求。

用于LBLOCA试验的模拟燃料棒的设计

介绍了用于堆外大破口失水事故(LBLOCA)试验的模拟燃料棒的结构设计,阐述了内部电加热、红外加热和包壳管直接加热3种加热方式的优缺点。对电加热元件功率、预充压、几何等重要设计参数的选取进行了研究。本文工作为堆外LBLOCA试验的开展提供了技术基础。

氦-3回路的研究与设计

为使中国先进研究堆(CARR)具备开展压水堆燃料瞬态试验的能力,本工作对氦-3回路进行研究与初步设计。文章描述了氦-3回路的工作原理、设计参数和工艺流程。研究结果表明,氦-3回路能够快速、均匀、灵活地调节试验燃料棒的功率,是CARR实现压水堆燃料功率瞬态变化的优选方案。

国产新锆合金小组件压降计算分析

对采用国产新锆合金的压水堆燃料实验小组件(4×3)进行了压降计算,并将计算结果与堆外水力试验结果进行对比,得到了该小组件的水力特性参数。通过对定位格架正面凸出截面积与自由流通截面积之比ε的适当修正,得到了合理的定位格架阻力系数。分析结果表明:在升温(28.0~310.0℃)过程中,定位格架阻力系数取值范围为0.660~1.060;在高压、高温(15.3MPa,309.9℃)工况下其取值为0.663;4组定位格架形阻压降占模拟燃料组件压降的38.9%~45.6%。

消痔灵治疗晚期内痔的疗效观察

对近 6年中在我院肛肠科治疗的 2 39例晚期内痔进行随访分析。结果 :一次性治愈率为 96 .4% ;好转率为 3% ,无效率为0 .6 %。说明消痔灵四步疗法具有适应症广、不影响正常生活、简便、高效、安全、省钱等优点。

反应性引入事故下芯块高温塑性对包壳的影响

芯块包壳机械相互作用(PCMI)是高燃耗压水堆核燃料棒在反应性引入事故(RIA)下失效的主要原因,现有燃料性能瞬态分析程序在考虑PCMI行为时忽略了芯块的高温塑性,但UO2陶瓷芯块在1200℃以上温度时会呈现明显塑性。为研究RIA事故下芯块高温塑性对包壳变形的影响,本文通过ABAQUS/Explicit建立PCMI分析模型,分别计算刚体芯块与理想弹塑性芯块导致的包壳变形,定量说明RIA事故下芯块高温塑性对包壳变形的影响。研究结果表明:ABAQUS/Explicit能够较好求解RIA事故下PCMI行为中的应力集中问题;模拟RIA事故时,芯块高温塑性对于包壳的内径变化影响较小,但对包壳环脊的形成影响较明显。