辐射防护

2020, 40(6): 484-484.

摘要 ( 68 )

PDF (283KB) ( 74 )

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序言

2020, 40(6): 485-485.

摘要 ( 37 )

PDF (601KB) ( 22 )

Jae Hyun KIM, Myeong Hyeon WOO, Chang Ho SHIN, Jong Kyung KIM

2020, 40(6): 486-490.

摘要 ( 182 )

PDF (3895KB) ( 179 )

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Measurement of niobium reaction rate formaterial surveillance tests in fast reactors

Chikara Ito, Shigetaka Maeda, Toshihiko Inoue, Hideki Tomita, Tetsuo Iguchi

2020, 40(6): 491-495.

摘要 ( 183 )

PDF (2514KB) ( 131 )

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可控中子源中子-伽马测井仪中屏蔽结构的优化

宋磊, 李福生, 王盛

2020, 40(6): 496-503.

摘要 ( 180 )

PDF (2889KB) ( 210 )

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本文设计了一种使用遗传算法调用蒙特卡罗计算软件MCNP的方案,用以优化设计中子-伽马测井仪中的屏蔽结构。以D-D聚变中子源和BGO探测器为研究对象,以最小化探测器内的辐照本底为优化目标,设计出了3种不同厚度的屏蔽结构。模拟结果表明,这些屏蔽结构具有优异的屏蔽性能,可有效地降低探测器中的辐射本底。

压水堆释放源项快速估算程序开发

冯宗洋, 张建岗, 杨亚鹏, 贾林胜, 王任泽, 王宁

2020, 40(6): 504-509.

摘要 ( 166 )

PDF (1959KB) ( 174 )

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事故时向环境释放的源项是确定核电厂(NPP)应急响应水平和防护行动决策的重要依据。基于电厂工况估算源项是核电厂严重事故应急响应期间重要的应急评价内容之一。在国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)的有关技术文档基础上,本文介绍了基于压水反应堆(PWR)工况进行事故释放源项估算的步骤和基础数据,并归纳了7种实用的事故释放源项估算方法。基于这些方法,开发了PWR事故时环境释放源项快速估算程序。该程序为不同估算方法提供4种释放途径:安全壳泄漏、安全壳旁通、蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)和直接环境释放,除直接环境释放途径外,其他释放途径都估算了核素释放过程中的衰变、滞留、喷淋和过滤等减弱过程。对比发现,软件计算结果与美国核管会的RASCAL软件释放源项计算结果接近。

上海硬X射线自由电子激光装置调试用束流收集桶的设计

徐玉海, 王光宏, 李哲夫, 许文贞, 张斌团, 吕炯军, 杨夫彬, 夏晓彬

2020, 40(6): 510-515.

摘要 ( 156 )

PDF (11263KB) ( 60 )

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在建上海硬X射线自由电子激光装置(Shanghai high repetition rate XFEL and extreme light facility,SHINE)包含一台8 GeV的超导直线加速器,100 PW的激光系统,三条波荡线和10条实验线站。主加速器的第三磁压缩段(BC3段)有一调试用的束流收集桶,BC3段的调试电子流强为0.3 μA、能量为7.7 GeV,束流功率为2.31 kW。本文从材料对7.7 GeV电子的能量吸收方面考虑,对束流收集桶的结构进行了确定。用ANSYS 17.0对束流收集桶的温度场进行了分析,结果证明在有表面空气自然对流换热的情况下,铝芯的最高温度为193.14 ℃,在束流收集桶坑道无外界换气的情况下,束流收集桶需要外围冷却水;用蒙特卡罗程序FLUKA对束流收集桶的活化进行了分析,保守假设束流收集桶连续注束2 000 h。结果证明要保证停机1 h后,束流收集桶周围30 cm处的剩余辐射剂量小于25 μSv/h,束流收集桶外围需要55～85 cm的混凝土屏蔽体;结果显示束流收集桶的剩余辐射剂量在30 min内衰减的非常快,这是由于刚停机时束流收集桶内产生的50%左右的放射性核素半衰期都小于10 min。

BP神经网络算法预测多组分材料中子屏蔽效果方法研究

林海鹏, 李国栋, 陈法国, 韩毅, 梁润成

2020, 40(6): 516-521.

