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文献检索:
  • 中国实验快堆工程2011年进展
  • 1概述快堆是由快中子引起原子核裂变链式反应的反应堆。快堆作为第四代先进核能系统的主力堆型,具有如下特点:1)通过核燃料增殖,大幅提高铀资源利用率。目前广泛应用的压水堆主要利用占天然铀中0.7%的易裂变的铀-235,而快堆可将占天然铀99.3%的铀-238转化成易裂变的钚-239,
  • CEFR应用战略研究进展报告
  • 中国实验快堆以“建造装置、掌握技术、开展试验、培养人才“为目的,在建设过程中,通过逐步健全设计队伍和工程管理机构,具备了较为完整的反应堆主工艺设计和反应堆工程建设管理的组织机构,基本具备全面开展快堆技术研发的软硬件条件,形成了目前集工程管理、设计、调试、运行、维修及科研为一体的综合性研究单位。
  • 院长致辞
  • 2011年,是我们奋力开拓的一年。在国家有关部门的亲切关怀和指导下,在中核集团公司的直接领导下,全院干部职工深入学习实践科学发展观,按照院工作会议确定的“细化责任目标,确保任务完成;优化工作流程,实现资源集成;强化总体调控,促进和谐发展“的工作思路,勤奋工作、不懈努力,扎
  • 快堆嬗变长寿命核素技术研究进展
  • 利用快堆嬗变长寿命核素技术研究是国家863先进能源技术领域核燃料循环与核安全技术项目所属课题,其主要研究内容包括建立用于快堆嬗变计算和分析的软件系统,开展含次锕系核素的燃料芯块制造工艺研究,并利用中国实验快堆开展初步实验研究。目前,已完成快堆燃耗核数据库研发与验证、基于ENDF-B7的快堆多群核数据库的开发与初
  • 中国示范快堆总体技术预先研究进展
  • 2011年,核能开发项目子课题《中国示范快堆总体技术预先研究》基本完成了任务书中本年度的计划目标,完成了美国、法国、俄罗斯、日本、印度等5个国家的钠冷快堆技术发展调研。在调研各国快堆发展历程和规划的基础上,总结钠冷快堆主要设计参数和技术选项,并进行了示范快堆总体技术方案选择预先研究,提出了中国示范快堆主要技术选项和设计参数的建议。另外,课题
  • 中国示范快堆项目进展情况
  • 2011年,《中国示范快堆电站总技术方案和初步可行性研究》项目的各项工作稳步推进,基本完成了任务书中本年度的计划目标,取得重要成果:预先设计研究合同执行完毕,完成合同对俄的形式验收;组织多轮对俄技术磋商,对技术设计合同进行了充分讨论,除个别遗留问题外,其他问
  • 快堆产业化技术创新战略联盟工作进展
  • 快堆产业化技术创新战略联盟(以下简称“联盟“)自2010年11月16日成立以来,在上级有关部门的亲切关怀下,在理事长单位中国原子能科学研究院的带领和组织下,在成员单位的共同努力下,联盟以立足自主创新,打造快堆产业链,促进快堆技术商用化,共建中国可持续发展核能为宗旨,推动联盟发展,一年来,工作进展顺利,并取得了实效。
  • 图片新闻
  • CDFR非能动停堆系统关键技术研究课题研发概况和进展
  • 非能动停堆技术是提高大型钠冷快堆安全性的重要技术,也是核能可持续发展研究的重要内容。课题主要研究内容是结合液体悬浮式非能动停堆棒的理论分析,给出中国实验快堆非能动停堆系统的理论设计。在2011年度工作中,主要完成了以下几个方面的内容:1)基于建立的计算平台,开发了商业
  • “大型钠冷快堆增殖性能研究”项目2011年研究进展
  • “大型钠冷快堆增殖性能研究“课题是2011年度集团公司青年科技创新团队支持的项目,研究周期为2年。2011年度,本项目完成了相关前期技术准备,包括从IAEA官方出版物中抽取、整理并归纳分析国际上大型高增殖钠冷快堆堆芯的关键设计参数,以及堆芯计算程序和数据库的前期准备,制作
  • CEFR运维一体化平台
  • 1CEFR运维一体化平台的特点1)设备数据库统一化在运维一体化平台中的应用统一的设备数据库能够将将设备运行的历史数据,设备运维过程中的管理数据及设备运行的实
  • 池式钠冷快堆交互式安全分析软件开发研究总结
  • 本课题在法国快堆系统分析程序OASIS的基础上,开发出适用于池式钠冷快堆系统的交互式安全分析软件,并基于中国实验快堆(CEFR)的设计对软件功能和物理模型进行了验证。应用这个软件对CEFR进行整体建模,包括一、二、三回路及事故余热排出系统模型,并建立了控制调节系统模型,包括反应堆保护系统、功率调节系统、蒸汽压力调节系统和给水调节系统。
  • INPRO方法在行波堆防核扩散评估中的应用
  • 行波堆的理念是采用一次通过的燃料循环方式来提高铀资源利用率。一次通过的燃料循环方式拥有着内在的防扩散特性。本项目利用INPRO防核扩散评价方法对行波堆堆芯方案及乏燃料处理技术方案的内在防核扩散特性进行评价和研究。项目主要分为两个部分工作:1)行波堆堆芯及燃料循环模式调研及评价模型建立;2)行波堆堆芯及燃料循环模式的防核扩散评价。
  • CEFR-MOX堆芯物理设计研究
  • 中国实验快堆(CEFR)目前采用的燃料是富集度为64.4%的UO2燃料,根据设计目标要求,将逐步向MOX燃料过渡。本文中的设计研究依托于“CEFR-MOX堆芯和燃料组件设计研究“课题。“CEFR-MOX堆芯和燃料组件设计研究“课题是国家863计划课题,所属项目为“快堆MOX燃料元件辐照考验技术关键技术“。该课题研究周期为2011—2014年。
  • CEFR钠空泡反应性效应试验测量与计算分析
  • 钠空泡反应性效应是钠冷快堆设计与安全分析的重要参数。在流道瞬间完全堵塞等严重事故中,反应堆局部区域冷却失效造成钠沸腾,钠从燃料组件中排出,引入各种反应性效应,其中最主要的是钠空泡反应性效应,需要准确测量其反应性价值用于设计验证和事故工况的安全分析。
  • CEFR含镎嬗变试验组件的物理计算
  • 863课题“利用快堆嬗变长寿命核素技术研究“中需要研制1盒含镎嬗变试验组件,用于在CEFR堆芯的辐照实验,获取含镎芯块在快堆中嬗变的相关参数。本文利用CITATION程序对嬗变试验组件针对两种不同的含镎芯块成分,在CEFR堆芯不同位
  • 反应堆辐照容器中子注量监测器研制
  • 中子注量是反应堆辐照中的一项基本参数,其测量准确与否直接关系到辐照效应的可靠性。中子注量可以简单理解为:反应堆中某一位置处,在一特定时间间隔,单位面积上通过的能量在某一范围内中子个数。一般来说,对金属材料,辐照影响主要来自能量在0.1MeV以上的快中子,因此在反应堆中与金属材料辐照相关的中子注量监测时只考虑快中子。
  • CFR-1000中子探测器布置方案研究
  • 中国实验快堆(CEFR)已完成首次临界及40%功率并网发电试验。根据我国快堆发展战略要求,实验快堆工程之后拟开展示范快堆的设计和建设。中核集团公司重点科技专项“百万千瓦级示范快堆电站(CFR-1000)技术方案和概念设计“项目已启动。中子探测器的布置方案研究是CFR-1000技术方案研究其中的一项重要内容。
  • 先进核燃料循环技术模式研究
  • 本课题是国家863重点项目“核燃料循环与核安全技术研究“其中的一个课题,由中国原子能科学研究院承担,清华大学、华北电力大学、西安交通大学和上海交通大学等协作。课题研究热堆核电站(压水堆、重水堆、高温气冷堆)和快堆核电站的燃料循环技术模式,分析各种燃料循环技
  • 钍燃料在压水堆/重水堆/快堆中的应用初步研究
  • “钍燃料应用方向研究“课题是核能开发项目所属的课题,其主要研究内容包括:核能钍资源利用技术调研、压水堆/重水堆/快堆实现钍/铀燃料转换及利用的技术特性研究、钍/铀循环模式研究及我国钍铀循环建议方案。钍燃料具有良好的中子经济性,可用于不同类型的反应堆。2011年度
  • 接管管道的热疲劳分析
  • 本文利用有限元分析软件ANSYS,分析中国实验快堆一级管道不同角度三通管道的疲劳寿命。整个疲劳分析将开停堆作为一个事件,两个载荷步,启动时温度变化250~495℃作为载荷1,停堆时温度变化495~250℃作为载荷2。边界条件为固定主管道一端的z方向位移即(轴向位移),另[9]
  • 快堆钠接收和二回路钠充排系统设计分析研究
  • 通过对BN-800和中国实验快堆钠接收和二回路钠充排系统的对比分析,得到的主要不同点有:1)系统划分不同。BN-800从功能细分的角度出发将本系统拆分为钠接收系统、二回路贮钠系统和二回路排放和排气系统;2)设备组成不同。为了从设计上解决高点排气和低点排钠问题,BN-800
  • 基于小波包和遗传算法的快堆蒸汽发生器声学泄漏故障诊断研究
  • 蒸汽发生器是快堆的关键设备之一,它的可靠性直接影响到整个快堆的运行安全,国内外快堆的运行经验表明,蒸汽发生器是快堆设备中故障率最高的设备。因此,对蒸汽发生器进行早期的故障诊断,可以有充裕的时间来采取措施,从而避免事故的发生。
  • 大口径钠阀阀体设计研究
  • 大口径钠阀是中国示范快堆电站的关键设备,主要作为闭锁机构在蒸汽发生器单元的入口和出口管道上使用。阀体作为钠阀的主要承压部件,是整个钠阀设计的核心。考虑到钠阀高温、低压、密封性要求高的特点,设计参考RCC-MR规范,采用压力面积法进
  • 破前漏(LBB)分析技术及临界裂纹计算方法
  • 目前核电站设计中广泛应用的LBB技术,在国外得到了很好的发展,但国内研究应用相对较少。在LBB分析中,对裂纹扩展的研究是其核心。随着科学研究的深入可发现裂纹的萌生和扩展实际上是原子变化,导致位错等微观变化产生,最终导致材料破损的宏观结果。经典的弹塑性断裂
  • 中国实验快堆辐照容器模拟件研制
  • 本研究工作属于核能开发课题“CEFR辐照容器设计和快堆燃料元件包壳材料316(Ti)不锈钢辐照性能前期研究“,本课题主要内容是研制内装快堆包壳材料316(Ti)SS样品的辐照容器,完成辐照容器设计,辐照样品制备,辐照容器制备,课题开展时间为2010年1月—2012年12月。2011年的主要工作内容是开展辐照容器模拟件的制备,在正式辐照容器加工之前,必须开展相同
  • 示范快堆电站主管道材料研制进展
  • 示范快堆电站钠管路系统的主要特点是高温、薄壁和大口径,同时在液态金属钠环境中长期运行。区别于压水堆高压厚壁的管路特点,如何保证钠管路系统的高温可靠性是快堆钠管道设计需考虑的首要问题。示范快堆电站主管道材料研制目的是获得主管道材料在高温钠工况下的各项理化指
  • T91钢在高温钠中的腐蚀行为研究
  • 本文以中国实验快堆(CEFR)蒸汽发生器(SG)的主体结构材料为研究对象,这项工作的目的是对比研究CEFR现役SG用结构材料T22和候选结构材料T91的钠中相容性,为我国快堆蒸汽发生器用结构材料国产化积累数据。试验材料分别是宝钢提供的国产T91、瑞典提供的进口T91以及CEFR现役蒸汽发生器用T22,
  • 反应堆用不锈钢在海水中的腐蚀性能研究
  • 2011年3月11日日本地震引发的核电站事故,导致全球对核电安全的关注。福岛核电站在由地震引发的失水事故后,最初用于冷却的纯水不断蒸发变少。在应急冷却过程中,不得已而将海水注入以冷却堆芯。该电站几个机组的堆内主要结构材料是奥氏体不锈钢304和316L。海水对堆芯内结构材料具有强烈的腐蚀性,尤其是海水中的Cl离子会使奥氏体不锈钢产生晶间腐蚀和点蚀,
  • 关于轴封加热器水封缺水现象的思考
  • 汽机本体轴封系统由轴封压力调节阀、均压箱、轴封冷却器等组成。作用是防止汽缸内蒸汽和阀杆漏气向外泄漏,在机组正常运行时,防止高温蒸汽引起汽轮机转子轴承超温,防止蒸汽漏入汽缸的真空部分,回收工质和热量。轴封加热器是系统的重要设备之一,其功能是回收汽机轴封排汽
  • 滑参数启动在CEFR汽轮机的可行性初探
  • 汽轮机的启动过程就是将转子由静止或盘车状态加速至额定转速并带负荷正常运行的过程。选择合理的启动方式对提高机组运行的经济性及安全可靠性至关重要。中国实验快堆是“机跟堆“的运行模式,当主蒸汽参数达到汽机运行的额定参数时,进行冲转并列,属于额定参数启动。而一般电厂汽轮机的冷态启动普遍采用滑参数启动方式,此种启动方式能缩短启动时间,减少消耗,均匀
  • I-1008型组件形位测量仪调试报告
  • I-1008型组件形位测量仪(简称形位仪)是从意大利引进的1台大型专用于快堆组件形状尺寸测量的精密设备,是快堆组件热工试验重要的配套设备。2010年开始进行CEFR屏蔽层组件和反射层组件冲击试验研究。该试验前后必须利用该设备测量组件的形状尺寸,因此对该设备进行了调
  • CEFR蒸发器静态特性初步研究
  • CEFR蒸汽发生器是采用俄罗斯生产的直流式蒸汽发生器,其特性与以往的压水堆核电站自然循环式蒸汽发生器有本质的不同。蒸发器的特性基本可表示为蒸发器在某一热功率下,其流量与压降的关系。如果蒸发器特性不佳,系统小的压力扰动就可能引起蒸发器流量大幅度阶跃,可能引发保护停堆。
  • 中国实验快堆汽轮机油质分析监督技术研究
  • 核电站汽轮机油的油质分析监督工作非常重要,直接关系到核电机组是否能够安全稳定的运行。中国实验快堆(CEFR)作为1座用于科研实验的快中子反应堆,三回路会长期处于停运状态,因此不能机械地照搬常规电站的规定对汽轮机油进行监督分析,要制定出1套适合自身情况的汽轮机油油质分析监督方法。
  • 中国先进研究堆2011年度进展
  • 2011年,中国先进研究堆(CARR)工程在国防科工局、国家核安全局、中核集团公司及原子能院等上级部门的关怀指导下,CARR工程部组织相关单位抓紧时间,开展B阶段调试并处理各项技术问题,同期做好工程单项竣工验收工作。1CARR调试CARR的B阶段调试在去年完成大部分工作,本年度继续开展后续调试。1月11日在开堆提升功率时安全棒发生卡棒事件,CARR工程部立即组织相关单位对安全棒进行整治。设计修改由清
  • HI-13串列加速器升级工程2011年工程进展
  • 2011年是串列升级工程建设中的关键之年,攻关之年。在这一年里,原子能院对串列升级工程组织机构进行了调整,将原串列加速器升级工程部与技术部合并为串列加速器升级工程部。合并后,串列加速器升级工程正式开工建设并于年内实现主厂房封顶,大型主工艺设备相继完成加工制造、回旋加速器关键设备成功进行预安装,工程取得重大进展。
  • CYCIAE-100强流回旋加速器工程进展
  • 2011年,作为串列加速器升级工程主体任务之一的CYCIAE-100强流回旋加速器建造工作取得了重大进展,按照串列加速器升级工程的责任目标和年度计划,圆满地完成了各项工程任务。12011年的工程总体进展1)随着工程建设的深入进展,对加速器工艺设备布局、建筑平面设计等提出了多项重大修改
  • 100MeV回旋加速器主磁铁建造完成
  • CYCIAE-100主磁铁主要包含4对磁极、4个磁轭和上下盖板、芯柱、镶条,主磁铁成品的重量约为416t,属重型大型精密磁铁,关键部件加工和装配精度高,加工制造难度大,极具挑战性。2011年是主磁铁系统取得重要进展的一年,主要包括主磁铁各部件的装配、关键尺寸的测量、真空检漏和包装运输、现场安装等。
