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, 最新更新时间 , doi: 10.13832/j.jnpe.2025.06.0260
摘要:
本文简要介绍了同位素的应用情况、生产原理与生产方式，以及国内外均匀溶液型反应堆的发展概况出发，并较全面系统地阐述了同位素生产试验堆的系统构成、设计情况，具体包括反应堆及主要系统、同位素提取工艺系统、配套系统等；同时对设计中所关注的反应性稳定性、辐射防护设计、防止燃料溶液沉淀、结构材料耐腐蚀、燃料溶液临界安全、同位素提取工艺、铀回收技术、燃料纯化技术等反应堆与同位素提取工艺相关的主要关键技术问题进行了较详细的说明。
本文简要介绍了同位素的应用情况、生产原理与生产方式，以及国内外均匀溶液型反应堆的发展概况出发，并较全面系统地阐述了同位素生产试验堆的系统构成、设计情况，具体包括反应堆及主要系统、同位素提取工艺系统、配套系统等；同时对设计中所关注的反应性稳定性、辐射防护设计、防止燃料溶液沉淀、结构材料耐腐蚀、燃料溶液临界安全、同位素提取工艺、铀回收技术、燃料纯化技术等反应堆与同位素提取工艺相关的主要关键技术问题进行了较详细的说明。
, 最新更新时间 , doi: 10.13832/j.jnpe.2025.03.0096
摘要:
反应堆保护系统的响应时间测试对确保反应堆安全至关重要。针对在测量Tricon平台反应堆保护系统响应时间时，涉及多个远程设备和较长距离传输的问题，本文提出了一种新的响应时间测试通讯方法。该方法通过建立一种适用于分布在不同区域，特别是房间隔离度较高或设备相距较远的设备之间的星型连接方式，实现了Tricon平台反应堆保护系统响应时间测量的四线制响应时间通讯。该方式通过4根芯线完成数据传输和同步时间信号传输，解决了分布在不同区域的多个设备响应时间测量的问题，并且已经在福清核电厂成功得到了验证，证明了该方法的可行性。
反应堆保护系统的响应时间测试对确保反应堆安全至关重要。针对在测量Tricon平台反应堆保护系统响应时间时，涉及多个远程设备和较长距离传输的问题，本文提出了一种新的响应时间测试通讯方法。该方法通过建立一种适用于分布在不同区域，特别是房间隔离度较高或设备相距较远的设备之间的星型连接方式，实现了Tricon平台反应堆保护系统响应时间测量的四线制响应时间通讯。该方式通过4根芯线完成数据传输和同步时间信号传输，解决了分布在不同区域的多个设备响应时间测量的问题，并且已经在福清核电厂成功得到了验证，证明了该方法的可行性。
, 最新更新时间 , doi: 10.13832/j.jnpe.2025.04.0165
摘要:
作为制造核燃料元件的结构材料之一，海绵锆与环境中的氢气反应会造成材料的氢脆现象。这一现象严重危害了核反应堆的运行安全性与结构可靠性。压力-组成-等温(PCT)曲线为调控海绵锆吸氢热力学与动力学行为提供了重要依据。本文基于实验测量数据与数据增强步骤，建立了三种海绵锆PCT曲线的预测模型，分别为多项式模型、支持向量回归（SVR）与神经网络（ANN）模型。结果显示，与传统的多项式模型相比，ANN模型与SVR模型的预测精度有较大的提升，测试集MAE分别降低73.14%与63.53%。其中，ANN模型在未知温度条件下的PCT曲线预测中表现最优，泛化能力最好，测试集R2>0.98。研究相关成果为金属-氢体系的PCT曲线准确预测提供了有效思路。