摘要 ( 148 )

PDF (5069KB) ( 159 )

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针对多组分中子屏蔽材料优化设计中蒙特卡罗模拟计算时间长而对算法效率的制约,讨论了利用BP神经网络算法快速预测材料中子屏蔽效果的方法。以复合材料300种随机质量组分和其对应的蒙特卡罗计算的剂量值组成训练样本,建立了典型的3层BP神经网络模型,其剂量预测值与样本值的绝对偏差在±2以内。对训练样本之外的验证样本,绝对偏差扩大到-6.4～5.2之间。偏差分布统计显示70%以上样本的相对偏差绝对值在2%以内,定性判断该神经网络模型的计算精度和泛化能力满足优化算法使用。使用交叉验证法对网络进行二次训练,可提高训练样本的计算精度,但扩大了验证样本的计算偏差,表明神经网络建立中还需要考虑样本的拟合程度和泛化能力的平衡。

基于体素模型的光子外照射大鼠器官剂量模拟计算

张晓敏, 李大伟, 宁静, 谢向东

2020, 40(6): 522-526.

摘要 ( 153 )

PDF (3336KB) ( 119 )

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获得外照射条件下的大鼠器官剂量,对于放射医学剂量-效应关系研究具有重要意义。本文基于大鼠微型CT图像建立大鼠体素模型,并研究光子外照射情况下大鼠器官剂量。大鼠体素模型质量323.7 g,单个体素尺寸为0.16 mm×0.16 mm×2 mm,包含大鼠大部分关键器官和组织。利用蒙特卡罗模拟程序MCNP计算获得了4种照射几何条件、21个单能(10 keV～10 MeV)平行光子束外照射情况下的器官剂量转换系数,最后对器官剂量随光子能量的变化进行了分析与讨论。

Verification of modified sum-peak method in Monte Carlo simulationof full energy peak and sum-peak efficiencies of a HPGe detector

Tsukasa Aso, Yoshimune Ogata, Hidesuke Itadzu

2020, 40(6): 527-532.

摘要 ( 130 )

PDF (2366KB) ( 106 )

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在线式放射性液态流出物监测仪研制

沈福

2020, 40(6): 533-539.

摘要 ( 247 )

PDF (3813KB) ( 287 )

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本文针对核设施中液态流出物关键伽马核素⁶⁰Co、¹³⁷Cs的测量,采用自主专利等多项技术设计样机,基于NaI(Sodium Iodide)闪烁体探测器的自动核素识别,开发了探测灵敏度更好、质量更轻便且满足通用的建筑承载能力的在线式液态流出物监测装置。设计加工集成的样机经过能量刻度、效率刻度、感兴趣区自动划分核素识别测试,并通过国家一级计量站校准测试,经过超过500多小时实验,其性能稳定可靠,具有核素识别能力,测试显示⁶⁰Co、¹³⁷Cs探测限小于0.088 Bq/L。对比国内传统监测技术,质量减轻接近1个数量级,探测灵敏度提升超过2个数量级,监测技术及其样机从技术能力而言也适用于饮用水伽马关键核素活度浓度监测。

Response evaluation of a compact and highly efficient neutron diffractometer for compact accelerator neutron sources

Sho Imai, Kenichi Watanabe, Astushi Yamazaki, Sachiko Yoshihashi, Akira Uritani, Seiji Tasaki, Setsuo Satoh

2020, 40(6): 540-544.

摘要 ( 187 )

PDF (4800KB) ( 124 )

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In-situ evaluation for activated concrete in accelerator facility with scintillation-type gamma-ray spectrometer

Go Yoshida, Hiroshi Matsumura, Koichi Nishikawa, Akihiro Toyoda, Yoshiharu Miyazaki, Kazuyoshi Masumoto, Hajime Nakamura, Taichi Miura

2020, 40(6): 545-549.

摘要 ( 177 )

PDF (3244KB) ( 132 )

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从理论角度降低低本底α、β测量仪净计数率探测下限研究

金涛, 孙宇, 张志鹏, 吴耀, 宋纪高, 李俊杰, 罗远攀, 裴敏, 曾波

2020, 40(6): 550-555.