  • 100MeV强流回旋加速器水冷系统工作进展
  • 2011年串列加速器升级工程厂房建筑已于4月底正式开工,100MeV强流回旋加速器主体设备加工制造陆续完成,100MeV强流回旋加速器水冷系统也按工程进度取得了显著进展。1)根据水冷系统的施工图设计及建筑平面的总体布局,多次与建筑设计单位进行技术沟通,
  • CYCIAE-100主磁铁在临时厂房的安装
  • 100MeV回旋加速器主磁铁于2011年10月5日运抵原子能院,随后主磁铁在临时厂房开始安装。临时厂房位于原子能院201工号南侧,紧邻201工号,是串列升级工程的设备暂存与调试厂房。
  • CYCIAE-100主磁铁举升系统安装与调试
  • 主磁铁举升系统是100MeV回旋加速器的重要设备之一,在100MeV回旋加速器的安装、磁场测量、真空检漏、束流调试、检修维护等过程中,举升系统具有不可替代的重要作用。100MeV回旋加速器举升系统参数为:设计举升重量180t,举升高度1500mm。采用伺服阀闭环反馈控制的4缸同步举升方案,4缸同
  • CYCIAE-100主磁铁测磁仪在临时厂房的安装
  • 100MeV回旋加速器主磁铁于2011年11月9日在串列升级工程临时厂房安装完成,进入磁场测量与垫补阶段。100MeV回旋加速器主磁铁的测磁仪为专门设计的二维自动控制磁场测量装置,具有精度高、测量速度快、自动化程度高、操作简便等特点。该测磁仪设计最多可安装4个霍尔探
  • 医用回旋加速器的磁场测量与垫补
  • CYCIAE-14医用回旋加速器的磁场测量系统主要包含:旋转横梁、步进电机与控制卡、联轴器、角度编码器、霍尔探头、特斯拉计、传动轴和定位轴等。在定位霍尔探头的两个自由度(轴向和径向)中,周向定位采用闭环控制,驱动系统与定位系统分开,霍尔探头安装在旋转臂上,旋转臂与定位轴通过定位销形成刚性连接,角度编码
  • 等比FFAG加速器Lattice周期结构初步设计与研究
  • 固定磁场交变梯度(Fixed Field Alternating Gradient,FFAG)加速器的原理是在20世纪50年代分别由Ohkawa、Symon和Kolomensky独立提出,并在20世纪90年代得到迅速发展,成为国际加速器领域的一个新方向。在FFAG发展的进程中,根据其磁场聚焦结构的不同被分为等比FFAG(Scaling FFAG,S-FFAG)和非等比FFAG
  • CYCIAE-100回旋加速器剥离靶的加工与安装
  • 串列加速器升级工程正在研制的100MeV强流负氢离子回旋加速器,采用剥离引出的方式引出能量为75~100MeV的强流质子束。剥离引出系统采用双内杆对称剥离引出方式,可在对称两个方向分别引出束流。剥离靶为剥离引出系统中最为关键和复杂的设备。按照剥离引出的要求,剥
  • CYCIAE-100回旋加速器径向插入式探测靶的机械设计
  • 径向插入靶是回旋加速器内部的一种重要诊断元件,采用阻拦式测量方式,其探头安放于回旋加速器磁极间隙中心平面上,主要用来测量束流的径向截面和轴向截面,从而得到束流在加速器内部的径向和轴向分布信息。径向插入靶通常采用径向的插入方式,从谷区或峰区对称中心平面插入。由于需要测量束流的范围从主真空室的内壁到加速器的中心,跨度达2020mm,因此靶杆的
  • 100MeV回旋加速器束流收集器屏蔽设计计算
  • HI-13串列加速器升级工程的100MeV强流质子回旋加速器在束流调试过程中需一套束流收集装置接受质子束流。束流收集器原始方案是置于加速器大厅内,靶材料为纯铝,由1m重混凝土及30cm铁作为主屏蔽。靶由不同厚度的铝片组成,铝片间用冷却水冷却(图1)。考虑到质子会直接
  • BF_3计数管的前置放大模块研制
  • 根据辐射防护计算,100MeV强流质子回旋加速器运行过程中加速器大厅内的中子能量分布在热中子到100MeV之间,对这样宽能域的中子进行监测,需特殊设计的中子探测装置。根据蒙特卡洛模拟的结果,在计划安放中子探头位置的最大中子通量为1.25×103cm-2·s-1,考虑到BF3计
  • 医用回旋加速器外部负氢离子源的设计和实验研究
  • 串列升级工程部研制了1台10MeV医用回旋加速器,该加速器采用外部注入方式,其注入束流为H-束。为了满足加速器对离子源的需求,最初设计了1台小型的H-多峰场离子源,离子源引出3mA/25kV的H-束。该离子源的H-流强不能满足10MeV回旋加速器对强流的要求,为此重
  • 一台小型强流脉冲加速器的研制
  • 1装置总体为研究丝阵负载对X-pinch的影响,设计了1台紧凑型强流脉冲加速器。该加速器器主要由Marx发生器、脉冲形成线、V/N开关、脉冲传输线、负载构成,形成线内导体为同轴线,工作介质为去离子水,形成线及负载的特性阻抗1.25,整个装置尺寸为2m×1m×1.5m,装置底部具有
  • 医用小型回旋加速器螺旋静电偏转板和中心区的设计
  • CYCIAE-14是1台医用小型回旋加速器,加速负氢通过剥离引出质子,采用外部离子源轴向注入的结构方案。螺旋静电偏转板和中心区是回旋加速器的重要组成部分,偏转板的作用是进行90°偏转将垂直方向注入的束流偏转到水平面上,由中心区的加速结构及高频电压对束流进行加速。
  • 100MeV回旋加速器轴向注入线上主要元件的设计
  • 100MeV强流回旋加速器CYCIAE-100采用外部离子源,提供40keV最高流强约10mA的负氢离子束,轴向注入系统主要是将负氢离子束传输注入到回旋加速器中,并保证较高的传输效率和较好的束流品质。注入线主要由束流诊断元件、聚焦元件、校正元件、聚束元件等组成。CYCIAE-100
  • 用于DCCT系统改进的峰值检测电路
  • 直流束流变压器(DCCT)作为束流诊断的一种重要测量装置,测量束流的直流分量或平均束流流强,这是加速器运行的一个重要参数。它采用无拦截束流测量原理,可长时间在线测量束流。1系统工作原理DCCT是一种零磁通互感器,探头包括1对尺寸、磁特性完全相同的磁环,上面绕有激励绕组
  • 100MeV强流质子回旋加速器高频腔体的研制
  • 高频腔体是100MeV强流质子回旋加速器高频系统关键部件之一,为粒子加速提供能量。由于100MeV强流质子回旋加速器物理设计的需要,其高频腔体在满足高稳定性、低功率损耗的同时,要求高频加速电压从中心区到引出区逐步升高,比例达到约1:2,通过对腔体关键结构的调节
  • 医用小型回旋加速器注入线机械结构设计
  • 作为中国原子能科学研究院医用小型回旋加速器中束流传输的关键部件,束流注入线对加速器的束流品质有着直接的影响。根据医用小型回旋加速器的需求,注入线整体长度尽可能短,要求注入线出口束流与偏转板和中心区实现匹配,且保证与主磁铁、高频等系统的兼容。在仿真计算的基础上,完成了注入线的机械结构设计。
  • 医用回旋加速器偏转板和中心区的机械结构设计
  • 偏转板和中心区是医用小型回旋加速器的关键部件,对加速器的性能有重要影响。根据医用小型回旋加速器的需求,偏转板电极上加载的电压为±10kV。在模拟仿真计算的基础上,完成了偏转板和中心区的机械结构设计。中心区的机械结构如图1所示,主要由D盒头部、中心区法兰、过桥及其谐振腔几部分组成。
  • 强流回旋加速器综合试验装置束流对中的测量与模拟
  • 对于紧凑型回旋加速器,特别是采用轴向注入的方式,束流的对中对于提高束流强度、降低束流损失是非常重要的。由于横向的耦合作用,在加速过程中,束流对中情况将直接影响到束流的轴向包络。一般地,束流对中情况的直接测量至少需2个径向靶,而对于强流回旋加速器综合试验装
  • 强流回旋加速器综合试验装置注入线脉冲束传输的模拟计算
  • 中国原子能科学研究院已研制成功40keV、18mA强流负氢离子源及束流脉冲化系统装置。脉冲化装置首次得到了重复频率为4.4MHz、脉冲宽度为9.6ns的强流负氢脉冲束。为了实现强流回旋加速器综合试验装置(CYCIAE-10)紧凑型回旋加速脉冲束,需对目前的直流束流线进行改造。目前的直流束注入线如图1所示,最初的设计采
  • 100MeV真空系统的低温绝热考虑
  • 100MeV真空系统采用由大型制冷机提供冷量的低温冷板进行抽气,低温冷板与制冷机之间采用长约25m的低温传输管线进行冷量传输。为了减小冷量损失,提高传输效率,需慎重选择低温传输管线的绝热类型。
  • 具有ns级时间分辨的多电子倍增测量电路概念设计
  • 多电子倍增(Multipacting)效应,是指电子在周期性电场作用下,在1个或多个高频/微波元件表面发生共振式的碰撞,若电子的入射能量对应的元件表面二次电子发射系数大于1,则碰撞产生多于入射电子数目的二次电子的现象。在一定的几何结构、频率与电压下,达到谐振后持续发生
  • 医用回旋加速器主磁铁机械设计改进
  • 由串列升级工程部研制的医用回旋加速器的主磁铁和主真空系统已安装并调试完成,在此基础上,对已有机械设计进行了以下改进。1)医用回旋加速器对磁场均匀性有很高的要求,而决定磁场均匀性的关键技术在于磁极材料以及加工安装精度的一致性。目前,医用回旋加速器的磁场测量工作已完成,分析测量结果,加速
  • 300kV直流高压穿墙管的研制
  • 串列升级工程ISOL系统需3根300kV直流高压穿墙管,它们安装在强辐射区,要求其既能在强辐射环境下工作,结构材料又有较低的中子活化截面,以便必要时维护。为降低中子沿穿墙孔道的泄漏,要求穿墙管结构紧凑,中子泄漏通道尽可能小。根据以上要求,设计了双层套管式穿墙
  • BRISOL实验平台安装调试
  • BRISOL实验平台与串列升级工程ISOL束线前端基本一致,包括离子源、四极透镜、六极透镜、多极透镜、分析磁铁、束流检测单元等ISOL束线的主要组成部件,其布置如图1所示。它不仅用于靶源及束流聚焦传输元件的测试、完善,也是ISOL系统投入运
  • 在线同位素分离器束流诊断单元的调试
  • 在线同位素分离器(BRISOL)束线上的束流测量单元包括法拉第筒、缝隙仪、束剖面成像仪、束剖面扫描仪和束流发射度测量仪,其布置如图1所示。在完成加工组装后,安装在BRISOL靶源实验台架上,进行了在束调试。调试使用BRIOSL靶源实验台架产生的7Li+离子束。两个束测分别
  • 串列升级工程在线同位素分离器研制进展
  • 2011年,串列升级工程在线同位素分离器开展了各关键部件的研制,主要进展如下。开展了靶源系统研制,在靶源测试平台上开展了表面离子源性能测试,引出电压高于15kV,采用LiCl为样品,测试引出了Li离子,并经磁铁分析,获得了10nA的Li离子束。系统传输效率好于70%。开展了靶源模块安装拆卸的模拟实验,通过摄像头监测靶源模块现场,并指挥现场人员控制
  • 串列加速器升级工程单腔恒温柜介绍
  • 串列升级工程中的超导增能器由4个154MHz的四分之一波长(QWR)铜铌腔组成。QWR铜铌腔是在QWR铜基腔上溅射3~5μm的铌膜形成的,当QWR铜铌腔降温至4.2K时,铌膜处于超导态,这样铜铌腔可以以很小的功率损耗建立在较高梯度的高频加速场。单腔恒温柜装
  • 核燃料后处理放化实验设施(CRARL)工程2011年度进展
  • 2011年核燃料后处理放化实验设施(CRARL)工程主要处于调试阶段,工程部全体职工在院领导的支持下,在院职能处室及各兄弟单位的协助下,在总经理的领导下,经过共同努力,完成主要工艺设备、给排水、实物保护、电气、采暖、通风、辐射防护等各专业系统调试工作;土建、安装单位结算三方审核等年度建设目标。现将主要工作总结如下。
  • 放射性“三废”设施治理工程进展
  • 2011年,放射性“三废“设施治理工程部承担了“三废“设施治理专项工程的5个项目,分别是“放射性固体废物回取与整备处理示范设施试车“、“放射性排风中心治理工程“、“放射性废液暂存库“、“中放废液输送系统建设工程“和“低放废液管网更新改造工程“。工程部精心组织、规范管理,按计划基本完成了各项目的节点目标。“放射性固体废物回取与整备
  • 放射性固体废物回取与整备处理示范设施
  • “放射性固体废物回取与整备处理示范设施“作为原子能院现有固体废物回取和整备及今后新生固体废物的处理提供工程应用设施,为遗留的固体废物处理提供示范。该设施包括废物回取与初切割、废物分拣、切割、包装和预压实及超级压缩减容车间。
  • 放射性废液暂存库建设工程
  • 新建放射性废液暂存库是替代现有废液暂存库。通过该项目建设,确保当前及今后一段时期原子能院各研究设施产生中低放废液的安全贮存,消除安全隐患,并具备与拟改造的中低放废液输送管网相联接、将废液输送至综合废液处理车间进行处理的条件。
  • 放射性排风中心治理工程
  • 新建放射性排风中心是替代原排风中心的废气处理及排放功能,并满足院新建设施排风处理的需求。本工程建设主要包括主体厂房、高烟囱及室外通风管道建设,设计16个服务工号排风系统、2个本工号排风系统及配套设施等。2011年3月,放射性排风中心进行了系统调试和冷调试。调试结果表明放射性排风中心治理工程
  • 中放废液输送系统更新改造项目
  • 新建中放废液输送系统采用管道和罐车联合输送方式将我院产生的中放废液安全地输送到放射性废液暂存库暂存。主要建设内容包括管网输送系统、罐车运输系统和放射性废物运输车辆暂存间。其中管网输送系
  • 低放废液管网系统更新改造项目
  • 低放管网系统更新改造工程的建设将实现我院各设施产生的低放废液输送至放射性废液暂存库集中暂存,并实现将低放废液输送至放射性废液综合处理车间进行处理。该项目与正在建设的“放射性废液暂存库“和“中放废液管网输送系统更新改造项目“构成了我
  • 2011年放射性水泥固化体外运项目的进展
  • 2011年10月11日起,我院放射性废液水泥固化体开始向西北处置场运输处置。该项目于2011年1月获得国防科工局批复,项目由清原公司负责实施,原子能院负责院内回取装车,并负责院内的环境、场所检测与实体保卫工作,这部分工作由放化所负责具体实施,院计划处、
  • ~(46)Ar质子气泡结构的张量效应
  • 我们在Hartree-Fock-Bogoliubove(HFB)理论框架下考虑了张量力,利用Skyrme有效相互作用SLy5和SLy5+Tw(Tw为张量力,由G矩阵计算得到,以微扰的方式加到Skyrme相互作用SLy5中)计算了46Ar在不同对力相互作用下质子的密度分布,如图1所示。从图1可以看出,利用SLy5
  • 壳模型研究~(17,18)Ne矮偶极共振
  • 采用相互作用壳模型研究了17,18Ne的矮偶极共振,壳模型结合自洽的Skyrme-Hartree-Fock波函数很好地重现了17,18Ne的基态性质。理论计算表明,17,18Ne中都存在矮偶极共振,但是由跃