作为制造核燃料元件的结构材料之一，海绵锆与环境中的氢气反应会造成材料的氢脆现象。这一现象严重危害了核反应堆的运行安全性与结构可靠性。压力-组成-等温(PCT)曲线为调控海绵锆吸氢热力学与动力学行为提供了重要依据。本文基于实验测量数据与数据增强步骤，建立了三种海绵锆PCT曲线的预测模型，分别为多项式模型、支持向量回归（SVR）与神经网络（ANN）模型。结果显示，与传统的多项式模型相比，ANN模型与SVR模型的预测精度有较大的提升，测试集MAE分别降低73.14%与63.53%。其中，ANN模型在未知温度条件下的PCT曲线预测中表现最优，泛化能力最好，测试集R2>0.98。研究相关成果为金属-氢体系的PCT曲线准确预测提供了有效思路。
, 最新更新时间 , doi: 10.13832/j.jnpe.2025.05.0196
摘要:
为解决传统磁力提升型控制棒驱动机构（CRDM）等效磁路模型过多简化带来的电磁提升里计算偏差较大的问题，本研究采用一种基于多磁路耦合的磁力提升型CRDM等效磁路模型，该模型在传统磁路模型的基础上考虑多个线圈之间的耦合影响，建立整个驱动机构的等效磁路模型。考虑气隙磁通的边缘效应，改进了气隙磁阻计算公式；分析了除气隙磁阻之外的其它磁阻与气隙长度的定量关系，依据磁路的基尔霍夫定律建立了环路方程。研究结果表明，改进的等效磁路模型大幅提高了电磁提升力的计算精度。因此，本研究建立的数基于多磁路耦合的磁力提升型CRDM等效磁路模型能够用于电磁提升力的计算。
为解决传统磁力提升型控制棒驱动机构（CRDM）等效磁路模型过多简化带来的电磁提升里计算偏差较大的问题，本研究采用一种基于多磁路耦合的磁力提升型CRDM等效磁路模型，该模型在传统磁路模型的基础上考虑多个线圈之间的耦合影响，建立整个驱动机构的等效磁路模型。考虑气隙磁通的边缘效应，改进了气隙磁阻计算公式；分析了除气隙磁阻之外的其它磁阻与气隙长度的定量关系，依据磁路的基尔霍夫定律建立了环路方程。研究结果表明，改进的等效磁路模型大幅提高了电磁提升力的计算精度。因此，本研究建立的数基于多磁路耦合的磁力提升型CRDM等效磁路模型能够用于电磁提升力的计算。
, 最新更新时间 , doi: 10.13832/j.jnpe.2025.03.0133
摘要:
本文调研了国外交联聚乙烯HIC的处置技术现状，分析了交联聚乙烯HIC处置的相关要求，并制定了具体的解决方案。设计了一种将HIC装入混凝土竖井中和金属桶混装的单元格地上处置方案，该方案解决了HIC的结构承重和树脂辐解排气、HIC桶之间的辐照影响、长期耐久性等问题，该方案比美国将HIC装入屏蔽容器和国内采用水泥固化工艺产生废物桶所占的最终处置体积更小，有利于废物减容，该设计方案能够实现HIC的长期安全性处置。
本文调研了国外交联聚乙烯HIC的处置技术现状，分析了交联聚乙烯HIC处置的相关要求，并制定了具体的解决方案。设计了一种将HIC装入混凝土竖井中和金属桶混装的单元格地上处置方案，该方案解决了HIC的结构承重和树脂辐解排气、HIC桶之间的辐照影响、长期耐久性等问题，该方案比美国将HIC装入屏蔽容器和国内采用水泥固化工艺产生废物桶所占的最终处置体积更小，有利于废物减容，该设计方案能够实现HIC的长期安全性处置。
, 最新更新时间 , doi: 10.13832/j.jnpe.2025.05.0203
摘要:
铅铋快堆（LFR）采用高沸点和化学性质稳定的铅铋合金为反应堆冷却剂，具有中子学特性好、自然循环能力强等突出安全优势，是国际第四代核能系统论坛（GIF）选出优先研发的代表性堆型之一。铅铋快堆堆芯内燃料组件数量繁多、几何结构复杂，若直接采用传统计算流体动力学方法（CFD）对全堆芯建立精细几何、生成控制体网格并进行模拟，将导致巨大的计算资源消耗。西安交通大学核反应堆热工水力研究室（NuTHeL）基于开源CFD平台开发了适用多种堆型、具备子通道级分辨率的核反应堆全堆芯三维热工水力分析程序CorTAF系列。其中，CorTAF-LBE面向铅铋快堆堆芯结构特点作出针对性改进，能够在有限计算资源条件下实现燃料棒和冷却剂间流动换热特性的高保真耦合求解，从而准确获取堆芯内复杂工况下关键热工水力参数，为反应堆结构优化设计与安全裕度评估提供有效支撑。NuTHeL基于实验和国际基准题开展了大量程序验证和模型完善优化工作，使CorTAF-LBE能实现多种事故条件下的堆芯运行安全分析，并满足多系统间跨尺度耦合计算需求：通过植入堵流计算模块，揭示了局部堵塞诱发的温度场非均匀分布特性，评估了盒间流对堵流热堆积的缓解作用；阐明了不同停堆阶段上腔室内热分层瞬态演化规律、关键部位表面热应力精细分布及其对结构完整性影响。本文介绍了CorTAF-LBE的基本原理、程序框架及典型应用，总结了团队前期的研究成果，并对未来工作进行了展望。
铅铋快堆（LFR）采用高沸点和化学性质稳定的铅铋合金为反应堆冷却剂，具有中子学特性好、自然循环能力强等突出安全优势，是国际第四代核能系统论坛（GIF）选出优先研发的代表性堆型之一。铅铋快堆堆芯内燃料组件数量繁多、几何结构复杂，若直接采用传统计算流体动力学方法（CFD）对全堆芯建立精细几何、生成控制体网格并进行模拟，将导致巨大的计算资源消耗。西安交通大学核反应堆热工水力研究室（NuTHeL）基于开源CFD平台开发了适用多种堆型、具备子通道级分辨率的核反应堆全堆芯三维热工水力分析程序CorTAF系列。其中，CorTAF-LBE面向铅铋快堆堆芯结构特点作出针对性改进，能够在有限计算资源条件下实现燃料棒和冷却剂间流动换热特性的高保真耦合求解，从而准确获取堆芯内复杂工况下关键热工水力参数，为反应堆结构优化设计与安全裕度评估提供有效支撑。NuTHeL基于实验和国际基准题开展了大量程序验证和模型完善优化工作，使CorTAF-LBE能实现多种事故条件下的堆芯运行安全分析，并满足多系统间跨尺度耦合计算需求：通过植入堵流计算模块，揭示了局部堵塞诱发的温度场非均匀分布特性，评估了盒间流对堵流热堆积的缓解作用；阐明了不同停堆阶段上腔室内热分层瞬态演化规律、关键部位表面热应力精细分布及其对结构完整性影响。本文介绍了CorTAF-LBE的基本原理、程序框架及典型应用，总结了团队前期的研究成果，并对未来工作进行了展望。
, 最新更新时间 , doi: 10.13832/j.jnpe.2025.04.0155
摘要:
利用激光剥蚀电感耦合等离子体质谱仪（LA-ICP-MS）建立了直接测定锆金属样品中铁（Fe）、铬（Cr）、铌（Nb）、锡（Sn）的分析方法。通过基体匹配消除测量过程中可能存在的基质干扰影响，利用与样品基体匹配的锆合金工作标准物质建立标准曲线，Cr、Fe、Ni和Sn的检出限分别为0.06 mg/g、0.11 mg/g、0.84 mg/g和0.88 mg/g。利用LA-ICP-MS对两个实际样品进行测定，并将测定结果与传统湿法消解-ICP-MS法测定结果进行对比，二者检测结果T检验置信区间小于95%，验证了建立方法的可靠性。