摘要 ( 135 )

PDF (1165KB) ( 136 )

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本文从不等式角度推导了低本底α、β测量仪测量过程中净计数率探测下限的公式,并计算两种典型探测下限公式对应的犯第二类错误的实际概率值。在不做近似的情况下,一定时间发生原子核衰变的数目服从二项分布。当净计数率的平均值为探测下限这个值时,净计数率的随机数低于判断限的概率就是犯第二类错误的实际概率值。结合初始时刻的放射性原子核数目、整个测量时间发生了衰变的放射性原子核数、放射性原子核发生衰变的概率,可以计算犯第二类错误(产生误判)的实际概率值。通过计算,发现大多数情况下犯第二类错误的实际最大概率比标称概率值低1到2个量级。因此在保证犯第二类错误的实际概率值趋近并小于标称值的情况下,通过引入修正系数对探测下限进行了修正。通过计算发现,当k_α=1.645,k_β=1.645时,通过引入修正系数可以使探测下限至少降低22%。

大面积表面污染测量仪主要性能测试与分析

张菁, 侯磊, 饶贤明, 刘晋瑾, 杜向阳, 张佳, 乔敏娟

2020, 40(6): 556-560.

摘要 ( 126 )

PDF (2868KB) ( 153 )

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针对用于测量α、β射线的便携式大面积表面污染测量仪,为确保其测量性能,本文根据JJG 478—2016和GB/T 5202—2008标准要求,对自主研发的便携式α、β大面积表面污染测量仪的均匀性、探测效率、探测限、响应时间和温度稳定性等主要性能指标进行了测试。结果表明:便携式大面积表面污染测量仪的表面发射率响应对²⁴¹Am α源为30.4%左右,对⁹⁰Sr-⁹⁰Y β源为48.1%,对³⁶Cl β源为45.5%左右;最低可探测下限对²⁴¹Am α源为0.15 Bq/cm²,对β源⁹⁰Sr-⁹⁰Y为0.07 Bq/cm²,对β源³⁶Cl为0.09 Bq/cm²;响应时间＜4 s;在-10 ℃～40 ℃时可正常工作。各项参数指标满足标准要求,能够有效达到防止污染扩散,保证工作人员安全的目的。

大面积闭气式正比计数器的主要性能测试

乔莉, 饶贤明, 杜向阳, 任熠, 张佳, 郭喜荣, 王彦飞

2020, 40(6): 561-564.

摘要 ( 126 )

PDF (1146KB) ( 81 )

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山西中辐核仪器有限责任公司自主研发生产了40～600 cm²的各种型号的大面积闭气式正比计数器,选取其中有效面积为517 cm²的一款进行测试,主要包括本底计数率、坪曲线、表面发射率响应、变异系数等物理指标。测试结果表明,相同测试环境及实验条件下,探测器在1 620 V工作电压时,本底计数率为24.5 cps,表面发射率响应为50.4%,变异系数为0.85%等。

短寿命核素气溶胶监测相关问题探讨

孟丹, 马弢, 李建伟, 张富国, 畅翔, 杨屹, 杨柳, 马英豪

2020, 40(6): 565-570.

摘要 ( 148 )

PDF (3268KB) ( 100 )

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目前的放射性气溶胶连续监测仪或连续空气监测仪,都是针对长寿命的α放射性核素(如U,Pu)或β放射性核素(如¹³⁷Cs,⁹⁰Sr),因而在采样测量过程中都不考虑被监测核素的衰变修正。但是,包括核电站在内的具有反应堆运行的核设施,对某些短寿命放射性核素(如⁸⁸Rb,¹³⁸Cs 以及¹⁸F等)的气溶胶监测也是重要的。本文针对短寿命核素气溶胶监测中的有关问题进行讨论,提出了相关的可供监测仪器报告监测结果的实际可行的数据处理方法。

高氡环境下放射性气溶胶在线监测仪的研制

孟丹, 杨柳, 马英豪, 畅翔, 马弢, 张富国, 杨屹, 商洁

2020, 40(6): 571-576.