  • 镜像核~(51)Mn和~(51)Fe微观有效电荷以及终止态B(E2)值研究
  • 在限制组态的壳模型计算电磁跃迁时通常需采用有效电荷,目前实验和理论确定的pf壳同位旋标量有效电荷都约为2.0e,然而有效电荷的同位旋矢量部分还存在很大的争议。由于fp壳核高自旋带终止态的波函数比较纯,可由实验测定的B(E2)值确定价轨道的有效电荷。通过比较镜像核
  • 近垒能区~(16)O+~(76)Ge和~(18)O+~(74)Ge体系熔合反应研究
  • 本工作测量近垒能区16O+76Ge和18O+74Ge体系的熔合反应,以研究正Q-2n转移道对熔合反应的影响。两个靶核的低激发态性质接近,18O+74Ge体系的Q-2n为3.75MeV,对于16O+76Ge体系没有正Q值中子转移道。因此相比16O+76Ge体系,18O+74Ge有可能存在额外的熔合截面增强。实验在北京HI-13串列加速器上进行,测量装置是静电偏转板。选取的束流能量为45~60MeV,
  • ~(86)Sr的高自旋态研究
  • 在前人的实验结果中,86Sr的高自旋态信息很少,前人利用84Kr(α,2nγ)86Sr反应,得到的86Sr的自旋仅达13。本实验的目的在于建立86Sr核新的能级纲图,并进一步研究86Sr的高自旋态结构。本实验利用重离子融合蒸发反应82Se(9Be,5n)86Sr布居86S高自旋态,在HI-13串列加速器上产生9Be束,束流能量为40~53MeV,强度为2~4nA。实验用靶82Se同位素丰度为8.73%,靶
  • ~(87)Sr的高自旋态研究
  • 质量数为80~90区的核的质子数和中子数处于28和50之间,其中38是个大形变壳。这些核的结构表现出集体运动和单粒子运动的激烈竞争。核结构很复杂而且变化非常大,且该区的准粒子驱动效应表现明显,所以该区核的研究近年一直受到关注。
  • LaBr_3闪烁体探测器测量能级寿命
  • 稀土形变核区的原子核的第1个2+态的寿命一般在1ns之内。到目前有许多方法可以测量这个范围的寿命。除了利用反冲距离法在Plunger装置上和利用三重βγγ方法在β衰变反应中,为了
  • 质子单粒子效应束流诊断技术研究
  • 质子单粒子效应束流诊断主要是指对质子单粒子效应试验中辐照微电子器件的质子束斑大小及束斑注量密度分布均匀性进行诊断,同时还需要对辐照器件的注量进行测量及实时监督。2011年开展了质子单粒子效应束流诊断工具——次级电子发射监督器和塑料闪烁体光电倍增管探测器系统的研制,并通过串列加速器产生的低能质子束流对研制的束流诊断工具进行了在束调试和性能
  • 单粒子效应试验用束流快门的研制
  • 在地面单粒子效应(SEE)加速器模拟试验中,需要频繁的控制离子束流的通和断,以实现器件的辐照和发生效应时及时切断束流从而保护器件。提高束流通断控制系统的可靠性,有利于提高试验效率,节约束流时间。提高束流通和断的时间精确性,有利于提高离子注量测量的准确性,从
  • pn结重离子有效LET值测量方法研究
  • LET值是地面单粒子效应试验(SEE)结果中一个重要参量,其准确性会影响到器件用于卫星后故障率评估结果的准确性。器件空间故障率预估希望得到有效LET值,即离子穿过器件表面二氧化硅、金属布线层等死层后到达器件敏感区时所对应的LET值。然而由于工艺原因或商业保密
  • 重离子单粒子效应专用辐照装置中循环冷却水系统的建立
  • 基于磁扫描技术的重离子单粒子效应专用辐照装置是针对重离子单粒子效应试验特点而设计的,是今后开展航天器件重离子单粒子效应试验研究的专用辐照装置。在该装置中偏转磁铁及电源、四极透镜以及扫描磁铁及电源是束流调节系统的关键设备,都需要循环冷却水冷却以保持设备的长3
  • 用于微束的固体核径迹探测器蚀刻技术研究
  • 为深入研究单粒子效应的微观机制,使得在抗辐射加固芯片的设计中更具有针对性,采用束流直径与芯片特征尺度相当的重离子微束进行地面模拟研究是最有效的手段之一。随着集成电路工艺技术的不断进步,器件的特征尺寸越来越小,工艺的进步对设计方法学提出了新的挑战,需要更小
  • 单粒子效应温度测控系统研制
  • 由于半导体的很多参数(如载流子迁移率、禁带宽度、载流子寿命等)均与温度相关,半导体器件的性能与温度息息相关。Cooper等针对肖特基晶体管-晶体管逻辑电路器件得到的实验结果显示,其SEL截面随温度的升高而增加。W.A.Kolasinski等的实验结果显示,在25~120℃范围内,
  • 质子单粒子效应试验中的中子本底测量
  • 在质子单粒子效应试验中,辐照微电子器件时往往会伴随中子产生,这部分中子是质子单粒子效应试验中本底中子的主要部分。产生的中子不仅影响质子束流的纯度、实验设备的安全,同时中子引起的单粒子效应也会影响实验结果的正确分析。因此,我们选取长计数器作为测量工具,对质
  • 用于辐射生物研究的终端辐照装置的研制
  • 终端辐照装置主要用于串列加速器的Q3D磁谱仪上进行质子和重离子辐射生物和辐射诱变育种工作,完成后实现了粒子束辐照过程中准确的剂量检测和有效的辐照实验。该装置主要由以下几部分组成:1)辐照窗口,该辐照窗口采用双层窗口的铝板制成,这样可以进行重离子实验和质子实验,
  • ~7Li和γ射线致细胞中γ-H2AX焦点免疫荧光检测研究
  • DNA双链断裂(DSBs)是电离辐射诱发的众多DNA损伤中最关键的一种,它的正确和完全修复可保证细胞的存活,而错误修复和残余DNA损伤将导致细胞的死亡、突变和转化。当DSBs发生时,组蛋白H2AXSQE基序上的丝氨酸139迅速发生磷酸化,形成γ-H2AX,并在DSBs位点出现γ-H2AX的簇集,进而形成在数量上与DSBs呈一一对应的γ-H2AX焦点。因此,通过检测
  • 快中子对大鼠的辐射效应研究
  • 用14MeV快中子、5Gy的剂量对8周雄性Wistar大鼠进行全身照射,研究快中子辐照后大鼠体内产生的辐射生物效应。实验中大鼠分为正常组和辐照组,分别于照后1、7、14d进行采血、解剖等处理。取样后,进行了血常规检测、骨髓有核细胞计数、脏器系数计算(肝脏、睾丸、附睾、
  • RPC探测器宇宙射线测试
  • 阻抗板探测器(RPC)是利用高阻抗性材料制作的气体探测器,用于探测高能带电粒子的径迹和时间。本工作所测试的RPC将用于RHIC/PHENIX实验中的μ子触发系统。本实验用宇宙射线μ子作为RPC的射线源。将RPC放置在两个大小不同的塑料闪烁体之间,其中小塑料闪烁体面积略
  • 用统计模型方法计算重离子碰撞
  • 用统计模型方法计算重离子碰撞可从实验测量到的粒子产额及产额比中直接获取系统温度、体积、粒子密度和能量密度等热力学量,获得系统热力学性质及有关系统是否达到平衡或达到平衡程度的信息。通常的统计模型建立在系统只有1个火球的基础上,认为两个核碰撞时形成1个温度、粒子密度、能量密度等完全均一的火球;火球内除含有碰撞核子(参加者)外,还包括大量的次级
  • GEM探测器电场模拟
  • GEM(Gas Electron Multiplier)探测器是一种广泛应用于高能物理以及核物理实验领域的微结构气体探测器。作为漂移室的替代者,GEM探测器更易于生产,具有更高的位置分辨率;CERN生产的GEM探测器典型位置分辨已达75μm。GEM探测器的核心部件是一种类似三明治结构的膜,如图1所示,膜两侧为5μm厚的铜层,中间层为50μm厚的PI膜,膜上分布有双锥形孔。
  • 高纯锗探测器阵列~(238)U(n,xn γ)实验进展
  • 整体探测系统已经运行了几年时间,首先对探测系统进行了整体的维修及保养,使探测系统整体性能得到了优化。接下来对原有的探测器支架进行了一些改动,使探测器可以离样品更近一些,并对高压倍加器靶头进行了一些改进。之后的实验测量使用了2个CLOVER及1个小平面探测器,
  • 高压倍加器微秒脉冲束系统的建立
  • 为核数据测量相关实验的需求,在中国原子能科学研究院的高压倍加器上采用束流切割的方法建立了一套微秒脉冲束系统,脉冲束的频率范围为1Hz至100kHz、脉冲束的宽度范围为200ns至0.5s。图1、2给出了装置示意图和实验结果。
  • 中子学积分实验前级准直系统的设计
  • 为开展中子核数据评价工作,“十一五“期间中国原子能科学研究院研制了一套中子核数据基准检验实验系统,并利用中子飞行时间技术测量了中子穿过板状238U样品的泄漏中子时间到达谱,为CENDL3.1评价数据库中238U数据的改进提供了宝贵意见。由于该实验没有专门设计布局前级
  • 深地实验室快中子本底探测技术研究
  • 针对深地实验室的快中子本底探测,将设计研发一低本底快中子探测器。探测器是一φ30cm×40cm的圆柱形的载Gd液体闪烁体探测器,容器及外壳均采用低本底材料。通过电子学系统记录快中子产生的反冲质子信号(快信号)和Gd俘获热中子后放出的γ信号(慢信号),从而确定一中子事件。在数据分析软件的辅助下可以较准确地确定中子的能谱和通量。使用MCNP和Geant4
  • 锂玻璃探测器的效率刻度
  • 在4π全吸收型γ探测装置GTAF中,锂玻璃探测器将用于中子的测量。在5SDH-2加速器上进行锂玻璃探测器效率刻度实验,使用7L(ip,n)7Be的反应产生中子,选取3个单能中子点(En=144、250、565keV)。具体的方法是利用探测效率已知的BF3长中子管和锂玻璃探测器的计数比较,在
  • ~(241)Am辐射俘获截面试测量
  • 为检验活化法测量241Am的辐射俘获截面的可行性,在49-2反应堆的热柱上进行了241Am(n,γ)242Amg反应截面的试测量。样品采用电镀241Am样品,在辐照前测量了样品的α能谱,示于图1。样品活度在105Bq左右。参考截面采用197Au(n,γ)198Au反应截面。Am样品与Au样品放置在反应堆热柱上辐照约4d左右。辐照后的Am样品
  • ~(69)Ga(n,2n)~(68)Ga反应截面测量
  • 在高压倍加器上进行了69Ga(n,2n)68Ga反应截面测量实验。实验采用d-T中子源,样品是由氧化镓粉末压制的薄片,参考截面采用93Nb(n,2n)92Nbm反应截面,Nb样品为金属样品(图1)。将两片Nb样品贴在Ga样品的两边放置在与入射粒子束成0o的方向上进行辐照,辐照时间为
  • 氟离子碰撞引起的钽L壳层X射线产生截面测量
  • 实验测量了20~55MeVF5+离子和Ta原子碰撞中Ta产生的L壳层X射线。计算了Ta的L各支壳层产生截面的比值和总截面的比值。利用L壳层的辐射跃迁几率、Croster-Kroning跃迁几率和L亚壳层的荧光产额,将平面波波恩近似(PWBA)和ECSSR理论计算的电离截面转换为L
  • 14MeV中子诱发~(232)Th裂变产额测量结果
  • 国防核数据测量部产额组目前已完成14MeV中子诱发232Th裂变产额的实验测量及数据分析,得到了质量分布。采用232Th金属样品,核素32Th,丰度100%,质量约1g,直径22mm。样品使用纯铝箔包裹,以阻挡裂变碎片的逃逸。样品辐照在中国原子能科学研究院的高压倍加器上进行,靶片紧贴在靶管
  • 堆芯燃料元件破损在线探测系统效率刻度
  • 使用直接测量和蒙特卡罗模拟相结合的方法对一回路管道(含水)内放射性测量的效率进行了刻度。在探测器前不放置吸收片,及分别放置1mm、3mm、5mm、10mm铅板的5种条件进行了测量及模拟,效率曲线的能区范围从100keV到5MeV,能够满足现场测量的需要。另外,考虑到实验室管道条件(含保温材料)与现场条件可能存在差异,对效率曲线的刻度也可能有影响。为
  • 中国评价核数据库(CENDL-3.1)中~(233)U的更新和改进
  • 中国评价核数据库(CENDL-3.1)的233U是在2000年前完成评价的。因为它没有包括最近的实验数据也没有采用当前国际公布的裂变截面标准,因而与其他评价库比较有某些差别,甚至在一些地方是很大的差别。为满足能源和核科学技术应用的新的需要,需要推荐更新、改进版本的233U
  • ~(235)U裂变截面引起的脉冲中子球装置泄漏谱不确定度分析
  • 核数据是核装置积分参数计算的不确定度的主要来源之一,研究核数据的不确定度在核装置积分参数计算中的传递、评估积分参数的不确定性,对评估核装置设计的不确定性、改进设计程序和核数据具有重要意义。聚变谱屏蔽基准装置是一类重要的核装置,主要用于测试和检验聚变核数据
  • 中子诱发~(235)U裂变瞬发中子谱的计算
  • 本文根据激发能在裂变碎片中的分配方式严格计算了每个裂变碎片的激发能,利用费米气体模型和Gilbert-Cameron模型计算了碎片的核温度,其中区分了常温区和非常温区。基于统计蒸发模型计算了质心系裂变碎片瞬发中子谱,并转换成实验室系中子谱,其中考虑了中子发射的多重性分
  • 锕系核素快中子裂变截面系统特性
  • 锕系核素的中子裂变截面是核反应堆、核工程设计等方面的重要核数据。到目前为止,虽然已经有了一定数量的裂变截面的实验测量数据,但是有些核素由于样品难以得到或者实验条件的限制,数据还很缺乏。因此在已有实验数据基础上,对其进行系统学研究在核能应用以及核裂变现象
  • 用KBR和Thor基准实验检验~(232)Th评价数据
  • 本文采用ICSBEP手册的KBR和Thor系列临界基准实验,对CENDL-3.1、ENDF/B-VII.0、JENDL-3.3和JENDL-4.0库中232Th全套中子数据进行了检验。Thor为钚金属钍反射层临界基准实验,堆芯能谱为较硬的快中子谱。KBR系列实验包括快谱临界基准实验KBR-22(HMF068_1)、超热能谱临界基准实验KBR-23(HMI008_1)及4个k∞实验KBR-18~KBR-21。临界基准实验keff的计
  • 新型核动力装置用多群常数库的制作方法研究
  • 对新型核动力装置用多群常数库研制中共振处理精确化问题进行了研究,特别就子群方法进行了调研。传统的共振计算方法若要提高共振处理的精度,就需增加共振能区的数目(数百甚至数千群),子群法是一种共振自屏计算模型,是对某共振能群的截面区间进行细分,属于同
  • 裂变产物核反应网络方程研究
  • 本工作拟通过建立核反应网络方程计算模拟系统,模拟强中子场下裂变产物核产生消失过程,研究强中子场对裂变产物核的影响,以及随时间的变化规律,给出有无中子场下裂变产额随时间的变化的区别,这为将来对不同的中子场下、不同的入射中子能量下裂变产物产额能量关系、质量分
  • 20MeV以下~(40)Ca(n,tot)反应截面的评价及协方差分析
  • 以40Ca(n,tot)反应截面为例,对结构材料核全截面数据及协方差评价方法做了探讨性研究,对实验数据进行了分析和评价,给出了新的评价截面以及协方差数据。40Ca(n,tot)反应实验数据较多,共振区结构相当复杂,平滑区也有一些分歧。本工作以10MeV为界,对两个能区分别处理。10MeV以下,因各家数据不可能给出相同的峰谷值,我们推荐S.