利用激光剥蚀电感耦合等离子体质谱仪（LA-ICP-MS）建立了直接测定锆金属样品中铁（Fe）、铬（Cr）、铌（Nb）、锡（Sn）的分析方法。通过基体匹配消除测量过程中可能存在的基质干扰影响，利用与样品基体匹配的锆合金工作标准物质建立标准曲线，Cr、Fe、Ni和Sn的检出限分别为0.06 mg/g、0.11 mg/g、0.84 mg/g和0.88 mg/g。利用LA-ICP-MS对两个实际样品进行测定，并将测定结果与传统湿法消解-ICP-MS法测定结果进行对比，二者检测结果T检验置信区间小于95%，验证了建立方法的可靠性。
, 最新更新时间 , doi: 10.13832/j.jnpe.2025.04.0150
摘要:
非能动氢气复合器利用催化氧化反应机制消除氢气，以应对大型压水堆安全壳严重事故下的氢气燃爆风险。本研究建立了的H₂/O₂混合气体在铂（Pt）基催化剂上的传质-反应耦合数值模型，系统分析了板式非能动氢气复合器运行参数（浓度、温度、流速）与结构参数（板间距、高度、厚度）对其综合性能的影响。结果表明：增大氢气浓度和气体温度可直接提升催化反应速率。当流速由0.2 m/s提升至1.0 m/s，催化板间距由8 mm扩大至15 mm时，氢气质量流量的增大提高了催化反应速率，但是氢气也消除率分别下降了16.23%和9.59%。催化板前缘的高活性区（＜30 mm）相比中后段（＞75 mm）的反应速率快一个数量级。催化板厚度的变化对氢气浓度影响较小，催化板的平均温差小于20 K。
非能动氢气复合器利用催化氧化反应机制消除氢气，以应对大型压水堆安全壳严重事故下的氢气燃爆风险。本研究建立了的H₂/O₂混合气体在铂（Pt）基催化剂上的传质-反应耦合数值模型，系统分析了板式非能动氢气复合器运行参数（浓度、温度、流速）与结构参数（板间距、高度、厚度）对其综合性能的影响。结果表明：增大氢气浓度和气体温度可直接提升催化反应速率。当流速由0.2 m/s提升至1.0 m/s，催化板间距由8 mm扩大至15 mm时，氢气质量流量的增大提高了催化反应速率，但是氢气也消除率分别下降了16.23%和9.59%。催化板前缘的高活性区（＜30 mm）相比中后段（＞75 mm）的反应速率快一个数量级。催化板厚度的变化对氢气浓度影响较小，催化板的平均温差小于20 K。
, 最新更新时间 , doi: 10.13832/j.jnpe.2025.12.0198
摘要:
针对核电站乏燃料水池覆面的补板搭接修复，利用自主设计的水下激光焊炬开展了工艺研究。使用环形激光在水深0.5m的情况下对3 mm 316L奥氏体不锈钢板进行了搭接填丝试验。随着激光功率的增加，焊缝的焊喉尺寸先减小后增加再减小，底板熔深呈增加趋势，焊缝的焊脚尺寸逐渐增加，润湿角逐渐减小，焊缝的铺展性有所好转；在实验条件下焊缝金属为FA凝固模式，焊缝组织为γ奥氏体和残留较多的δ铁素体；通过调整环形激光占比发现中心功率对熔池底部柱状晶的生长有着显著影响，环形功率影响了熔池上部等轴晶的数量，环形功率占比的提高会细化焊缝中心的等轴晶并且使焊缝组织更加均匀，提高焊缝中心的显微硬度。本研究为核电站乏燃料水池底板的水下激光焊接修复提供了重要的工艺参数和组织性能关系。