摘要 ( 162 )

PDF (13902KB) ( 60 )

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通过粒度分离采样、真空测量模式、能量甄别法和α/β比值法的氡扣除技术的联合应用,扣除了绝大部分氡、钍及其子体对放射性气溶胶监测的干扰,研制出了高氡环境下放射性气溶胶在线监测仪,并将其在不同氡活度浓度的环境下进行了运行验证,效果良好。该监测仪适用于相关核设施等氡活度浓度较高的场所,为燃料泄漏检查等职业人员的辐射安全提供了重要保障。

Long-lived neutron-induced radioisotopes in OKTAVIAN facility concrete wall after 38 year-operation

Fajar Panuntun, Shingo Tamaki, Sachie Kusaka, Fuminabo Sato, Isao Murata

2020, 40(6): 577-582.

摘要 ( 147 )

PDF (2384KB) ( 85 )

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秦山核电基地氚排放所致周围公众内照射剂量评价

杨洁, 廉冰, 赵杨军, 王彦

2020, 40(6): 583-586.

摘要 ( 201 )

PDF (2103KB) ( 134 )

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统计了2014—2016年秦山核电基地周围居民点环境介质中的氚活度浓度监测结果,基于统计的环境监测数据评价了秦山核电基地近几年氚排放所致周围公众的辐射剂量。评价结果显示近几年秦山核电基地氚排放所致西北西方位2.4 km处的秦联居民组婴儿、幼儿、少年和成人4个年龄组公众的年平均有效剂量分别为0.59、1.35、1.18和0.92 μSv/a,远小于《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249—2011)中规定的核动力堆释放的放射性物质对公众造成的有效剂量0.25 mSv/a的管理目标值。可见,秦山核电基地氚排放稳定、受控,对公众造成的辐射剂量很小,对环境和公众的影响可接受。

绵阳地区近地面气溶胶中⁷Be和²¹⁰Pb分布特征及其对O₃的示踪

刘宇航, 黄英, 古川, 杜元媛

2020, 40(6): 587-592.

摘要 ( 132 )

PDF (3303KB) ( 122 )

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为了解绵阳地区近地面空气中辐射环境质量状况,掌握其变化趋势,探索近地面气溶胶物质来源及其对近地面O₃浓度示踪意义,对绵阳安州区、江油市、梓潼县和平武县2018年3月至2019年2月气溶胶样品进行详细的γ能谱分析。总体上,⁷Be的活度浓度在春、秋季节较高,而夏季最低,年平均值为1.90～2.13 mBq/m³,与全球内陆、中纬度和低海拔地区分布特征基本一致;²¹⁰Pb的活度浓度全年呈现为“U”型分布特征,年平均值为1.24～1.66 mBq/m³,为全球陆地上²¹⁰Pb活度浓度的相对高值。通过近地面气溶胶中⁷Be、¹⁰Pb和⁷Be/²¹⁰Pb比值与O₃相关性分析及P值检验表明:气溶胶中⁷Be/²¹⁰Pb比值与近地面O₃为非常显著正相关关系,能作为近地面空气中O₃来源的良好示踪指标;绵阳地区梓潼县和平武县近地面空气中O₃来源受大气垂直对流活动影响较大。

临港工业区建设对核电厂液态流出物稀释扩散的影响

李婷, 朱君, 刘团团, 张艾明

2020, 40(6): 593-604.

摘要 ( 127 )

PDF (29596KB) ( 22 )

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临港工业区建设会导致核电厂取排水口局部潮流场发生变化,影响液态流出物稀释与扩散。以中国北部湾的廉江港为例,采用二维数值模拟计算核电厂2台机组投入运行后,考虑和不考虑临港工业区两种情况下夏季中潮¹³¹I和⁶⁰Co在取排水口附近海域的浓度分布和时空变化。结果表明:临港工业区建设前,¹³¹I和⁶⁰Co主要随潮流运动,¹³¹I和⁶⁰Co稀释10倍的浓度平均值包络面积分别为0.9×10^-3 km²和1.2×10^-3 km²,高浓度区主要分布于排水口所在的安铺湾。临港工业区建设后,潮流场仅在工业区附近发生变化,变化幅度工业区东侧明显大于西侧,并在东侧形成回流区,挑流作用使附近水域的流动减弱,贴近工业区受影响最大,流速、流向均有较明显的改变。¹³¹I和⁶⁰Co稀释10倍的浓度平均值包络面积分别为1.0×10^-3 km²和3.0×10^-3 km²,稀释1 000倍的浓度平均值包络面积分别为109.21 km²和265.41 km²。对比工业区建设前,¹³¹I和⁶⁰Co的高浓度区分别增加了11.1%和150%,而低浓度区分别减小了12.5%和3.2%,说明工业区建设后不利于液态流出物的稀释扩散。计算结果为优化取、排水工程方案、避免出现漫滩排放及局部浓度累积、以及减小液态流出物排放对环境的影响方面提供了技术支撑。