  • 基于相对论Dirac Bruckner Hartree Fock的核子微观光学势研究
  • 本工作采用相对论Dirac-Bruckner-Hartree-Fock理论研究同位旋依赖的微观光学势,计算过程采用Bonn-B介子交换势为核心进行讨论。该方法中自能的实部与虚部可以通过Lorentz协变投影同时得到。为了研究有限核的散射问题,采用一种改进的局域密度近似方法(ILDA),将核物质中
  • ~(64)Ni-Gd-Cu靶的制备
  • 物理测量实验中需要用到64Ni-Gd-Cu三层靶。其中,中间层Gd的厚度约为1.7mg/cm2,且要求Gd膜有良好的铁磁性,阻止层Cu的厚度约为12mg/cm2,且要求Cu膜有良好的立方晶格结构,前面的反应靶层是厚度约为350μg/cm2的64Ni,要求反应靶层的均匀性好于90%。
  • 超薄大面积双面镀金Mylar膜的制备
  • 在核物理实验中,大面积的多丝平行板雪崩探测器(MWPPAC)是常用的一种气体探测器。MWPPAC一般由前窗膜、X丝、阳极膜、Y丝和后窗膜组成,主要用于测量重离子的X、Y位置以及时间信号。该探测器的特点是能够做成很大的面积,具有时间和位置分辨,因此广泛应用于裂变
  • CARIF项目中的后加速简介
  • CARIF是基于CARR堆的新一代极端丰中子核素装置。它利用CARR堆的中子打靶产生丰中子核素,并把该核素加速至150MeV/u后再次打靶后产生极端丰中子核素。用户需求为:加速重离子(132Sn,91Kr,…)束流能量高于150MeV/u高束流传输效率(初级-11
  • CIAE强流ECR离子源研制
  • 研制了1台强流ECR微波离子源,离子源从直径7mm的单孔引出大于150mA的离子束(75keV),引出束流密度达390mA/cm3,质子比85%~90%,束流纹波好于3%。采用独特的微波馈入方式,彻底解决了二次电子回轰造成微波窗的损坏,提高了离子源寿命。离子源在75keV,110mA束流
  • 低能强流质子束空间电荷中和度测量
  • 空间电荷效应会造成离子束发射度增长、束流损失增加、束流能散增大等问题。离子束的流强越大、能量越低,空间电荷效应就越明显。本文介绍研制的一台四栅网能量分析器(FGA,Four-Grid Energy Analyzer),用于加速器驱动核废料嬗变系统强流加速器低能传输段束流空间
  • 束流积分仪研制
  • 束流积分仪对给定输入电荷产生数字化的脉冲信号,可准确测量直流或者变化缓慢的脉冲电流的平均值。研制的离子束和电子束扫描束装置需要使用束流积分仪进行束流均匀性测量和束流累积剂量测量。因此,自行研制了满足实验要求的束流积分仪。束流积分仪原理图如图1所示,输入放大器A1选用斩波稳定正比放大器,它具有极低的输入偏压
  • ADS用ECR离子源脉冲束流发射度的测量
  • 测量了用于ADS研究的强流ECR离子源脉冲束发射度,离子源引出120mA/75keV的强流质子束,并通过调制微波电源实现离子源引出束流的脉冲化,脉冲频率50Hz,脉冲宽度1ms,上下沿约20~30μs。测量装置如图1所示。
  • 低能电子束注入装置的研制
  • 研制了1台低能电子束注入扫描装置,用于模拟空间环境中低能粒子对航天产品的侵蚀效应。低能电子束注入装置可引出2nA~100μA量级的电子束,能量在1~50keV连续可调,束流扫描范围从φ20mm到φ100mm可调,扫描均匀度好于90%;靶上注入剂量率108~1014s-1.cm-2,能够进行在线束流剂量监测。
  • 质子束注入系统的研制
  • 为模拟空间环境中低能粒子对航天产品的侵蚀效应,研制了一台质子束注入系统,要求质子能量在1~50keV连续可调,流强0~6μA可调,束斑φ20~150mm连续可调,束流均匀度在φ20~150mm束斑大小下均匀度均优于90%,质子纯度好于98%,同时要求系统能够长时间持续工作。注入系统的基本结构如图1所示,其主体由离子源、前透镜、速度选择器、后透镜、偏转器和X、Y向扫描器等元件组成。
  • CARISOL靶结构的热计算
  • CARISOL是利用中国先进研究堆(CARR)的高注量率中子打235U靶产生丰中子核素,经过离子源形成放射性核束,核束经过聚焦和分辨后进一步被加速到更高能量。由于CARR堆的中子注量率高达1014s-1.cm-2,靶上U的裂变所产生的热功率很大,5g量级的235U靶会产生约50kW的热功率,同时靶必须放置在直径φ17cm的中子管道内,靶上的功率密度将高达kW/cm量级。为
  • 一种用于中子衍射样品原位实验的镜面高温炉的研制
  • 在中子衍射谱仪样品的原位高温加载实验中,需要用到高温炉装置。现有的用于中子衍射的高温炉装置为整体封闭式结构,其主要缺点是中子需穿透炉体壁到达样品,衍射中子束再次穿过炉壁到达探测器,由于炉体壁对中子的吸收造成束流强度减弱,不利于高计数率的实验测量。针对封闭
  • 多功能D8 X射线衍射仪的安装
  • 作为中子散射的有力辅助工具,X射线散射设备对于实验前获取物质的精细结构,组成成分等信息具有重要的意义。它将有利于节约中子束流时间,为反应堆的高效利用提供重要的帮助。为此,中子散射实验室在建设中子散射设备的同时,积极筹措资金开展X射线辅助设备的建设,2011年
  • 极端样品环境高温炉的安装与调试
  • 为满足中子散射实验的需求,中子散射实验室配备了极端样品环境——高温炉(图1)。该高温炉是生产高温炉的专业制造商——ScientificProductsLtd公司设计制造,已达到了世界先进水平。中子散射实验室已指派专人完成了高温炉的安装与调试工作。该高温炉高温达到了1800℃,温度
  • CARR中子织构衍射仪最新进展
  • CARR中子织构衍射仪在2011年完成了多个关键部件的设计、安装、调试,主要包括准直系统、单色系统、限束系统,同时对探测器屏蔽体和谱仪测控软件进行了改造。准直系统包括准直器和姿态调整装置。准直器用来对中子束发散度进行限制,而姿态调整装置则用来对准直器进行姿态微调。第一准直器姿态调整装置在设计时考虑了不同发散度准直器的选择
  • CARR冷中子束流传输系统规划
  • 2011年11月,中子散射实验室基于CARR冷源和孔道参数及各中子谱仪终端的要求,应用蒙特卡罗拟合软件VITESS,计算比较了不同冷中子散射谱仪位置处,导管系统的传输效率、信噪比、水平分布和水平发散角分布等束流品质参数,完成了CARR冷中子束流传输系统初步的规划设计。设计中的CARR冷中子束流传输系统共分为CNGA、CNGB-N、CNGB-S、CNGC-N、CNGC-S和
  • 中子织构谱仪实验软件设计
  • 中国原子能科学研究院中子散射实验室正在中国先进研究堆(CARR)上建造我国第一台中子织构谱仪,该谱仪将用于材料科学和工程应用等领域的织构测量和分析。它的样品台及测控系统是从德国于利希中子散射中心引进,引进前作为四圆单晶谱仪的关键部件,通过四圆谱仪实验软件实现单晶结构的
  • 光学浮区法生长LiFePO4单晶
  • 近年,锂离子电池的正极材料的研究主要集中在含锂金属氧化物。具有橄榄石结构的磷酸铁锂(LiFePO4)以3.5V的充放电平台,高容量、热稳定性好、低成本、环境友好等优点成为最有应用前景的锂离子电池正极材料,是目前锂离子电池正极材料研究的一个热点。本实验采用固相反应合成的LiFePO4粉末,粉末的粒径大约为4μm。将LiFePO4微细粉末装入
  • 新型热中子闪烁体转换屏的研制进展
  • 2011年,中子照相小组在新型热中子闪烁体转换屏的研制工作中取得了一定的进展,为即将在CARR上建立的中子照相设备使用自行设计的、适合其特点的转换屏奠定了研究基础。以H310BO3作为中子吸收材料,ZnS(Ag)作为荧光材料,通过喷涂法制备了一系列的闪烁体转换屏,并使用北
  • 中子照相方法检测核燃料元件
  • 核燃料元件是反应堆的核心部件,必须对其进行严格的检测以确保反应堆安全运行。在对核燃料元件进行无损检测时,相对于X射线照相,中子照相具有以下优势:1)中子的穿透能力很强,可穿透厚的燃料元件,检测位于包壳内部的UO2芯块的结构是否完整以及分布状况;2)中子可区
  • Lu_(2-x)Fe_xMo_3O_(12)晶体结构与热膨胀性能研究
  • 低热或零膨胀材料在航天材料、微电子器件和光学镜面等许多领域具有广泛的应用前景。采用固相合成法合成样品Lu2-xFexMo3O12,利用X射线衍射对其晶体结构和热膨胀性能进行研究。在x≤1.3,化合物为Lu2Mo3O12型正交结构(空间群Pnca);x≥1.5,化合物为Fe2Mo3O12型单斜
  • 应用于机械速度选择器校准的中子飞行时间谱仪研制
  • 中国先进研究堆小角中子散射谱仪位于中子导管大厅,安装在冷源导管出口处。机械速度选择器是小角中子散射谱仪关键部件,其将导管传送的白光中子束单色成中子散射实验需要的波长λ,分辨Δλ/λ(FWHM)的单色中子束,波长可调范围:2.7~45,分辨可调范围:8%~
  • 小角中子散射谱仪进展
  • 本小角中子散射谱仪属于科技部主管的国家科技基础条件平台建设项目之一,目前建造已全部完成。按照项目协议书的要求,我方本年度的工作主要包括以下几个方面:第一个部分是按照工程的进展,配合生物屏蔽的制造厂家中国核工业第二四建设有限公司,完成小角谱仪外围生物屏蔽体的现场安装,包括了最困难的速度选择器外围的铅屏蔽体的安装以及一
  • ~(93)Nb(n,2n)~(92)Nb~g反应截面的AMS方法最新进展
  • 基于HI-13串列加速器的93Nb(n,2n)92Nbg反应截面AMS绝对测量方法已经建立。测量灵敏度(空白样品本底)可达9×10-11。但是辐照样品中92Nbg的含量太低,采用绝对测量的方法,误差较大。由于94Nb在样品制备、测量方法、光路调试等条件极为相似,通过AMS测量94Nb的系统误差去模拟92Nbg的系统误差是解决92Nbg相对测量的有效途径。安装新的离子源后,引出效率和引
  • ~(41)Ca示踪正常大鼠与骨质疏松大鼠对不同形式钙的代谢行为研究
  • 2009年中国因缺钙而患骨质疏松症的总人数达9千万,补钙成为流行。但最近的研究表明:生物体(特别是骨质疏松生物体)摄入过量的钙可能会引起一些其他疾病。因此,明确钙代谢调控机制,对于研究骨质疏松症有重要意义。传统的生物示踪技术存在钙源区分不明显、测量灵敏度
  • 基于AMS测量的~(129)I化学提取方法浅析
  • (129)I是一种长寿命放射性核素,其半衰期为1.57×107a,被广泛应用于许多环境活动,诸如核安全监测、海水运输及地质测年。自然环境中的129I主要由大气中宇宙射线与氙相互作用、地壳中238U自发裂变以及中子诱发的235U裂变产生,陨石碎片和Te的中子俘获也产生少量的129I。
  • 过热液滴探测器对温度响应的研究
  • 过热液滴探测器具有如下优点:可以重复使用;计算累积剂量;可以在室内室外使用;体积小巧,可以随身佩戴;成本相对低廉;产生的气泡使用肉眼可以直接读数;可以在伽玛-中子混合场里使用并且受伽玛影响小,从而越来越受人们的重视。
  • 超痕量环境样品~(236)U/~(238)U-AMS方法的关键问题研究
  • 环境样品中236U的AMS测量,鉴于铀的含量极低(皮克级),降低本底至关重要。在已建立的236U-AMS常规测量方法上进行改善:首先,不添加载体铀,进行环境样品的制备,以防止载体中的铀对测量结果产生影响;其次,利用238UO-进行离子的模拟传输会给整个系统带来较大的本底干
  • ~(79)Se/Se的AMS绝对测量方法研究
  • 国内外对于79Se的测量数据尚存在较大分歧,所发表的数据有较大的出入。本课题拟对79Se高丰度比(79Se/Se~10-7)含量的样品进行加速器质谱(AMS)绝对测量。AMS是一种基于标准样品的相对分析方法,但是无法落实79Se标准样品,所以只能采用绝对测量方法。AMS测量79Se/Se的基本原理是交替注入78Se、79Se和80Se,并利用探测器测量这些同位位的计
  • CIAE的~(182)Hf AMS测量中~(182)W的压低因子的测定
  • 在182Hf的AMS测量中182W的压低因子是一个很重要的指标。它被定义为空白样品中的182W/180Hf的值除以AMS测量得到的182W/180Hf的值。为满足一定的测量灵敏度的要求,被测样品中钨含量的上限应该用182W的压低因子预先估计出来。这对于被测样品的化学制备方案的确定是很重要的。研究表明,通过选取适当的靶物质化学形态和离子源的引出离子形式,182W可以被极
  • 加速器质谱测量~(53)Mn中样品形式研究
  • 自然界中的53Mn主要是由初级或次级宇宙射线与铁元素进行低能核反应的产物,其半衰期为3.7×106a。由于其定年范围可达到千万年之上,所以它是测量各种地貌参数(如暴露年龄、侵蚀速率等),研究分析深层铁锰结壳的一种很有用途的核素。我们实验室从德国慕尼黑工业大学获得了53Mn/55Mn比例为2.83×10-9的标准样品,但我们需
