在核反应堆中，微细的粉尘颗粒通常是放射性物质的重要载体，严重事故下沉积在壁面上的颗粒在瞬态气流作用下发生的再悬浮行为是反应堆放射性源项分析的重要内容。发生再悬浮的颗粒通常呈现单层或多层的颗粒沉积结构，从物理过程来说，单层颗粒的再悬浮过程取决于气流对颗粒的气动力以及壁面对颗粒的黏附力，而多层颗粒再悬浮过程还与沉积颗粒层的结构、颗粒与颗粒之间的内聚力等密切相关，此外，在核反应堆中，冷凝液滴带来的毛细力以及高温烧结导致的烧结力等作用使得颗粒的再悬浮过程更加复杂。本文首先介绍了颗粒再悬浮的几种运动模式以及影响因素，再从颗粒受力分析的角度介绍了再悬浮过程中主要的作用力和作用特点，然后介绍了目前研究颗粒再悬浮的方法以及发展出来的各种计算模型，最后总结了目前压水堆、高温气冷堆以及聚变堆中颗粒再悬浮研究的进展。

先进反应堆放射性气溶胶运动行为对反应堆安全分析具有重要意义。本文为探究近壁面区域流体对颗粒的气动曳力特性，使用数值模拟方法对近壁面区非球形棒状颗粒气动曳力的增强程度和影响因素进行了研究。研究结果表明：近壁面气动曳力增强由剪切流不均匀的速度分布和偏移的压力分布产生。随着颗粒靠近壁面和颗粒来流角的增加，气动曳力增强效应更加明显。针对非球形棒状颗粒本身的形貌特征和近壁面剪切流产生的曳力增强，使用最小二乘法拟合得到了不同颗粒近壁面气动曳力增强系数的表达式，可为先进反应堆中近壁面区域颗粒运动特性的研究提供基础。

核电站发生严重事故之后，安全壳内可溶性气溶胶会在高湿度环境下发生吸湿增长现象，并以改变气溶胶粒径、密度的方式显著影响原有的气溶胶动力学行为。为了描述吸湿平衡时间等气溶胶吸湿增长的过程参量，表征吸湿增长过程时间尺度，本研究依据气溶胶吸湿的非平衡态过程构建了气溶胶动态吸湿模型，综合考虑吸湿过程中蒸汽质量守恒、能量守恒关系以及表面蒸汽压对气溶胶吸湿增长行为的影响，分析了气溶胶粒径变化率、吸湿平衡时间等吸湿过程参量。结果表明，在高湿度工况下，吸湿增长行为对小粒径颗粒的影响尤为显著。同时，吸湿过程中粒径变化率与时间呈对数变化规律，而吸湿平衡时间与粒径呈近似线性变化特征。

核电厂正常运行或发生核事故时，会向大气释放一定量的放射性气溶胶，研究气溶胶在复杂下垫面的大气扩散特性对实现气载流出物辐射影响的准确评价具有重要意义。高斯烟羽或烟团模型被广泛用于大气扩散评价中，模型中的扩散参数描述了气溶胶受湍流作用扩散的强弱，需要针对不同的地形如平坦、丘陵下垫面进行校正。本文针对典型下垫面开展了气溶胶大气扩散风洞实验，采用激光粒子图像扩散参数估计方法，针对释放源高度不同的多组工况，统计分析了竖直截面内高分辨率的气溶胶浓度，根据高斯分布估计了下风向烟羽的上下边界及垂直方向扩散参数。结果表明：烟羽经过山体会出现整体抬升现象，这将导致山体后近地表浓度有所下降；烟羽经过山体前后出现浓度中心线两侧浓度分布不均现象，远离山体烟羽轨迹回归类高斯分布；释放源高度小于山体1/2高度的烟羽经过山体后轨迹趋于一致。高斯模型在丘陵下垫面适用度有限。