针对核电站乏燃料水池覆面的补板搭接修复，利用自主设计的水下激光焊炬开展了工艺研究。使用环形激光在水深0.5m的情况下对3 mm 316L奥氏体不锈钢板进行了搭接填丝试验。随着激光功率的增加，焊缝的焊喉尺寸先减小后增加再减小，底板熔深呈增加趋势，焊缝的焊脚尺寸逐渐增加，润湿角逐渐减小，焊缝的铺展性有所好转；在实验条件下焊缝金属为FA凝固模式，焊缝组织为γ奥氏体和残留较多的δ铁素体；通过调整环形激光占比发现中心功率对熔池底部柱状晶的生长有着显著影响，环形功率影响了熔池上部等轴晶的数量，环形功率占比的提高会细化焊缝中心的等轴晶并且使焊缝组织更加均匀，提高焊缝中心的显微硬度。本研究为核电站乏燃料水池底板的水下激光焊接修复提供了重要的工艺参数和组织性能关系。
, 最新更新时间 , doi: 10.13832/j.jnpe.2025.02.0064
摘要:
中子噪声是各类微小扰动作用下中子场随机涨落的现象，作为核反应堆的间接监测手段而逐渐受到关注。本文利用一阶微扰理论和傅里叶变换方法，建立了基于非结构网格变分节块法的频域中子噪声数值模拟方法，拓展了通用型中子输运计算程序VITAS的功能。针对MOX算例和C4V基准题，本文采用与时域方法计算结果对比的方法，验证了频域方法的计算精度。数值结果表明，当扰动较微弱时，频域方法能够取得与已有的时域方法相当的精度，中子噪声幅值的相对误差小于2%，中子噪声相位的相对误差小于1%。
中子噪声是各类微小扰动作用下中子场随机涨落的现象，作为核反应堆的间接监测手段而逐渐受到关注。本文利用一阶微扰理论和傅里叶变换方法，建立了基于非结构网格变分节块法的频域中子噪声数值模拟方法，拓展了通用型中子输运计算程序VITAS的功能。针对MOX算例和C4V基准题，本文采用与时域方法计算结果对比的方法，验证了频域方法的计算精度。数值结果表明，当扰动较微弱时，频域方法能够取得与已有的时域方法相当的精度，中子噪声幅值的相对误差小于2%，中子噪声相位的相对误差小于1%。
, 最新更新时间 , doi: 10.13832/j.jnpe.2025.04.0144
摘要:
为评估核电厂建造期间营运单位的监督以及质保体系的有效性，本研究基于风险指引理念和技术开发了建造异常重要性判定方法（CSDP）。针对VVER-1200堆型建立了CSDP评估模型和实施流程，并在VVER-1200核电厂建造监督工作中开展了实际应用。针对2个典型案例进行了CSDP评估。结果表明，CSDP可以实现对异常事项的定量评估，帮助监管机构将监管力量聚焦于对电厂安全性最为关键的领域，以优化监管资源，提高监管效率。
为评估核电厂建造期间营运单位的监督以及质保体系的有效性，本研究基于风险指引理念和技术开发了建造异常重要性判定方法（CSDP）。针对VVER-1200堆型建立了CSDP评估模型和实施流程，并在VVER-1200核电厂建造监督工作中开展了实际应用。针对2个典型案例进行了CSDP评估。结果表明，CSDP可以实现对异常事项的定量评估，帮助监管机构将监管力量聚焦于对电厂安全性最为关键的领域，以优化监管资源，提高监管效率。
, 最新更新时间 , doi: 10.13832/j.jnpe.2025.05.0206
摘要:
核反应堆堆芯作为核动力系统关键设备，其几何结构复杂，且不同物理场间存在强烈耦合作用。堆芯高精度精细化热工水力及多物理场耦合分析技术是先进核动力系统设计与安全分析的重要保证，西安交通大学核反应堆热工水力研究室（（NuTHeL））构建了全堆芯核-热-流-沉积多物理场耦合分析模型，基于开源计算流体动力学（CFD）平台自主开发了全堆芯通道级尺度的三维分析程序CorTAF系列，提出了堆芯与压力容器精细化三维热工水力跨尺度耦合策略，实现了基于CFD方法的全压力容器内全尺寸多物理场的计算分析与预测，并开展了基于国际标准题的确认和验证（V&V）工作。近年来，研究团队基于上述研究基础不断开发与完善程序的数学物理模型，目前CorTAF程序已经具备了面向多种堆型（压水堆、铅铋堆、钠冷快堆等）、涵盖多种物理场（中子物理、热工水力、腐蚀沉积等）、串联多个系统（堆芯、上腔室、下腔室等）的跨尺度耦合计算能力。本文以典型压水堆分析程序为例，介绍了其主要功能，总结回顾了相关工作，并提出了未来工作展望。
核反应堆堆芯作为核动力系统关键设备，其几何结构复杂，且不同物理场间存在强烈耦合作用。堆芯高精度精细化热工水力及多物理场耦合分析技术是先进核动力系统设计与安全分析的重要保证，西安交通大学核反应堆热工水力研究室（（NuTHeL））构建了全堆芯核-热-流-沉积多物理场耦合分析模型，基于开源计算流体动力学（CFD）平台自主开发了全堆芯通道级尺度的三维分析程序CorTAF系列，提出了堆芯与压力容器精细化三维热工水力跨尺度耦合策略，实现了基于CFD方法的全压力容器内全尺寸多物理场的计算分析与预测，并开展了基于国际标准题的确认和验证（V&V）工作。近年来，研究团队基于上述研究基础不断开发与完善程序的数学物理模型，目前CorTAF程序已经具备了面向多种堆型（压水堆、铅铋堆、钠冷快堆等）、涵盖多种物理场（中子物理、热工水力、腐蚀沉积等）、串联多个系统（堆芯、上腔室、下腔室等）的跨尺度耦合计算能力。本文以典型压水堆分析程序为例，介绍了其主要功能，总结回顾了相关工作，并提出了未来工作展望。
, 最新更新时间
摘要:
基于国产A508-Ⅲ钢小尺寸样品的单轴拉伸测试，构建了其宏观尺度的力学本构模型和延性损伤模型，标定了其微观尺度的晶体塑性参数。采用宏观有限元与微观晶体塑性相结合的方法建立了小尺寸样品单轴拉伸的多尺度数值模型，从宏观尺度探讨了小尺寸样品的拉伸力学响应行为，从微观尺度上解释了小尺寸样品的塑性变形机制。结果表明，小尺寸样品的拉伸测试具有一定的离散性，拉伸断口呈现出明显的韧性断裂特征；在拉伸初始阶段，塑性变形主要通过位错的均匀运动来实现；随着应变的增加，在微观尺度上呈现出明显的应变局部化和晶粒尺度上的应力集中，尤其是发生颈缩后，非均匀塑性变形愈加显著，位错开始出现明显的局部化现象，GND密度从应变为8%时的16 μm⁻²迅速增长至应变为10%时的65 μm⁻²；在整个塑性变形过程中SSD密度的演变始终占据主导地位；由于应力分布不均和位错堆积，导致样品表面产生“橘皮效应”；晶界对位错的演变具有显著影响，晶界处位错的聚集遵循晶粒取向差越大，位错密度越高的规律。
基于国产A508-Ⅲ钢小尺寸样品的单轴拉伸测试，构建了其宏观尺度的力学本构模型和延性损伤模型，标定了其微观尺度的晶体塑性参数。采用宏观有限元与微观晶体塑性相结合的方法建立了小尺寸样品单轴拉伸的多尺度数值模型，从宏观尺度探讨了小尺寸样品的拉伸力学响应行为，从微观尺度上解释了小尺寸样品的塑性变形机制。结果表明，小尺寸样品的拉伸测试具有一定的离散性，拉伸断口呈现出明显的韧性断裂特征；在拉伸初始阶段，塑性变形主要通过位错的均匀运动来实现；随着应变的增加，在微观尺度上呈现出明显的应变局部化和晶粒尺度上的应力集中，尤其是发生颈缩后，非均匀塑性变形愈加显著，位错开始出现明显的局部化现象，GND密度从应变为8%时的16 μm⁻²迅速增长至应变为10%时的65 μm⁻²；在整个塑性变形过程中SSD密度的演变始终占据主导地位；由于应力分布不均和位错堆积，导致样品表面产生“橘皮效应”；晶界对位错的演变具有显著影响，晶界处位错的聚集遵循晶粒取向差越大，位错密度越高的规律。