  • CARR堆瞬发伽马活化分析装置束流阻止器的设计方案
  • CARR堆瞬发伽马活化分析装置包括:中子束流系统、屏蔽体、控制系统、探测系统和数据获取及处理五部分。CARR堆瞬发伽马活化分析装置的中子束流是采用20cm×φ6cm的单晶铋作为过滤器,单晶铋放置在HT2孔道的转动门中。中子束流经过单晶铋之后,在孔道出口要再经过一个外部准直器进一步准直以约束束流截面。从准直器出来的束流到达样品室对样品进行照射,最后利
  • 用缓发中子法识别和定量~(235)U、~(239)Pu的初步研究
  • 利用缓发中子计数法对U-Pu混合物中235U和239Pu含量快速测定进行了初步研究。在中国原子能科学研究院30kW微型反应堆(简称微堆)垂直孔道辐照235U、239Pu以及U-Pu混合物样品30s,冷却2s,用缓发中子探测器测量100s,得出235U和239Pu的探测限分别为0.14和0.18μg;探测器效率为0.01300±0.00025;当235U和239Pu质量比m(235U)/m(239Pu)=1.2时,235U、239Pu含量的相对标准
  • CLAM钢样品三束同时辐照研究
  • CLAM钢是我国自行研制发展的低活化马氏体钢,材料组份为:Cr(8.91%),W(1.44%),V(0.20%),Ta(0.15%),Mn(0.49%),C(0.12%),S(0.003%),Si(0.29%),其余为Fe。是新型核设施系统结构材料的候选之一。本实验中采用的CLAM钢样品是φ15mm×0.5mm,表面采用机械方法抛光成镜面。样品辐照
  • H-Pd、H-PdAg和H-PdY合金系统的正电子湮没研究
  • 使用正电子湮没方法研究了Pd、Pd0.75Ag0.25和Pd0.92Y0.08合金系统的氢致缺陷随氢含量的变化关系。合金样品在充氢装置内充氢,充氢前进行充分退火。Pd样品充氢浓度x为0、0.2、0.35、0.55,Pd0.75Ag0.25样品充氢浓度为0、0.11、0.23、0.3、0.35,Pd0.92Y0.08样品充氢浓度为0、0.16、0.24、
  • 国防科技工业电离辐射一级计量站能力提升项目进展
  • 2011年,计量测试部承担了国防科技工业电离辐射一级计量站能力提升项目,该项目将新建1套电子直线加速器及辅助设施,解决国防科技工业电子束吸收剂量校准工作缺乏参考辐射场的问题。目前签订合同15份,全年对3份合同15个质量控制点进行了见证及关闭。该项目于2010年与中国原子能科学研究院核技术应用研究所签订“多能量档电子直线加速器
  • SSS中子能谱仪
  • SSS谱仪由加拿大BTI公司生产,全称为闪烁谱仪,可测中子能量范围为4.0~17MeV。谱仪由两部分构成:1)探头部分,包括塑料闪烁体阵列、光电倍增管、光脉冲驱动器和高压电源,闪烁体尺寸的选择既考虑了系统的探测效率,同时又将探测单元对γ射线的灵敏度降到最低;2)数
  • keV能区单能中子参考辐射场靶设计研究进展
  • 2011.7—2011.8期间keV能区靶测试实验出现底衬击穿现象,为了解决这一问题,利用FloWizard有限元分析软件,模拟计算了核反应靶头温度分布。首先,改变束斑面积:输入条件是束流强度40μA,束斑半径分别是1、1.5、2.5mm时,靶中心区域温度分别是4735、2534、917℃。
  • keV能区中子参考辐射注量率绝对测量装置~6LiF-SSD探测器设计
  • 利用6LiF-SSD探测器绝对测量keV能区中子参考辐射中子注量率。6LiF-SSD记录6Li(n,t)α反应放出的t,SSD探测器采用Si半导体探测器(300mm2,100~500μm厚)。样品薄膜和探测器之间是限束光阑。6LiF膜采用真空镀膜方式镀在10μm厚的Al膜上,质量厚度为360~789μg/cm2。
  • TEPC集成电路设计
  • TEPC输出信号脉冲幅度大小与辐射沉积能量成正比,其测量的线能谱一般跨越3~4个量级,且低能端易受噪声干扰,根据TEPC探头输出信号特点进行集成电路的设计,分两路放大线路进行不同增益的放大,最后再进行谱连接。集成电路需要实现LCD显示、PC机输出以及USB存储等
  • 组织等效正比计数器制作方案
  • 组织等效正比计数器(TEPC)的电子学设计与机械设计会相互影响,如材料、探测器稳定性、性能特征、装配等各方面存在约束。探测器的设计主要有几个方面,电子学设计是否满足探测器的测量要求,包括电离增益、电子学噪声等;机械设计包括探测器各组件设计、材料选择及其机械强
  • 用~(36)Cl标准场校准HPGe探测器效率
  • 对于能量高于3.5MeVγ射线的探测效率校准,只能用核反应的方法实现,热中子35Cl(n,γ)36Cl反应在1991年、2002年和2007年3次被IAEA在“用于探测器校准的X和γ射线“中推荐为高能γ射线标准,其部分特征γ射线的能量和相对强度如表1所示。本实验就是利用微型反应堆水平36
  • ~(60)Co γ单源照射装置研制
  • 辐射剂量监测仪器校准中必不可少的是辐射源以提供必要的参考辐射场,根据GB12162.1—2000《用于校准剂量仪和剂量率仪及确定其能量响应的X和γ参考辐射:第1部分:辐射特性及产生方法》等相关标准要求,在计量标准实验室内需要采用不同活度的同位素放射源(60Co、137Cs和241Am等)以建立多种参考辐射。单源照射装置准直以后产生散射辐射不大于5%的参考辐射用
  • 低能过滤束X射线参考辐射特性参数的确定
  • 低能过滤束X射线参考辐射的特性参数包括空气比释动能率、各辐射质半值层、平均能量、谱分辨率、转换系数以监督电离室重复性和稳定性等。利用PTW-34047型软X射线电离室完成了各辐射质空气比释动能率约定真值的测定工作,并将该值传递给自行研制的薄窗监督电离室,对监
  • 低能荧光X射线参考辐射场的建立
  • 在10~100keV能区范围内,辐射防护仪表的响应变化很快,特别对于低能光子(<30keV),微小的能量差别可使仪表能响出现较大变化。因此,建立能量准确已知、能谱纯度较高、空气比释动能率适宜的低能荧光X射线参考辐射场,可为仪表能量响应的准确测量提供计量保障,具有重
  • 高气压电离室能响补偿问题的蒙特卡罗方法研究
  • 本文介绍了一种用于计算补偿高气压电离室能量响应问题的蒙特卡罗方法和模拟结果,模拟计算采用MCNP4C程序,计算模型需要填写标题卡、栅元卡、曲面卡和数据卡,其中数据卡包括问题类型卡、栅元参数卡、曲面参数卡、源描述卡、材料卡、计算卡和坐标转换卡等。模拟过程中刻
  • 准直照射装置中散射腔作用的蒙特卡罗方法研究
  • 介绍了准直照射装置散射腔尺寸对辐射场中散射辐射影响的蒙特卡罗研究方法和计算结果。根据相关标准要求,标准辐射场中散射贡献要小于辐射场总剂量率的5%。准直照射装置是产生平行束参考辐射的重要手段,而准直照射器的散射腔对辐射场中的散射射线贡献有重要影响。因此,该
  • ~(56)Co标准溶液的活度测量
  • 56Co是β+和电子俘获衰变核素,19.58%为β+衰变方式,80.42%为电子俘获衰变方式,并发射数十条γ射线,最终衰变到56Fe基态,半衰期为77.236(26)d。由于子核的原子序数比较低,且发射的γ射线能量较高,因而内转换系数特别小甚至可忽略不计。56Co是高能区γ探测器效率刻度的重要核素,准确测量其活度,对γ谱仪效率的校准具有十分重要的意义。绝对测量装置主要为
  • 环境水平样品放射性活度γ能谱法测量分析比对
  • 低本底HPGeγ谱仪为相对测量仪器,是低活度水平样品中所含有的γ放射性核素定性和定量分析最便捷方法。环境水平样品γ放射性核素γ能谱法测量准确度与许多因素有关,定期有针对性进行各种介质及核素的环境水平样品放射性核素活度测量分析比对,是检验测量装置和操作人员能
  • 氚测量微量热计研制进展
  • ITER是在欧洲正在建设和将要建成的世界最大和最先进的实验托克马克核聚变反应堆的科研和工程项目。它利用的核聚变反应是氘和氚在高温下的核聚变,因此,测量氚、产氚和提氚均是ITER的一部分。TBM在线提氚测量与分析关键技术研究是国内ITER产氚和提氚的重要课题,在许多分
  • 选择采样活度测量方法的建立
  • 选择采样方法是一种活度绝对测量方法,通过测量γ信号相对β信号的时间分布谱来导出活度,具有测量计数率范围宽的特点。为了测量短寿命核素的活度和核参数,本工作开展了选择采样活度测量方法对高活度短寿命核素测量的研究。选择采样测量装置由β探测系统、γ探测系统、数字时间谱记录系统及数据处理软件4个部分
  • 液闪绝对测量装置研制进展
  • 液闪三管两管符合比(TDCR)法是一种放射性活度绝对测量方法,其优点是制源方便简便,适用于大多数纯β核素及EC衰变核素的绝对测量,结果准确可靠。我们正在研制1套液闪绝对测量装置,开展TDCR法纯β核素的活度绝对测量。电子学线路如图1所示,从光电倍增管阳极输出的三路信号,经过放大、恒比甄别后,进入多
  • 标签剂量计的研制
  • 标签剂量计是一种在一定的电离辐射下发生颜色明显改变的薄膜标签,可用于目视辨别辐射加工产品是否受过辐照,估计辐射剂量水平,对辐照质量控制具有重要意义。经大量实验与研究,成功研制出一种以聚乙烯醇(PVA)-甲基橙-卤素组分为主要材料的标签剂量计。该标签剂量计在0~25kGy范围内存在一剂量响应突变点,在超过该点的辐射剂量下,标签剂量
  • 放射性废物桶标准源的设计与线状源的模拟验证
  • 为解决分段γ扫描装置的校准问题,考虑到一般的混合方法容易产生热点,且实验过程中产生的放射性废物较大,另外还存在放射性运输安全问题,采用壳源法设计了放射性废物桶标准源。该方法可实现放射源与桶的分离,其结构设计如下:将等活度的6份放射性溶液分别注入到安瓿瓶中
  • 大面积标准放射源制备技术研究
  • 在传统电镀技术的基础上,结合电刷镀技术,建立了大面积标准放射源制备装置,旨在解决核设施退役、核燃料生产以及核动力反应堆和放射性同位素生产等场所使用的大面积表面放射性污染测量仪器仪表的校准用标准源问题。本工作采用二维移动平台,实现了对阳极镀笔行程的自动控制,提高了大面积源的均匀性。针
  • 高灵敏度自显色个人剂量计制备方法研究
  • 个人剂量测量在核军工、核医学以及反核恐等方面具有重要意义。自显色个人剂量计实际上是一种可直接通过目视比色确定吸收剂量的辐射变色薄膜剂量计,具有成本低廉、可携带、读取方便、无需校准、照后稳定、可存档等优点。本工作研究了基于聚合变色体系、可用于制备高灵敏度自显色个人剂量计的可行性。
  • 振动孔法制备铀氧化物微粒方法研究
  • 本实验采用振动孔气溶胶法制备粒径为1~2μm和4~6μm的铀氧化物微粒样品。本工作研制了1套微粒制备装置,采用振动孔气溶胶发生器,将配制好的一定235U丰度的硝酸铀酰/异丙醇溶液,经微粒制备装置制备成单分散固定粒径的铀微粒。通过建立气体载带系统、气溶胶发生器(含干燥柱和气溶胶中和器)、预热管和管式电炉、冷却装置及微粒收集器等分别用于气溶胶微粒的载
  • 利用超短脉冲激光自生磁场进行同位素分离研究
  • 脉宽为120fs、能量为7mJ、红外激光与固体硼(B)靶相互作用,在靶的法线方向利用铜作为沉积基片生长了一层B膜。利用二次离子质谱方法分析了B在基片上的同位素分离情况,测量结果表明在超短激光等离子体相互作用过程中产生的自生磁场对B同位素产生分离作用,一级浓
  • 10TW装置真空系统
  • 10TW装置中,经过多通放大后的超短脉冲,从进入脉宽压缩器开始直到靶上,都需要在真空条件下传播。真空系统由脉宽压缩真空室、真空连接管道、瞄准/监测真空室、隔离薄膜窗和八面体真空靶室组成(图1)。1)脉宽压缩真空室
  • 10TW装置飞秒激光传输与布局的设计
  • 10TW超短激光装置是将已建成的0.1TW前端Spitfire再生放大输出的飞秒脉冲作为种子光引入,通过多通放大方式预计输出400mJ、40fs、重复频率10Hz的飞秒激光,功率密度达到10TW。整个装置由若干个功能箱体组成,每个箱体都将对所传输激光的性质或方向产生改变。因此,
  • 超短激光与不同厚度的金薄膜靶相互作用加速质子的能谱测量
  • 本工作利用能量11mJ、波长744nm、脉宽120fs、功率密度为6×1016W/cm2的超短脉冲装置上,开展了超短脉冲激光与2.1μm和5μm金薄膜靶相互作用产生质子束的实验研究。利用Thomson
  • 248nm紫外短脉冲激光驱动的质子加速及其在质子束快点火中的潜在应用
  • 超强激光驱动薄膜靶产生高能质子束,是强场激光物理的一个重要研究方向,其脉冲强流、高能等特点适合于质子束快点火的应用研究。质子束快点火要求超强激光驱动的质子束的束强度1020W/cm2、脉冲宽度10~20ps、平均能量3~5MeV,现有的超强激光驱动的质子加速机制,如靶后鞘层加速机制、辐射压力加速机制等
  • 预脉冲对超短激光与薄膜靶相互作用加速产生质子的影响