铀尾矿渗滤液中铀在地下水中的迁移模拟

谢添, 贺萌, 李婷, 朱君, 石云峰

2020, 40(6): 605-612.

摘要 ( 153 )

PDF (6907KB) ( 41 )

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选择某铀尾矿库作为研究对象,采集尾矿坝中的铀尾矿样品、含水层砂土样品及隔水层粘土样品,研究U在关键地层土壤样品上的等温吸附规律及降雨条件下U的浸出过程,得到U在关键地层的吸附迁移参数及源项释放规律,并运用FEFLOW6.2软件建立铀尾矿评价区地下水三维模型,模拟U的迁移行为及浓度分布。实验结果表明U在砂土与粘土上的吸附符合线性等温吸附模型,分配系数K_d分别为20.41 L/kg、45.92 L/kg;实验周期内酸雨淋浸与去离子水淋浸条件下U浸出平衡浓度分别为0.83 mg/L、0.79 mg/L,浸出率分别为46.07%、20.92%。模拟结果表明经过30年的迁移,U污染晕峰值浓度为0.595 mg/L,峰值浓度迁移距离为36.44 m;经过50年的迁移,U污染晕峰值浓度为0.440 mg/L,峰值浓度迁移距离为42.93 m。

核电厂典型放射性热点的管理控制与优化

陈琛祥, 曾进忠, 倪伟, 黄刚, 何俊男

2020, 40(6): 613-618.

摘要 ( 117 )

PDF (1163KB) ( 110 )

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放射性热点的管理是核电厂辐射防护管理核心项目之一。基于秦二厂多年的实践经验,本文从放射性热点的清单建立、分析和处理制度、协作管控机制等方面进行了阐述,并总结建立了一套有效的压水堆核电厂放射性热点管控优化体系。这套体系在秦二厂进行了应用,有效地提升了电厂对热点的管控能力,降低了热点管控的成本,提高了辐射防护运行业绩。相关方法和措施可为其他核电厂的放射性热点管理提升提供参考。

Estimation of exposure dose for decontamination workers from contaminated soil at a nuclear decommissioning site in Korea

Sohyeon Lee, Dong-Kwon Keum, Hyo-Joon Jeong, In Jun, Kwang-Muk Lim, and Yong-Ho Choi

2020, 40(6): 619-624.

摘要 ( 135 )

PDF (2693KB) ( 132 )

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Episodes of thoron exposure due to consumer products claiminghealth benefits of negative ions

Jaiki Lee

2020, 40(6): 625-630.

摘要 ( 171 )

PDF (3768KB) ( 139 )

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压水堆核电厂乏燃料水池γ剂量率变化分析

胡屹鹏

2020, 40(6): 631-639.

摘要 ( 166 )

PDF (8601KB) ( 69 )

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⁵⁸Co是压水堆核电厂活化腐蚀产物的核心γ源项核素,受pH值和温度变化影响,含⁵⁸Co的活化腐蚀产物溶解度将持续发生变化。福清核电厂在执行某次机组调停小修过程中,一回路冷却剂中的⁵⁸Co活度浓度,随冷却剂温度下降而持续上升;在完成某次换料大修卸料工作后,乏燃料水池水温上升,池内⁵⁸Co活度浓度也随之升高,导致乏池表面最高γ剂量率达到了设计值的10倍左右。通过分析两个案例中,⁵⁸Co活度浓度、γ剂量率水平和温度变化趋势,对比工艺系统的运行记录,可以确认:两次⁵⁸Co活度浓度的升高,均与溶液温度密切相关。分析结果表明,在酸性环境下,含⁵⁸Co的活化腐蚀产物,其溶解度在一定温度范围内具有正温度系数,溶解度将随温度上升而增大;达到最大值后,溶解度表现出负温度系数,溶解度随温度上升而减小。根据该结论,通过启动乏燃料水池备用冷却回路,降低乏池温度,成功减小了池内的⁵⁸Co活度浓度,乏池表面γ剂量率迅速恢复至正常水平,避免了后续燃料操作人员的额外剂量照射。该实践的成功,对抑制和去除压水堆核电厂活化腐蚀产物中的⁵⁸Co,提供了新的思路。