事故后气溶胶通过安全壳微小通道穿透会发生滞留现象，在不同载气流动状态下，主导沉积机制不同，会影响气溶胶的穿透率，因此需要研究微小通道内气溶胶的载气流动特性及气溶胶沉积特性。本文建立了微小通道气溶胶穿透与滞留实验装置，开展了雷诺数为40～3 600的载气流动与气溶胶沉积实验研究。在雷诺数约为700时，微小通道内会发生层流转捩。层流流动下，在大突缩比的矩形微通道中，随着雷诺数的增大，入口碰撞效应减弱，穿透率增大；小突缩比薄壁毛细管微通道入口效应弱，随着雷诺数的增大，气溶胶几乎完全穿透。在雷诺数为800～3600的湍流流动下，气溶胶沉积主要处于涡流扩散-碰撞区及惯性主导区，受到湍流涡的影响气溶胶穿透率随雷诺数的增大而减小。

微流体惯性撞击器可作为安全壳过滤排放系统的第一级过滤装置，实现严重事故后安全壳快速泄压并对壳内放射性气溶胶进行初效过滤。为了探究惯性撞击器内气溶胶的过滤行为，开展可视化实验对气溶胶在惯性撞击器内的沉积分布进行研究。研究表明，可视化实验能反映撞击器内气流流向及气溶胶运动轨迹。气溶胶在过滤单元处的沉积位置主要集中在过滤单元的上表面及微流道的内壁面，过滤效率可达60%以上。同时，由于撞击器通道表面特性随气溶胶的沉积而改变，容尘条件下的气溶胶过滤效率逐渐增加。而当惯性撞击器内载气流速大于临界值时，过滤效率会因气溶胶的再悬浮而降低。

核反应堆发生放射性泄漏的严重事故后，弥散在安全壳气相空间的放射性气溶胶等物质会在墙壁、设备表面或地面等位置沉积。蒸汽冷凝液的冲刷去除是沉积放射性气溶胶颗粒离开壁面并再次迁移的主要途径之一，掌握沉积气溶胶颗粒的去除迁移规律，对于核事故后的放射性分析评价有重要意义。本文针对冷凝环境下壁面沉积的不可溶气溶胶去除特性展开实验研究，通过测量冲刷去除的气溶胶质量变化，探究壁面倾斜角度、冷凝速率和沉积密度等变量对气溶胶颗粒去除特性的影响，总结了不同工况环境下的沉积气溶胶的质量去除规律及去除份额。本研究可为放射性气溶胶迁移模型验证及优化提供支持。

以核电厂事故期间安全壳内放射性气溶胶通过缝隙向环境释放为研究背景，建立毛细管通道内气溶胶沉积特性研究实验台架并开展实验研究。毛细管内的气体流动由压力驱动，气溶胶为二氧化钛。基于目前的实验结果，毛细管内气溶胶无量纲沉积速度随无量纲松弛时间的变化分为上升区和平台区，两个区域约在无量纲松弛时间为70～100之间分界。与常规管道的气溶胶沉积特性实验结果相比，本文获得的沉积速度偏小。本文在基于欧拉体系的颗粒壁面沉积3层模型中增加了Saffman力，利用改进后的模型评估了颗粒与气体速度差对沉积速度的影响。结果显示，当速度差大于某值后，Saffman力将显著减弱颗粒壁面沉积。

为了研究小型反应堆在事故后亚微米气溶胶自然沉积行为，自主搭建了实验平台并开展了小冷凝速率下的相关实验。研究中发现蒸汽份额的提升对气溶胶基础的重力沉降过程存在促进作用，压力提升存在抑制作用；泳动去除机制的贡献占比随着蒸汽冷凝速率的提升而增加；冷凝速率较小时，热泳沉积机制在泳动去除机制中的占比可忽略不计；扩散泳S/W模型的适用性提高至385 K，当蒸汽密度和压力再增加时，实验所得亚微米气溶胶的扩散泳沉降速率高于S/W模型预测结果，根据蒸汽冷凝相关理论提出了修正系数。吸湿性气溶胶更容易在蒸汽冷凝条件下被扩散蒸汽夹带去除，3种扩散泳计算模型均无法准确预测吸湿性气溶胶的沉降过程。