  • 采用波长为744nm、聚焦功率密度为6×1016W/cm2的超短激光分别与两种不同厚度的铝薄膜靶相互作用,通过测量质子束角分布和能谱的变化,研究了预脉冲对质子加速的影响。质子计数随着薄膜靶厚度的降低而迅速增加,但是由于预脉冲影响了较低厚度薄膜靶的面型,导致质子横向发
  • “天光一号”激光装置靶面激光均匀性实时监测系统
  • 材料高压下的状态方程(EOS)研究室现代许多物理领域都非常感兴趣的课题,20世纪70年代开始,国际上相继建成了一批高功率激光装置,引发了利用高功率激光辐照靶材产生强冲击波替代传统的空气炮和核爆方法进行材料高压状态方程实验研究的设想。中国原子能科学研究院高功率
  • 紫外超短激光脉冲诱导离子加速的PIC模拟研究
  • 超短超强激光脉冲与固体物质相互作用产生高能离子的研究,以其加速场强度比传统加速器高出4个量级的绝对优势而受到国际加速器以及激光专家的广泛关注。但是目前绝大多数实验及理论研究都集中在800nm或者1μm的可见或红外固体激光器。但实际上,决定质子能量的主要有两点:
  • 时间相关的电子温度所诱导的激光离子加速
  • 超短激光与固体物质相互作用产生高能离子的物理基础是等离子体真空膨胀理论。然而实际的物理过程是非常复杂的,等离子体是高温,不能达到宏观热平衡的,但是可以假设其满足局域热平衡。在这个条件下,我们提出了随时间变化的电子温度的等离子体等温膨胀模型。并且得到了相应的电势和加速电场的分布函数。最后,在某种特殊情况下,我们详细计算了相应的解析结果,并对
  • 10ns短脉冲激光器VARIEX的研制进展
  • 中国原子能科学研究院高功率准分子激光实验室与匈牙利赛格德大学共同申请了中国与匈牙利政府间科技合作项目:纳秒级高功率KrF激光系统的研究,2011年的主要内容是双方合作研制1台输出能量200mJ、脉宽小于10ns的激光装置用作原子能院“天光“装置的前端。该激光装置由
  • 高功率准分子激光驱动冲击波平面性的实验研究
  • 状态方程测量对于冲击波的要求包括平面性、干净性和稳定性。从流体力学3个基本守恒方程组出发推导状态方程的过程就是以冲击波平面性为前提的,因此状态方程的实验研究首先就要保证冲击波的平面性,否则无法用上述方程组来推导状态方程。122
  • 靶位自动准直系统的建立
  • 在靶位自动准直方案确立后,进行了硬件系统的订购;根据新的光学硬件的尺寸,在原光路系统上进行了必要的固定架的修改;根据靶位自动准直方案进行了光路系统的搭建;准直系统的调试过程中,对监测系统进行了局部光路调整。完成了靶位准直系统的调试。1设备的选取及加工订购透镜、镜架等光路设备。确定了CCD的型号因靶位的光斑是500μm左右、248nm的紫
  • 350kV高压加速器改进计算
  • 350keV静电高压加速器在调试过程中遇到很大问题,主要是加速器不能稳定运行在20mA设计指标,输出设计的电子束流强只能维持很短的时间,否则真空很快变坏。其主要原因是很多束流损失在扫描盒上,导致其温度快速上升,产生大量气体和溅射粒子。首先利用PBGUN程序,根据加速器的机械结构对电子运动轨迹进行了模拟计算。计算结果显
  • Spoke的动力学计算
  • Spoke加速结构相对于椭圆腔有很多优点,特别是对中低能段的束流。其在超导加速器的应用前景非常深远。本研究基于Spoke加速结构设计了能量从7MeV到600MeV的加速器,用到了5种加速结构,0.14、0.21、0.33、0.47和0.63结构。其中0.14结构将能量从7MeV加速到15MeV,0.21结构加
  • 束斑均匀化器件的设计研究
  • 均匀和边界清晰的离子束斑对一些高功率束流应用上的需求极为迫切,它对于提高靶的寿命和束流利用效率极为重要。目前国际上提出了3种束斑均匀化器件,包括八极磁铁、极片磁铁和台阶场磁铁。我们提出了新型的用于束流均匀化的异型四极铁和六极聚焦磁铁。异型四极铁在束流中心附近插入一对屏蔽磁极,形成1个零场区域,不对束流产生作用,远离
  • 行波加速管的动力学计算
  • 在行波加速管的动力学计算过程中,必须求出粒子运动的加速管内的场分布。场分布的结果除了受到束流负载效用的影响,另外一个关键的因素是行波场在加速管内传播的衰减系数。求解过程是,首先求解出行波腔的色散曲线,由此可得群速,最后利用谐振腔Q值求出衰减系数。色散曲
  • 10MeV大功率单腔电子辐照加速器谐振腔的设计
  • 本文介绍10MeV大功率单腔电子辐照加速器的主加速腔进行了计算,加速器可引出最高能量10MeV的不同能量的大功率电子束,或打靶产生X射线,可为满足以上辐照加工业的需求提供强有力的技术支撑。其原理与通常的S波段(2.856GHz)10MeV辐照加速器不同,其主加速腔只有1个,工作的
  • 医疗加速器治疗床以及旋转臂的受力分析
  • 本文使用有限元方法,对一种医疗加速器中治疗床和旋转臂进行受力分析,分析结果表明其强度满足国家标准要求。医用加速器是诸多治疗手段中极为重要的一环。治疗床用于支撑病员,包含多个运动自由度,能最大限度地实现对病人的摆位要求,方便医生将病员的病灶置于辐射区内进行治疗。治疗床整体
  • 常温CH-DTL的初步设计
  • CH(cross-bar H-type structure)结构是近几年提出的一种适用于低B的新型DTL(drift tube linac)加速结构,可以工作在更高的频率(150~700MHz)下,从而可以得到更高的输出能量(150MeV),这种结构是目前加速器研究热点之一,许多国内外大型加速器工程均采用这种结构。本文主要介绍室温CH结构的腔体优化,模型
  • 超导Spoke腔设计
  • Sopke腔是一种新型的超导加速结构,也称为轮辐型腔(Spoke type cavity),主要用于中β加速段,国际加速器界正在努力推进其相关技术,而相当多的加速器设计方案采用了Spoke加速结构(图1)。相比于相同频率的椭球加速腔,Spoke腔的径向尺寸小;微波耦合能力强;不需要在束流管道上安装耦合腔,可以使其单位长度的
  • 350keV高压倍加器自屏蔽系统研制
  • 350keV高压倍加器是一台高压型辐照加速器,用于塑料薄膜的辐照消毒。电子枪发射的电子经加速管加速,产生的电子束经扫描后对流水线上的塑料薄膜进行辐照。由于电子束轰击金属后产生X射线,会对人体造成伤害,所以需要对高压倍加器整体进行屏蔽,以防止X射线泄漏。为实现高压倍加器的小型化,设计了一套由金属铅为主体,外面包钢板的自屏蔽系统,对X
  • 多能量档电子直线加速器真空系统研制
  • 多能量档电子直线加速器是1台用于辐射计量学科学研究的大型实验装置,其真空系统保证电子束在加速腔内顺利输运。整个真空系统由真空负载、真空获得元件、真空测量元件、真空阀门等组成,真空负载由速调管、波导入口、电子枪、加速管、波导出口、五通、束流输运管道、扫描盒等组成。根据真空负载
  • 基于FINS协议和协议宏的控制网络通信的实现
  • FINS协议和协议宏均为欧姆龙可编程控制支持的通信协议。使用FINS协议,欧姆龙可编程控制器作为TCP服务器,用户需开发TCP客户端程序。协议宏为欧姆龙可编程控制器串行通信选件板所支持的与外部串行通信设备进行数据交换的协议,该协议允许用户自定义发送/接收的消息队列格式。
  • 采用虚拟仪器技术的图像处理软件实现方法
  • 以LabWindows/CVI开发虚拟仪器用户交互界面,以MATLAB作为后端图像处理工具,通过数据交换ActiveX技术,在虚拟仪器环境下调用MATLAB的图像处理功能函数,实现了对图像的快速处理。MATLAB软件提供了丰富的图像处理函数。使用LabWindows/CVI开发用户界面,获取外部
  • 无损检测用探伤机厂房辐射防护计算软件的开发
  • 根据加速器X射线屏蔽计算的数值方法,使用LabWindows/CVI开发了无损检测用探伤机厂房辐射防护计算软件。该软件根据用户所设定厂房各位置屏蔽体材料、厚度、X射线能量等参数,自动调用Word软件打印生成辐射防护报告。
  • 350keV电子高压加速器剂量场分布计算
  • 350keV电子高压加速器辐照装置用于辐照生产医用输液塑料袋原膜材。本工作使用蒙特卡洛方法计算了350keV/20mA电子加速器辐照剂量场分布。计算结果给出了塑料膜材的吸收剂量。计算过程中将塑料膜材划分为1mm×1mm×1mm的网格,记录了各网格内的射线沉积能量,得到了沉积能量的空间分布。该结果为生产合格医用输液
  • 多能量辐照加速器速调管快速保护系统的研制
  • 多能量加速器在无损探伤、安防、工业辐照等领域有着广泛的应用。高功率速调管价格昂贵,是该类型加速器的重要部件之一。在加速器整机调试和运行过程中,常因终端负载不匹配或波导内打火,使反射功率过大,容易造成速调管输出波导窗处场强过大,击穿窗片。由于这时速调管处于
  • 高燃耗乏燃料核素成分计算
  • 采用CINDER程序与蒙卡程序相配合可计算高燃耗乏燃料的核素成分,为此,首先对CINDER程序自带的数据库进行评价和改进,利用改进后的数据库开展基准问题的计算检验,并与化学分析结果和ORIGEN2程序计算结果作比较。
  • 环形燃料堆芯物理性能分析研究
  • 环形燃料元件按照13×13排列方式构成方形燃料组件(图1),组件结构尺寸以及堆芯大小符合秦山二期核电厂的基本特征,采用3种不同富集度的UO2燃料,分别为4.1%、4.5%和4.9%。核燃料按照富集度的不同分区布置,且采用含钆型燃料,Gd2O3(初始百分比为5.0%)作为可燃毒物
  • 田湾核电机组换料启动优化方案
  • 针对田湾核电机组换料启动方式开展优化研究,解决反应堆物理启动过程耗时漫长,效率较低的问题,并提出以下优化方案:1)反应堆冷却状态下,堆芯初始硼酸浓度由目前的16g/kg降到13g/kg;2)改变换料启动方式:提升控制棒→大流量稀释→硼酸均匀→小流量稀释改为提升控制棒→
  • 田湾核电站换料无源启动源强计算分析
  • 田湾核电站物理启动采用无源启动方式,为克服启动过程中的“盲区“,可利用辐照后的燃料组件代替二次源提供启动监测所需的中子。采用ORIGEN2程序计算乏燃料组件的核素成分及中子发射率,并根据田湾堆芯结构和探测器布置,用蒙特卡罗程序计算不同燃耗乏燃料组件放置在堆芯不同位置(图1)时堆外源量程探测器
  • 多体效应临界实验设计研究
  • 多体相互作用系统是指由两个以上的单体、反射层和屏蔽材料组成的系统,其安全性是核临界安全研究的重要方面。对系统进行核临界安全分析时,必须把每个单体都包括在内,且每个单体的排列能够详细描述。为保证系统的临界安全,必须确定各单体和中子屏蔽材料的组配。在核燃料循
  • 核燃料溶液系统瞬态计算分析
  • 在乏燃料后处理主工艺流程中,易裂变核材料通常是以溶液的状态存在。溶液核材料易被较好慢化,较少数量材料就可达到临界;溶液易流动且易适应容器形状的变化;浓度可改变,核材料可在水相和有机相间交换等。据统计,多数核临界事故均发生在涉及主工艺流程的溶液核材料系统。
  • 核电站提高负荷因子咨询报告
  • 本文的主要目的是通过对国内在役核电站投运以来运行业绩进行统计分析,与国外运营业绩优秀的核电站相比较,对影响国内核电站机组负荷因子的因素进行分析,归纳国内外核电站提高负荷因子方面采取的措施,总结经验,为进一步提高中核核电机组负荷因子提供建议。负荷因子是指一座核电站实际发电量占额定发电量的比例,其大小由多方面因素决定。本文考
  • 钠钾合金传热试验回路研制
  • 钠钾合金传热试验回路主要用于热管式辐射器性能测试,其主要功能是为辐射器性能测试段提供温度、流量等参数条件和工况调节。该回路由主回路、注排液支路、净化支路、流量校验支路、覆盖气体系统、空气冷却系统、真空系统、仪控系统及电气系统等9部分组成。回路参数为:工作介质,NaK-78;设计压力,0.5MPa;设计温度,620℃;额定流量,12m3/h。该系统共包含340
  • 基于B&R X20 PCC的测控系统研制
  • 可编程计算机控制器(Programmable Computer Controller,简称PCC)是集计算机技术、通讯技术、自动控制技术(简称3C技术)为一体的新型测控装置,随着技术的不断发展,PCC不仅能满足各种工业测控需求,还凭借其高精度的测控性能、丰富的函数功能、良好的通用性和兼容性,逐步应用于科学实验室当中。三电一
  • 铯蒸气压力传感器原型样机研制
  • 压力传感器被广泛应用于生产与科研的各个领域,但高温状态下的碱金属蒸气微小绝对压力测量技术在国内尚不成熟,这主要由碱金属的饱和蒸气压力特性所决定,现有的高温压力传感器无法满足微小绝对压力的测量,为此,研制了差动变压器式高温微绝压传感器。
  • 横向流中的圆柱系设计导则研究
  • 当流体横向流过圆柱系时,流体能量的一部分就传递给了圆柱体,从而导致圆柱体发生振动。横向流动导致的圆柱体振动一般比轴向流动引起的振动要剧烈得多,因此在设计过程针对其引起的结构振动要给予足够的重视。圆柱系中是否存在漩涡脱落,取决于圆柱体的布置以及系统的其他参数。文中给出了确定与漩