M310核电机组BOSS焊缝作业辐射防护控制

徐卓群

2020, 40(6): 640-646.

摘要 ( 128 )

PDF (7373KB) ( 32 )

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BOSS焊缝为管道与支管管座的连接焊缝,核电厂放射性系统管道BOSS焊缝处进行分支与变径导致容易沉积高辐射水平粒子,另由于检修空间有限,其相关作业具有很高的辐射风险。文章结合BOSS焊缝作业主要步骤,分析了作业过程存在的外照射风险与放射性污染风险,并根据各辐射风险提出切实可行的辐射防护措施。作业过程中的经验反馈和实践,为M310核电机组BOSS焊缝作业的辐射防护控制提供参考。

华龙一号应急工况评价系统初步开发

杨亚鹏, 冯宗洋, 贾林胜, 王宁, 王任泽, 梁博宁, 刘一宁

2020, 40(6): 647-651.

摘要 ( 121 )

PDF (6301KB) ( 95 )

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为了满足华龙一号(HPR1000)事故条件下的应急响应,需要开发一套应急工况评价系统,用于基于征兆的堆芯损伤评价和释放源项估算。本文给出了华龙一号应急工况评价系统(ECAS-HPR1000)的总体设计,包括软件框架、评价模块、平台和接口开发等,该系统采用跨平台的JAVA语言开发,以MySQL数据库作为数据存储,支持Windows 和Linux操作系统。该系统包括五个子系统,分别是基础数据采集和管理子系统、堆芯损伤评价子系统、释放源项计算子系统、评价结果展示子系统和用户权限管理子系统。该系统可以基于实时工况数据,评价堆芯损伤状态和程度,并计算出堆芯释放到一回路、安全壳和环境的放射性核素的量,并考虑了华龙一号双层安全壳对计算结果的影响。

压水堆堆芯损伤评价系统研究与开发

贾林胜, 杨亚鹏, 王任泽, 冯宗洋, 王宁, 刘一宁

2020, 40(6): 652-656.

摘要 ( 192 )

PDF (2821KB) ( 83 )

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堆芯损伤评价是反应堆事故后应急评价的重要组成部分。本文在国外文献基础上,结合国内的运行经验,对压水堆堆芯损伤评价进行研究,并开发了相应的软件程序。堆芯损伤评价包括基于堆芯裸露时间、在线监测仪表读数和取样分析数据三种方法。考虑应急实时要求、电厂实际情况与国际经验,本文采用了基于在线监测仪表读数的评价方法,该方法主要是基于堆芯热电偶读数与安全壳辐射监测仪表读数进行评价,其他监测仪表读数进行辅助合理性证实。

乏燃料后处理厂有机相燃烧事故研究进展

连一仁, 孙洪超, 张智, 孟东原, 孙树堂, 陈磊, 王学新, 徐潇潇, 李国强, 张建岗

2020, 40(6): 657-662.

摘要 ( 152 )

PDF (2930KB) ( 156 )

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核能的广泛利用伴随着乏燃料的产生和累积,乏燃料后处理技术将乏燃料再循环利用受到重要推崇,但乏燃料后处理设施的安全是发展后处理技术的重要前提,后处理中的有机相着火事故作为后处理的设计基准事故之一,得到了国内外的重要关注。为分析后处理厂在有机相着火事故中,有机相的燃烧行为、放射性气溶胶的扩散和沉积、高效过滤器的性能等,美国、日本等国分别建立了实验设施并进行了有机相燃烧的实验研究。本文综合评述了国内外关于后处理厂有机相着火事故的试验技术方法和研究结果,提出了当前研究存在的问题以及未来有待进一步研究的方向。

金属氧化物半导体场效应晶体管中总剂量效应导致的阈值电压漂移研究现状

刘一宁, 王任泽, 杨亚鹏, 王宁, 冯宗洋, 贾林胜, 张建岗, 李国强

2020, 40(6): 663-670.