反应堆严重事故下，放射性裂变产物以气溶胶的形式随水蒸气、氢气等一起大量释放至安全壳中。安全壳内气溶胶迁移与沉降受安全壳内热工水力深度影响。本文阐述了三维CFD仿真软件GASFLOW气溶胶分析模块研发方法，利用该方法实现了安全壳内气体相和气溶胶颗粒相的三维耦合仿真与并行计算，验证后的程序能准确评估气溶胶迁移、沉降及其在安全壳内的三维分布。大型先进压水堆典型事故序列下安全壳内气溶胶行为三维CFD分析表明：CFD计算时间可接受，具有较好工程实用性；气溶胶的沉积和积悬浮总量与系统程序结果吻合较好；气溶胶三维分布受气流场、浓度场、温度场影响；气溶胶吸湿增长是气溶胶自然去除的关键因素等。该软件模块可拓展至安全壳喷淋去除气溶胶、氢爆下气溶胶再悬浮等其他复杂热工水力工况下气溶胶行为研究。

为探讨新疆十红滩砂岩铀矿原位地浸开采前的淡化过程中溶浸矿体与注入淡水所发生的水岩反应，本文利用浸泡试验分析浸泡前后的水化学组分，通过逆向质量守恒模拟分析淡化过程中水岩反应机制。结果表明，砂岩型矿石蒸馏水浸泡过程中以盐岩溶解为主，硫酸盐、碳酸盐次之，硅酸盐溶解最少，说明该矿石淡化过程中由于矿物溶解，会释放出大量易溶离子，阻碍地下水淡化，其中蒸发盐岩是主要影响矿物。浸泡过程中浸出液总溶解固体（TDS）升高约1.27 g/L，模拟结果表明主要发生白云石、长石、石膏、盐岩和赤铁矿的溶解及白云母和方解石的沉淀，黏土矿物中高岭石、钙蒙脱石、伊利石均存在溶解的可能，沉淀以高岭石和钙蒙脱石为主，白云石与二氧化碳的溶解和方解石的沉淀使得溶液中重碳酸根离子浓度发生变化，长石与黏土矿物的溶解和云母的沉淀使得溶液中硅浓度发生变化。本研究可为识别地浸采铀发生的水岩反应和矿物沉淀堵塞提供技术支撑。

¹⁴C-尿素呼气试验是幽门螺杆菌检测的“金标准”，检测时受试者需要服用¹⁴C标记的尿素胶囊，为保证药品质量，需对尿素［¹⁴C］胶囊中的有效成分¹⁴C进行核素鉴别，目前尚缺乏简单可行的核素鉴别方法。本工作建立了一种基于液闪测量的尿素［¹⁴C］胶囊中¹⁴C核素鉴别方法。通过研究氧气和乙醇对液闪β谱图的影响，确定了低淬灭¹⁴C样品制备方法，去除氧气时间大于10 min，乙醇添加量应小于1.67%，样品“有效期”为30 min。在相同测量条件下，通过比较低淬灭样品和无淬灭¹⁴C标准源的β谱图的特征点，实现了尿素［¹⁴C］胶囊中¹⁴C核素的鉴别。采用所建立的方法对上海某公司3批次尿素［¹⁴C］胶囊中的¹⁴C进行鉴别，证明了建立的¹⁴C核素鉴别方法可行有效。

