基于中国绵阳研究堆（CMRR）高温高压辐照考验回路初步设计方案，就回路失水事故（LOCA）及失流事故（LOFA）两类典型事故进行分析。结果表明：回路在冷管段及热管段失水事故下包壳热点温度最高为880.6 ℃及367.6 ℃，均远低于1204 ℃；全部失流事故下最小偏离泡核沸腾比（MDNBR）大于1.5，不会发生偏离泡核沸腾；卡轴事故中包壳最高温度为734.1 ℃，低于1482 ℃。上述结果均满足验收准则，符合安全法规要求。

研制了一种适用于板状燃料堆芯的黄玉改色装置, 并对辐照装置的物理安全特性及结构安全特性进行了分析。利用CFD多孔介质模型, 获得了改色装置的流场和温度场, 确定了功率限制因素, 并对装置进行了优化, 增强了中子选择材料的冷却能力, 结果表明, 优化后可在额定功率下进行黄玉改色试验。开展了改色装置的堆外水力学特性实验及冲刷试验, 装置工作压差附近的流量试验数据与理论模拟结果差别为-3.6%~1.9%, 二者一致, 冲刷试验表明, 装置对黄玉残渣有很强的包容、收集效果, 不会导致燃料元件流道堵塞。

提出了一种基于短半衰期核素平衡浓度求解燃耗的γ谱法。该方法通过将待测燃料在恒定中子通量条件下辐照一段时间, 使得短半衰期标识核素建立浓度平衡, 并基于核素平衡浓度与燃料中剩余235U含量之间的关系求解得到燃耗值。理论模拟结果与“LR-0”实验堆上的燃料辐照实验均表明, 当燃料经过短期辐照后, 短半衰期标识核素88Kr, 92Sr能在γ谱中出现明显可分辨的特征峰, 从而证实了88Kr, 92Sr作为燃耗测量的标识核素的可行性。模拟了不同实验条件下测量富集度为20%的乏燃料的燃耗情况, 实验表明标识核素88Kr, 92Sr与其相应的干扰核素的特征峰在相应能量段均可分辨出来, 且γ谱的测量宜选在乏燃料卸料冷却11 h内进行。最后通过88Kr, 92Sr计算获得了与理论值相吻合的燃耗值。相比于其他方法, 该方法测量燃耗不受辐照历史、燃料富集度、再次辐照前冷却时间的影响。