  • 轴向流中的单圆柱体设计导则研究
  • 处于轴向流动中的弹性圆柱体的振动属无序振动,故关注的量是响应的均方根值和振幅分布。这部分设计导则提供了一个用来计算处于轴向流体中的一个弹性棒或弹性管的均方根位移的关系式,这个关系式是建立在参数研究的基础上的,适用于参数处于特定范围的部件或系统,且要求这个部件或系统可简化为端部简支或固支的梁模型。这个关系式是通过梁的自然频率、阻尼参数、
  • 湍动横向流中的单圆柱体设计导则研究
  • 在反应堆中存在着许多类似圆柱体并处于横向流中的部件,可能存在强烈的流体激励机理,因此在疲劳以及腐蚀、磨损设计中一定要考虑到相应的响应。研究了振动激励机理的升力分量及其升力谱密度的特性及其影响因素以及升力方向与阻力方
  • 溢流时矩形薄壁平板流体弹性不稳定性数值模型分析
  • 液钠冷却池式快中子增殖反应堆(简称快堆)主容器壳附近设置有径向薄壁热屏蔽围堰。快堆运行时少部分冷钠通过热屏蔽围堰和主容器壳间的间隙从下向上流动,当液面高度高于围堰上沿时发生溢流,液钠沿围堰内壁面流入冷钠池。为研究溢流时薄壁结构与流体间相互运动引起的流体弹
  • 辐照前后国产压力容器钢的小冲杆测试研究
  • 在反应堆材料辐照性能研究中,往往会因为样品尺寸过大而造成一些问题,如:辐照费用昂贵、样品内部温度梯度过大、辐照后样品感生放射性过大等。对此,国外在上世纪开发了小冲杆测试方法,该方法使用是的φ3mm×0.3mm的小薄圆片试样从而较好地解决了这些问题。该试验方法是通
  • 断裂韧性试验数据分析软件包——CraX
  • 断裂韧性测试技术包括CT型试样的断裂韧性测试技术、三点弯曲试样的断裂韧性测试技术、材料J积分的测试技术、材料CTOD的测试技术等,且在试验过程中可能会产生大量的试验数据。为了处理大量的试验数据,也为了拥有针对各种类型试验结果的分析处理能力,开发了CraX程序。CraX程序是采用Matlab语言编写,用于断裂韧性试验数据计算分析的软件包。
  • 国产压力容器辐照技术
  • “国产压力容器辐照性能和监督技术研究“是一项核能开发课题,是973项目“反应堆关键设备维护和检测技术研究“项目的子课题之一。其中,国产压力容器钢高注量辐照技术是其中的一项主要工作。2011年中,针对课题中的研究内容,制定了具体的设计方案。首先根据49-2堆的H8孔道的
  • 反应堆压力容器材料SA508.3钢参考温度t_0的测定
  • 参考温度t0是表征铁素体钢冷脆特性的参数,该值可采用较小尺寸断裂韧性试样试验获得。用t0作为核电站压力容器安全评估的依据,较冲击试验获得的韧脆转变温度RTNDT指标更真实和可靠。目前t0的实验测试方法国际上已形成了如ASTME1921—2010的试验标准。依据该标准对反应堆压力容器(RPV)材料SA508.3钢进行试验测试。试样为12.5mm厚紧凑拉伸试样(0.5CT),
  • 303热室改扩建工程通过竣工验收
  • 由中国原子能科学研究院于中国同位素有限公司共同出资建造的303热室改扩建工程(钴源封装热室)于2012年1月6日通过由中核集团公司组织的竣工验收。303热室改扩建工程隶属国家发改委批准的第1批民用非动力核技术高技术产业化专项“利用
  • 核电站JNK硼酸水箱失效分析
  • JNK硼酸水箱钢是某核电站的重要安全设备。运行期间,水箱钢衬里的部分焊缝处有腐蚀和裂纹痕迹,且有硼酸泄漏现象。为了查明水箱出现裂纹的原因,在失效部位切割了一块200mm×200mm的样品,该样品包含
  • 氚增殖包层结构材料阻氚涂层技术研究现状
  • 根据阻氚涂层在聚变堆氚增殖包层(TBM)中的作用和服役环境,提出涂层的设计准则,并对国内外TBM阻氚涂层材料设计及制备工艺的技术现状进行了综述和分析评价。针对中国固态氦冷氚增殖包层(HCCB-TBM)及液态铅锂双冷氚增殖包层(DFLL-TBM)的概念设计,中国原子
  • CARR二次水系统管道应力分析
  • 中国先进研究堆(CARR)调试过程中,某些管道系统的阀门密封不严发生泄漏,需要更换阀门,对换装新阀门的管道系统需要重新进行力学计算和评定,以使其能够保持结构完整性。计算目的是证明CARR二次水系统管道在所承受载荷作用下的机械性能的完好性。CARR二次水系统管道为非安全级管道,抗震类别为抗震Ⅱ类,采用的规范为ASME第Ⅲ卷
  • 安注箱应力评定
  • 本计算的目的是在已得到的静力、动力和热膨胀等应力结果基础下,遵照规范规定和设计要求,对装置进行综合应力评定,以判定安注箱是否具有承受所要求载荷的能力。根据结构特点和规范要求,评定分为设计工况、正常工况、异常工况和试验工况,分别对应O级、A级、B级和试验工况准则。结合“C3280弹性分析“章节的有关要求,相关评定信息见表1。
  • 安注箱热应力分析
  • 本计算的目的是在设计所给定的热载荷条件下,遵照规范规定和设计要求,对安注箱进行热应力分析,以判定其是否具有承受热载荷的能力。分析时采用三维实体单元,由于结构不对称,计算采用整体建模(图1左)。为精确计入堆焊层对热应力的影响,对堆焊层进行了实体仿真建模。如果将支撑圈底面完全约束,由于热膨胀被完
  • 安注箱静力分析
  • 计算的目的是在设计所给定的静载荷(自重、内压、净水压力、接管载荷)条件下,遵照规范的相关规定和设计要求,对安注箱进行结构静力分析,以判定装置是否具有承受静载荷的能力。安注箱不同部位由4种不同材料构成,各材料力学性能列于表1。
  • 安注箱地脚螺栓应力校核
  • 本计算的目的是在已经得出的安注箱的地脚螺栓反力计算结果(含静力、抗震及热应力结果)的基础上,结合规范相关规定,对安注箱的地脚螺栓进行校核。安注箱为立式结构,通过地脚螺栓与地面固定,地脚螺栓共18个,水平匀布,型号为M45×180。在地震载荷作用下,水平振动对螺栓所产生的剪切作用,再加上其他载荷的共同作用,可能使螺
  • 安注箱抗震分析
  • 本分析的目的是在设计所给定的地震载荷下,按照规范的相关规定和设计要求,对装置进行抗震分析,以判定安注箱是否具有承受动载荷的能力。安注箱充装大量液体,动力分析时液动压力的处理非常关键。由于容器内液体晃动微弱,经过不同方法的对比研究,最终采用基于Housner模型的刚性壁理论,只考虑脉冲压力的作用,而忽略
  • 安注箱支座屈曲分析
  • 本计算的目的是在设计所给定的载荷(自重、内压、地震、净水压力、接管载荷)条件下,遵照规范规定和设计要求,对装置进行结构屈曲分析,以判定安注箱支承座是否具有抵抗失稳的能力。采用线性屈曲分析,在支承座上端面的节点施加单位载荷,方向向下,约束条件取支撑座底座
  • 济南微堆退役终态辐射水平监测
  • 济南微堆采用高浓铀-235为燃料、金属铍作反射层、轻水为冷却剂和慢化剂。建成于1989年5月,投入运行至2008年3月停堆,总计运行840次,3194.9h,积分通量10581.49×1015cm-2。济南微堆退役范围为堆的各系统拆除和废物清理。退役目标为无限制开放。其厂房布置如图1
  • 微堆专用卸料工具初步设计
  • 近几年来,微型反应堆(简称“微堆“)燃料低浓铀转化研究受到国际原子能机构和有关国家的重视,中国原子能科学研究院正在开展此项工作。在微堆低浓化转化实施过程中,高浓铀燃料组件的卸出是一项重要的工作,本文介绍了微堆燃料组件卸出所需的专用工具设计情况。
  • 微堆数字化电流采集系统
  • 在微堆运行过程中,需通过探测器(电离室或裂变室)获得其中子通量密度或功率。探测器输出信号一般为电流信号,这一信号的跨度较大,10-11~10-6A。要对跨多个量级的电流信号放大,固定增益的放大器很难满足线性度的要求。为此,需设计1套可变增益的放大系统。这一系统主要
  • 医院中子照射器热中子束能谱初步测量
  • 医院中子照射器是一座专门用于硼中子俘获治疗的微型中子源反应堆。堆芯采用二氧化铀为燃料,235U富集度为12.5%,水作为慢化剂和冷却剂,铍作为反射层。设计有3条中子束流孔道:热中子束流孔道、超热中子束流孔道和实验中子束流孔道。中子能谱测量对硼中子俘获治疗有重要作用。
  • 熔盐电解CeO_2的阳极过程研究
  • 近年来,乏燃料干法后处理研究受到国内外学者的广泛关注,被认为是快堆乏燃料最有前景的后处理技术。本工作以CeO2为模拟氧化物,研究了CeF3-LiF-MF2-CeO2(M=Ba,Ca)体系中石墨电极上的阳极过程,旨在阐明氟盐体系氧化物的电解机理,为确定合适的流程工艺提供理论支持。采用循环伏安法研究了73wt%CeF3-17wt%LiF-MF2(M=Ba,Ca)体系,光谱纯石墨电极上的
  • ~(238)Pu溶液的α吸收剂量率测定
  • 为了研究后处理过程中α粒子对试剂的辐解效应以及辐解后的化学过程,进而改进和优化后处理工艺。采用硫酸亚铁剂量计法,测定了以238Pu为α源溶液的α吸收剂量。吸收剂量D可由下式计算:
  • 直接分光光度法测定四价铀
  • 目前分析常量U(Ⅳ)最常用的方法为重铬酸钾滴定法。该方法操作简便,精度高,但产生的废液量大,对杂质的允许量低。为了进一步简化分析过程,减少废液量,降低干扰因素对分析结果的影响,本研究采用硫酸作为分析体系,进行U(Ⅳ)的直接分光光度法测定。
  • 分光光度法分析浓钚溶液中的微量铀
  • 乏燃料后处理Purex流程中有多个液流需要分析微量铀浓度,特别是1BP、2BP中微量铀的数据是衡量钚中除铀分离系数的关键参数。以上液流中含有较高浓度的钚而铀浓度极低,是微量铀分析的难点之一。微量铀分析常用方法为分光光度法,即三辛基氧化磷(TOPO)萃取,Br-PADAP显色,然后
  • 30%TBP/煤油-硝酸体系中铀钚共反萃工艺研究
  • 为了适应我国快堆乏燃料后处理流程研究的需要,本工作开展了快堆水法后处理共去污段U、Pu共反萃工艺研究。快堆乏燃料中裂片元素含量增加使得裂片净化的难度加大,需采取多个U、Pu萃取洗涤过程
  • 稀硝酸中甲基肼与甲醛的反应
  • 考察了在稀硝酸中甲基肼(MMH)与甲醛的缩合反应,及二甲基羟胺(DMHAN)对该反应的影响。研究表明:1)在稀硝酸溶液中甲醛与甲基肼可以缩合生成甲腙,所生成的甲腙在紫外区域340nm处具有尖锐的吸收峰,如图1中曲线3所示;所生成的甲腙为黄绿色,在可见光区域400~
  • 动态膜电解制备四价铀的研究
  • 目前,乏燃料后处理Purex流程的铀钚分离过程普遍采用四价铀作还原剂。在四价铀的各种制备方法中,电化学方法是一不需额外加入试剂、方便控制、易于实现连续化生产的方法。但传统的槽式电解装置,一般只有60%~70%的硝酸铀酰转化为四价铀。本文以钛涂钌铱网为阳极,钛网为阴极,建立了动态膜电
  • 快堆乏燃料后处理共去污段台架实验验证
  • 为了保障核能可持续供应和应用,热堆-快堆-聚变堆逐步发展方式早已确定为我国核能发展的基本路线,目前我国处于快堆及其闭式燃料循环的实验研究阶段,其中快堆乏燃料后处理是实现快堆燃料闭式循环的关键环节之一。快堆乏燃料有Pu浓度高和裂片元素含量高的特点,高Pu浓度主要影响后处理中临界安全、Pu
  • APOR流程铀钚分离工艺中锝的走向研究
  • 在以甲基肼-二甲基羟胺为还原剂的APOR乏燃料后处理流程铀钚分离工艺中(1B槽),锝主要进入1BP,但其走向的原因尚不清楚。本文综合锝与无盐试剂的反应动力学、串级实验、台架实验结果,解释了锝在1B槽走向的原因。研究结果表明,锝在1B槽中被甲基肼还原为不被TBP萃
  • 后处理工艺过程对溶剂辐解产物羰基化合物分析的影响
  • 后处理工艺过程中,TBP和稀释剂可能辐解氧化生成羰基化合物。研究表明,辐照后的TBP萃取体系生成了十二酮等羰基化合物。羰基化合物的含量较大,可能会造成金属保留,因此有必要对辐照TBP萃取体系中的羰基化合物进行测定。本工作以γ辐照溶剂为模拟,探索工艺流程中无
  • 硝酸羟胺用于钚纯化循环的工艺条件优化
  • 目前在动力堆乏燃料后处理厂中,通常采用硝酸羟胺和硝酸肼作为还原剂和支持还原剂,用于钚纯化循环中钚的还原反萃取和浓缩净化。但由于硝酸羟胺与Pu(Ⅳ)的反应动力学速率较慢,需要同时控制硝酸羟胺浓度、酸度、温度、流比等多个工艺参数,才能达到钚产品要求的收率和净化指
  • TODGA和DHOA对Np(Ⅳ,Ⅵ)的萃取研究
  • 采用合成的新型萃取剂N,N′,N′-四辛基-3-氧戊二酰胺(TODGA)和N,N-二己基辛酰胺(DHOA),研究了以正十二烷为稀释剂,二者
  • 中试厂1AF料液中Np/Pu调价实验研究
  • 研究了在中试厂1AF条件下料液进行保温条件实验,考察了保温温度变化时,Pu(Ⅵ)和Np(Ⅵ)含量与保温时间之间的关系。结果表明:仅在调价初始时刻加入NaNO2时,当保温温度>60℃时,Pu(Ⅵ)含量随着保温时间的增加而迅速增加,并且随着保温温度的增加,其生成速率明显加快,而Np(Ⅵ)含量仅缓慢增加,在整个条件下均不超过25%;当在调价过程中定期加入NaNO2,以维持
  • TiAP萃取行为研究