Xe和Kr的分离对放射性Xe同位素活度的准确测量具有重要意义。为研究HKUST-1和Co-MOF-74在核数据测量用气体源制备工况条件下的稳定性及其分离低浓度Xe和Kr的性能，本文首先使用粘结剂聚乙烯醇对HKUST-1和Co-MOF-74粉末样品进行造粒，并表征了造粒前后HKUST-1和Co-MOF-74样品的晶体结构，分析了造粒过程对晶体结构的影响；然后采用静态吸附法测定了N₂、Xe和Kr在粉末样品和颗粒样品上的吸附等温线；随后研究对比了粉末样品和颗粒样品的水稳定性、热循环稳定性和γ射线辐照稳定性；最后采用固定床吸附-脱附法开展了HKUST-1颗粒样品分离低浓度Xe和Kr的初步研究。结果表明：使用聚乙烯醇粘结剂造粒未对HKUST-1和Co-MOF-74粉末的晶体结构造成明显损伤，HKUST-1和Co-MOF-74颗粒样品的BET比表面积较造粒前分别减小11%和6%；HKUST-1和Co-MOF-74样品造粒前后在25 ℃时对低压下的Xe（Kr）吸附量基本相同，HKUST-1和Co-MOF-74颗粒样品的Xe/Kr亨利选择性分别为9.70和9.15；HKUST-1颗粒样品的水稳定性和热循环稳定性好于Co-MOF-74颗粒样品，HKUST-1和Co-MOF-74颗粒样品均具有良好的耐γ射线辐照性能；采用固定床吸附-脱附法，HKUST-1颗粒样品可将低浓度的Xe和Kr分离，Xe和Kr的柱分离度为0.96。

临界基准实验是核设计验证、临界安全评价、中子输运程序验证、核数据宏观检验的重要基础。在核设计验证等应用中，一般根据待验证对象的特点针对性地选择临界基准实验。随着灵敏度&不确定度分析方法的发展，可以根据灵敏度向量的相似程度选择适用于特定应用的临界基准实验。国际上提出了数个相似度&不相似度测度，但当前在具体应用中没有明确选择相似度或不相似度测度的标准。本文在假想算例中以及实际应用中比较这些相似度&不相似度测度的表现。结果表明：在选择相似度或不相似度测度时，对于不使用协方差矩阵作为权重的测度，推荐使用欧几里得距离；对于使用协方差矩阵作为权重的测度，推荐使用协方差矩阵作为权重的欧几里得距离。对于检验核数据引入的设计偏差等应用场景，建议使用以协方差矩阵作为权重的欧几里得距离测度临界实验之间的相似程度。

基准化临界实验数据可为核数据的宏观检验、新型核能系统的设计方法验证以及核临界安全分析等提供基础数据支撑，不确定度分析是临界实验数据基准化评价中至关重要的一环。针对传统的基于测量不确定度表述导则（GUM）不确定度分析流程的“一次一变策略”进行临界实验数据不确定度分析方法存在的缺陷与不足，提出了基于微扰理论与抽样方法的不确定度分析方法。利用研制的拉丁超立方抽样程序及复杂建模程序对中子毒物效应净堆芯临界实验数据基准化的不确定度进行计算分析，大幅提高了不确定度分析的效率及其准确性。本文结果为后续批量临界实验数据的基准化以及多参数的不确定度分析提供了更加高效合理的分析手段。

瞬态统计与核电厂运行状态监测和延寿许可申请密切相关，是核电厂中的一项重要工作。瞬态分类是将运行瞬态归为设计瞬态的过程，是瞬态统计工作中的关键环节。目前国内外已有的自动分类算法存在识别正确率低、训练数据多的问题，因此大部分核电厂仍采用人工瞬态分类的方式。本文从设计瞬态物理意义及各参数影响关系出发，建立了一种将基于规则和基于数据算法融合的瞬态分类算法，研究了瞬态参数权重、信号信噪比对算法的影响，测试了算法的并行计算效率。采用核电厂运行数据对该算法验证的结果显示，该算法对运行瞬态能够有效识别。该算法解决了传统瞬态分类算法中需要大量训练数据的问题，实现了在少样本条件下的瞬态分类。