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摘要:
Cr涂层锆合金包壳作为一种事故容错燃料包壳方案，凭借其优异的抗氧化性能、较低的热中子吸收截面以及优良的热力学性能，在核材料领域引起了广泛关注。本研究以CPR1000核电机组为对象，将所有燃料包壳替换为Cr涂层锆合金，系统地评估了Cr涂层对一回路腐蚀产物源项的影响。通过数值模拟方法，深入分析了蒸汽发生器、主管道和堆芯中放射性核素的沉积特性。研究结果表明，Cr涂层的腐蚀释放对于堆内腐蚀产物源项的影响大于堆外的影响，更重要的是，Cr涂层的应用并未改变60Co核素在腐蚀产物源项中的主导地位，这表明其对现有反应堆运行模式的影响具有一定的可控性，本文的研究结果为Cr涂层锆合金包壳在核电站中的实际应用提供了重要的理论依据和数据支持。
Cr涂层锆合金包壳作为一种事故容错燃料包壳方案，凭借其优异的抗氧化性能、较低的热中子吸收截面以及优良的热力学性能，在核材料领域引起了广泛关注。本研究以CPR1000核电机组为对象，将所有燃料包壳替换为Cr涂层锆合金，系统地评估了Cr涂层对一回路腐蚀产物源项的影响。通过数值模拟方法，深入分析了蒸汽发生器、主管道和堆芯中放射性核素的沉积特性。研究结果表明，Cr涂层的腐蚀释放对于堆内腐蚀产物源项的影响大于堆外的影响，更重要的是，Cr涂层的应用并未改变60Co核素在腐蚀产物源项中的主导地位，这表明其对现有反应堆运行模式的影响具有一定的可控性，本文的研究结果为Cr涂层锆合金包壳在核电站中的实际应用提供了重要的理论依据和数据支持。
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摘要:
238Pu、252Cf等稀缺核素在核能、航天等领域具有重要应用。稀缺核素辐照生产过程存在转换链复杂、裂变损耗大、成品率极低等问题，通常需要在非常高的中子通量下对靶件进行辐照。超高通量堆是规模化制备稀缺核素的最重要设施。目前，我国尚不具备稀缺核素规模化生产能力，完全依赖进口。实现稀缺核素的自主稳定供应，对我国战略关键领域的发展具有重要意义。超高通量堆辐照生产稀缺核素的关键技术包括超重靶材制备技术、辐照靶件优化设计技术、超高中子通量堆照技术、分离提纯技术等。本文对超高通量堆辐照生产稀缺核素的技术现状和关键技术进行了分析，并对我国稀缺核素制备的发展战略进行了展望。
238Pu、252Cf等稀缺核素在核能、航天等领域具有重要应用。稀缺核素辐照生产过程存在转换链复杂、裂变损耗大、成品率极低等问题，通常需要在非常高的中子通量下对靶件进行辐照。超高通量堆是规模化制备稀缺核素的最重要设施。目前，我国尚不具备稀缺核素规模化生产能力，完全依赖进口。实现稀缺核素的自主稳定供应，对我国战略关键领域的发展具有重要意义。超高通量堆辐照生产稀缺核素的关键技术包括超重靶材制备技术、辐照靶件优化设计技术、超高中子通量堆照技术、分离提纯技术等。本文对超高通量堆辐照生产稀缺核素的技术现状和关键技术进行了分析，并对我国稀缺核素制备的发展战略进行了展望。