摘要 ( 136 )

PDF (10319KB) ( 34 )

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为了研发可用于核与辐射应急响应与准备的机器人,对比了多种具有不同结构和生产工艺的金属氧化物半导体场效应晶体管(MOSFET)由于总剂量效应(TID)导致的阈值电压漂移(ΔV_th)。注意到了栅宽和栅长对器件耐辐射能力的影响在体CMOS器件和纳米线(NW)MOSFET器件之间、高的和低的工艺节点之间的不同,并从辐射诱导的窄通道效应(RINCE)和辐射诱导的短通道效应(RISCE)两方面解释了这种区别的原因。发现近年来前沿的一些研究在考虑辐射效应时,修正了负偏压不稳定性(NBTI)的影响。并讨论了几种新型器件包括锗沟道、氮化镓沟道管和具有特殊几何布局的晶体管。此外,介绍了计算机辅助设计技术(TCAD)在几种新型场效应管的机理研究和建模验证中的应用。

大破口始发应急工况预测方法研究

王宁, 王任泽, 杨亚鹏, 冯宗洋, 贾林胜, 刘一宁, 梁博宁

2020, 40(6): 671-676.

摘要 ( 154 )

PDF (3013KB) ( 126 )

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本文针对M310反应堆建立了大破口失水事故(LBLOCA)始发应急工况进程预测方法。根据事故特点将复杂的一回路进行合理简化,对质量守恒与能量守恒方程进行近似求解,使用经典公式预测应急工况进程。将堆芯活性区划分成4个径向环和10个轴向层,即40个栅元。使用实验关联式计算堆芯换热,得到包壳温度,然后根据包壳温度判断堆芯工况。基于本文建立的方法,可以开发大破口始发应急工况进程预测程序。

Nondestructive high-sensitivity measurement method for activation estimation in accelerator room concrete

Hiroshi Matsumura, Go Yoshida, Akihiro Toyoda, Kazuyoshi Masumoto, Hajime Nakamura, Taichi Miura, Koichi Nishikawa, Kotaro Bessho, Kimikazu Sasa, Tetsuaki Moriguchi, Fumiyoshi Nobuhara, Yoko Nagashima

2020, 40(6): 677-682.

摘要 ( 295 )

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废树脂微波处理工艺研究

高超, 安鸿翔, 郭喜良, 高帅

2020, 40(6): 683-690.

摘要 ( 133 )

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废树脂微波处理工艺主要利用微波的穿透能力强和体加热的特点,首先将废树脂中的水分除去,然后将废树脂中的有机组分去除,从而达到有机废物无机化的目的。与原始废树脂相比,微波干燥、灰化处理后,得到的灰分减容和减重比均极大。利用该技术处理得到的产物,可以方便的进行后续处理。通过研究,确定了废树脂微波桶内干燥及废树脂微波灰化工艺参数。

2013—2018年山西省放射性废物库库区环境γ辐射水平监测

王丽平

2020, 40(6): 691-695.

摘要 ( 96 )

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为了进一步加强对放射性废物库的安全管理,确保辐射环境安全,对2013—2018年山西省放射性废物库库区环境γ辐射剂量率的监测结果进行了分析。结果表明,库区环境γ辐射水平满足《核技术利用放射性废物库选址、设计与建造技术要求(试行)》中有关库房内源坑盖板上方0.5 m处γ辐射剂量率不超过20 μGy／h、源库墙外表面0.2 m处γ辐射剂量率不超过2.5 μGy／h的规定要求,各年度间环境电离辐射水平处于本底涨落范围内,未对周围环境产生辐射影响,辐射环境质量总体良好。此外,健全的库区安全防范也为促进我省核技术利用和安全、健康、可持续发展提供了坚强保障。

8 个欧盟国家将在 2030 年前逐步淘汰煤炭发电

2020, 40(6): 490-490.

摘要 ( 58 )

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