碎片床形成实验作为评估碎片床可冷却性、再熔化可能性以及冷却措施的前期输入条件，具有非常高的研究价值。本文进行了大质量碎片床形成实验研究，以氧化锆为工质开展了不同熔融物质量、射流直径、水池深度、水过冷度等因素组合条件下的实验。基于4组实验工况，获取了碎片床结构、碎片形态及尺寸分布、碎片床孔隙率等参数。结果表明：随着熔融物质量增加及水过冷度的减小，形成的碎片床中大尺寸碎片所占份额增加；在本实验装置条件下，碎片床平均孔隙率为0.345。本文结果可对碎片床的可冷却性及再熔化研究提供支持。

在慢热中子探测领域，为应对3He气体资源的日益短缺，迫切需要研究新型中子探测器以替代3He气体探测器。基于6LiF/ZnS(Ag)的闪烁体材料由于具有中子截面大、探测效率高、γ抑制强等特点，是较为理想的中子探测材料。本文采用蒙特卡罗程序MCNP5构建闪烁体结构模型，在不同质量比、厚度参数条件下计算了中子探测效率，并对闪烁体结构参数进行了优化设计。利用纯国产的6LiF和ZnS(Ag)材料研制了不同质量比和不同厚度的6LiF/ZnS(Ag)闪烁体。通过252Cf源和60Co源测试了不同厚度和不同质量比条件下6LiF/ZnS(Ag)闪烁体的探测效率及γ灵敏度。测试结果表明，6LiF和ZnS(Ag)质量比1∶3、厚度400 μm是较为理想的中子探测参数。新研制的6LiF/ZnS(Ag)闪烁体的热中子探测效率达到30%以上，对γ具有较强的抑制能力，在45 mV阈值设置条件下γ灵敏度可达10-7。

对Pu浓度测量的同位素稀释伽马能谱法（IDGS）进行初步验证。采用高239Pu丰度Pu溶液作为同位素稀释剂，利用Pu工作样品在添加稀释剂前后241Pu和239Pu等同位素丰度的变化，结合高纯锗伽马能谱测量手段，研究并建立了IDGS技术测定Pu浓度和同位素组成的方法。实验中，利用控制电位库仑法和质谱法精确标定了Pu稀释剂工作标准和Pu工作样品的浓度及其同位素组成。结果表明：在1.5 h内，IDGS技术对Pu浓度测量结果的相对标准偏差（RSD）≤0.68%，其测量值与库仑法测量结果的一致性良好，相对偏差在0.3%~2.3%之间；对同一待测Pu样品的2组平行取样测量结果RSD≤0.98%；在1∶4~4∶1的最佳稀释比范围内，较少的稀释剂用量便可达到与库仑法测量结果较好的一致性。表明改进后的IDGS技术测定Pu浓度的方法可行，未来可用于乏燃料溶液中Pu浓度的快速测量，为我国后处理厂核材料管理提供技术支持。

遗失放射源的快速精准搜寻是航空放射源定位的核心问题。针对屏蔽环境下丢失放射源定位问题，提出了一种基于马尔科夫链蒙特卡罗(MCMC)方法的自适应样本集放射源定位算法。算法通过将屏蔽物衰减系数参数化，建立丢失放射源参数估计的物理模型，通过Metropolis-Hastings采样法获得放射源参数的后验分布，并实时判断马尔科夫链的收敛状态，使之自适应样本集长度，在保证定位精度的同时极大地缩短定位时间。分别采用MCMC方法、衰减系数参数化MCMC方法和增加收敛判断的自适应样本集MCMC方法，基于数值仿真和现场实验数据对放射源进行定位。仿真和实验结果表明，该算法可在未知衰减系数的屏蔽物条件下对放射源进行定位。在60 m×60 m仿真范围内，定位精度优于1 m；在5.4 m×2.4 m的室内实验范围内，定位精度优于0.1 m，定位精度与无屏蔽环境中的定位精度均处于同一数量级。通过实时判断收敛状态，可在保证定位精度的同时大幅缩短时间。在实验条件下，收敛状态实时判断前后的精度差异不大，但后者所需计算时间约为前者的10%。