  • 本工作的主要目的是考察耐辐照性能远强于磷酸三丁酯(TBP),结构与TBP相近的另一中性磷类萃取剂——磷酸三异戊酯(TiAP)的萃取性能。较系统地研究了HNO3、Pu(Ⅲ)、Pu(Ⅳ)及Np(Ⅳ)在TiAP/煤油与水相间的分配,并考察了萃取剂浓度、硝酸浓度、硝酸铝浓度等对萃取Pu(Ⅲ)、Pu(Ⅳ)和Np(Ⅳ)的分配比的影响。
  • 肼催化还原制备U(Ⅳ)的工艺研究进展
  • 采用有机还原剂,以异相催化还原的方法制备U(Ⅳ),反应条件温和(常温常压),制备过程简单,是一种很有前景的U(Ⅳ)制备方法。本文结合我国后处理中试厂的实际需求,分别以铂黑(Pt)或负载铂(Pt/SiO2)为催化剂,肼为还原剂制备U(Ⅳ),考察了硝酸浓度、肼浓度、催化剂用量、温度等因素对U(Ⅳ)生成速率和转化率的影响。实验结果如图1、2所示。
  • 同位素稀释质谱法测定模拟铀产品中的痕量钚
  • 核燃料后处理铀产品中对钚的控制要求严格,铀产品中钚的分析是产品质量控制的关键环节。然而,核燃料后处理铀产品中钚的含量很低,低于7.2×10-9g/gU,分析难度大。原有的放射性分析方法存在取样量大、耗时长的不足。近年发展起来的质谱技术,取样量小、灵敏度高、分析速度快、检测限低。因此,建立质谱法分析铀产品中钚的方法具有重要意义。
  • 石墨晶体预衍射X射线荧光法测量微量U、Np、Pu
  • 在石墨晶体预衍射X荧光科研样机基础上,从高压电源、探测器、样品盒、数据处理及仪器密封等方面进行改进,使之更小型化、稳定性好、易安装维护、安全。将分析装置成功安装于后处理中试厂,解决了放射性样品测量的防护问题。对改进后的仪器进行了性能测试,U、Np、Pu的检出限分别是0.18、0.19、0.24μg/mL。10μg/mL
  • 有机相中U、Pu浓度、总γ同时测定的X射线荧光分析装置的研制
  • 针对后处理1AP有机相样品分析,研究建立了一套1AP中U、Pu及总γ分析装置。采用低功率冷阴极管激发U、Pu的L系X射线荧光,电致冷Si-PIN探测器探测。采用NaI探测器测量1AP中总γ放射性强度。对装置进行了密封式设计,将X光管、探测器与样品通过特殊的窗口隔离,
  • 电解还原法制备四价铀
  • 在硝酸介质中,采用电解法将U(Ⅵ)电解还原制备U(Ⅳ)。电解装置如图1所示。电解槽的中间底部固定一圆片状渗透膜,渗透膜使电解过程中两极之间电解液不会相互渗透而电子可以转移,以维持电解过程正常运行。电解初期,在阴极形成U(Ⅴ),随后U(Ⅴ)歧化生成U(Ⅵ)
  • 密度-电导联合测定游离酸快速分析装置的研制
  • 在后处理工艺控制分析中,游离酸的测定占有重要的地位,其分析点多,分析频率高。因此,建立游离酸的快速分析装置和分析方法,对于后处理工艺控制分析具有重要意义。本工作研制了电导-密度联合测定游离酸的分析装置和分析方法,采用小取样量无极电导分析仪测量样品的电导和温度;采用密度测量系统测量样品的密度;根据样品的电导、密度以及数学模
  • 铀钚含量和价态远距离快速分析装置的研制
  • Purex流程中铀、钚含量及价态变化直接影响着后处理工艺的正常运行,铀、钚含量及价态变化需要实时监控。本工作的目的是研究和建立铀钚含量和价态的远距离快速分析装置,为后续分析方法的建立提供仪器保障。本装置(图1)由光源、光谱仪、光纤多路复用器、光纤、样品室、仪器控制等部件组成。光
  • 全反射X射线荧光仪的研制
  • 研制了1台全反射X射线荧光装置。采用光洁度为λ/20的石英双反射体,X射线经由多次反射后直接进入样品盘,缩短了光程,充分利用了初始光束,因此样品处X射线的强度得到大幅增加。同时采用光洁度为λ/100的石英样品盘,提高了样品激发效率和检测灵敏度。采用Mo靶X光管作为激发源,选用厚度100μm的Zr为滤光片。对25kV和45kV激发电压,
  • 铀钚在线测量装置研制进展
  • 初步建立了一台铀钚在线X射线荧光测量仪,目的是对铀钚比为4﹕1的1BP工艺料液进行铀钚浓度在线监测。利用此仪器分别对纯的水相铀、有机相铀和水相钚进行了测量,水相铀、有机相铀、水相钚工作曲线的相关系数分别为R2=0.999、0.998、0.999。对于20g/L以下水相铀、0.5g/L以下水相钚
  • ~(88)Kr的放化分离和半衰期测量研究
  • 88Kr(T1/2=2.84h)裂变产额较高,具有分支比较大的γ射线,是裂变燃耗测定中关注的短寿命气体裂变产物核素之一。然而其半衰期的实验数据较为缺乏,评价数据的不确定度较大,不能满足实际的需求,必须进行精确测量。88Kr只能从新产生的裂变产物中提取,但通过分析与其相关的气体裂变产物的衰变链可知,直
  • TEVA树脂色层法测定土壤中的~(99)Tc
  • 99Tc是纯β发射体,发射的β粒子最大能量293keV,故外照射危害不大,但由于其具有裂变产额高、半衰期长、易于进入生物圈等特点,自1984年欧洲共同体委员会组织的“环境中锝的行为“研讨会以来,环境中的99Tc日益受到重视,已成为环境放射化学最关心的核素之一。本工作的目标是建立一种快速、简便的放射化学分析方法,用于环境土壤中放射性核素99Tc的常规分析,其难点
  • 2-烯丙氧基甲基-18-冠-6的合成
  • 利用萃取色层法从样品基体和大量的干扰核素中分离90Sr,已经被证明是一种行之有效的方法。市售的Sr-SpecTM树脂是一种负载冠醚的浸渍树脂,其萃取剂为二(特丁基环己基)-18-冠-6,支持体为AmberliteXAD-7树脂。冠醚分子与XAD-7以范德华力结合,在高流速和强酸性条件下
  • 水溶液中2-烯丙氧基甲基-18-冠-6与锶离子配位反应稳定常数的测定
  • 90Sr是环境放射化学最关心的核素之一。迄今为止,已有大量的放化方法用于分析生物或环境样品中的90Sr。这些方法的一个重要共同点是,都需要一种选择性试剂从大量的基体杂质中将90Sr提取出来,并去除干扰放射性测量的其他β放射性核素。18-冠-6及其衍生物是应用最广泛的锶特
  • 锝特效固相萃取片的性能表征
  • 美国3M公司生产的EmporeTM Technetium RAD disk是一种锝特效萃取片,其有效成分为结合了GD-1吸附剂的固相萃取颗粒。本工作对其性能进行了较系统的研究,包括流速、酸度、样品体积等对该片锝吸附性能的影响,以及常见沾污核素137Cs和90Sr-90Sr在该片上的吸附行为,并测定了吸附锝的萃取片直接进行液闪
  • 锶特效固相萃取片的性能表征-Ⅱ
  • 美国3M公司推出的EmporeTM Strontium Rad片是一种锶特效固相萃取片,其原理是将结合了锶特效萃取剂的SiO2颗粒嵌入聚四氟乙烯纤维制成的薄片中,由于没有使用化学黏合剂去固定颗粒,所以片子的阻力较小,溶液可以快速通过,这使得该技术尤其适用于大体积水样品的分析。应用时,只需将待测样品溶液通过萃取
  • 环境样品中U、Np、Pu的系统分离
  • 受核试验全球沉降和核反应堆事故的影响,释放到环境中的包括U、Np、Pu在内的长寿命放射性核素会对环境、生态及人类健康造成极大危害。由于U、Np、Pu在环境中含量较低,分析时需要考虑同量异位素的干扰,因此需要在测量前对样品中的U、Np、Pu进行相互分离。本工作研究了环境样品的消解方法、大量基体中U、Np、Pu的提取及HPLC分离U、Np、Pu
  • 乏燃料元件燃耗测量中U的分离方法研究
  • 为了实现燃耗测量过程中U的自动化放化分离,需要建立一种从乏燃料元件溶解液中快速分离U的有效方法。本工作以TBP萃淋树脂为分离手段,以裂变产物、天然铀为指示剂开展相关研
  • 乏燃料元件燃耗测量过程中元素Mo的分离方法研究
  • 为实现燃耗测量过程中核素100Mo监测体的自动放化分离过程,需要建立一种从乏燃料元件溶解液中快速有效分离元素Mo的化学方法。在本研究中,以高丰度235U化合物辐照靶的裂片溶液代替乏燃料溶解液开展相关研究,开展了萃取剂1%α-安息香肟-乙酸已酯和0.1%α-安息香肟-氯仿从
  • 钍辐照过程中超铀核素的含量计算
  • 随着核能的快速发展必须要有足够的核燃料供应,使得钍资源的核能利用提上日程。其利用的核心是可转换核素232Th一次中子俘获后,经过两次β衰变生成易裂变的233U。但是在此过程中,233U俘获多个中子后转变为超铀核素,超铀核素是反应堆工程及乏燃料后处理中关注的核素之一,
  • 激光烧蚀铀材料生成铀微粒的形态学研究
  • 本工作研究了激光束轰击铀件溅出物的形态学特征。主要以扫描电子显微镜和透射电子显微镜对铀材料以及产生的含铀微粒的形态学特征进行了表征。在激光束的轰击下,两种靶材料均出现熔化现象,铀金属表面呈现明显波纹状结构,二氧化铀的表面轰击边缘处呈现球状物堆积,如图1所
  • 14MeV中子质询铀质量和丰度的实验研究
  • 铀材料,特别是高浓铀材料,是核军控重点关注的对象,尤其关心其质量和丰度等的特征信息。本工作使用14MeV中子质询铀材料,得到的时间关联符合谱计数与被测铀材料的质量、丰度呈现出很好的线性关系。实验时采用的铀样品是铀丰度为10%的UO2芯块,芯块的规格和质量相同。
  • UF_6气体在测量容器内壁吸附沉积规律的实验研究
  • 通过测量流经测量容器的UF6气体的压力、温度和235U特征γ射线强度,可实现235U丰度在线测量。由于UF6气体流经测量容器时不可避免的被内壁吸附沉积而成为本底,本工作开展了4个实验研究UF6气体在测量容器内壁的吸附沉积规律。
  • 天然铀中铀主要同位素比用于溯源的分析研究
  • 从20世纪90年代初,有关核材料非法交易的案例开始见诸报道。随着核材料非法交易的频繁发生,核不扩散形势变得十分严峻。为了应对此种情形,一门新学科(即核取证学)应运而生。核取证学是在核化学和取证学的基础上建立起来的,通过对核材料与放射性材料分析,追溯可疑样品来源,追究相关方责任并提高对核材料保护的能力。据文献资料,天然铀样品中的铀同位素234U
  • 铀样品中杂质测量方法研究
  • 核材料中杂质元素的数量很多,不同厂家生产的核材料中杂质的含量各不相同,因此可以利用核材料中杂质元素的含量这一特性参数追溯核材料的来源。由于铀的发射光谱谱线复杂,铀的存在会对其它元素的测量产生光谱或基体干扰,因此在进行测量之前,需将铀与其它杂质元素分开。本
  • 可移动式乏燃料燃耗核查装置方案设计
  • 在核电站、燃耗信任制和核保障等应用领域中测定反应堆燃料元件的燃耗深度,具有十分重要的意义。本工作设计并制作一套基于CdZnTe探测器的可移动式水下乏燃料燃耗测量装置,用于监测储存水池中乏燃料组件的燃耗和轴向燃耗分布。可移动式水下乏燃料燃耗核查装置由室温γ谱仪系统,超声测距系统和数据无线传输系统3部
  • 大气取样监测日本福岛核事故
  • 自2011年3月25日至2011年5月29日,在北京密云水库设置大气采样点,用美国Staplex便携式大体积空气取样器TFIA-2(取样速率为2m3/min)和美国Hi-Q连续重载气溶胶与碘取样器VS23-1023CV(取样速率为170L/min)同时进行取样,测量所取气溶胶样品中的人工放射性核素。
  • 无机锶选择性吸附剂的制备
  • 90Sr的裂变产额高,半衰期长,为纯β发射体,作为高毒性放射性核素,90Sr一旦被人体吸收,便会聚集于骨骼和淋巴系统,很难排出,形成长期内照射。为维护公众健康和安全,保证核能持续发展,必须妥善处理和处置90Sr放射性废液。本文制备了一种对锶有特效的无机离子交换剂,其制
  • 电解氧化还原处理磷酸三丁酯和离子交换树脂技术研究
  • 废磷酸三丁酯(TBP)和离子交换树脂是核化工过程中产生的放射性废物,目前尚无理想的处理方法,研究这两种有机废物的先进处理技术很有意义。电化学方法处理磷酸三丁酯和离子交换树脂,有传统方法无法比拟的优点:实验可以在低温、常压下进行,实验过程中没有明火,有效地提
  • 开放场所放射性污染混凝土破拆雾化压制粉尘技术
  • 开放场所放射性污染混凝土破拆雾化压制粉尘技术是针对解决放射性混凝土破碎过程中产生的粉尘易造成污染扩散的问题所开发并应用的专用技术。该技术是将自来水以细雾的形态喷射出来,空气中的粉尘与雾滴结合后质量增加,增加沉降速度;粉尘潮湿后,通过在空气中的碰撞,互相粘
  • 中放管沟不锈钢覆面拆除整备技术
  • 中放管沟不锈钢覆面拆除整备技术是针对中放管沟退役,充分利用管沟不锈钢覆面和现场环境条件,在已有拆除整备技术基础上改进和创新的一项退役拆除技术。技术路线为不锈钢覆面去污→拆除前切割→拆除→拆除后分割整备装桶。该技术改进了不锈钢覆面擦拭去污剂及工艺,使用了吊装辅助直接拆除、混凝土破碎间接拆除等拆除工艺,使用液压金属切割机作为钢覆面分割整备设备。
  • 放射性同位素容器清理池及其周边环境治理
  • 放射性同位素容器清理池及其周边环境区域曾是同位素包装容器的制造、同位素的包装、转运和贮存的生产区,部分位置掩埋有放射性废物。为了消除其安全隐患,于2010年8月23日院启动了场址的治理任务。任务包括源项调查、场址清去污和地基探坑普查3个的工程实施阶段,通过紧张细致地各阶段
  • ~(99)Tc~m标记右旋糖酐衍生物用于前哨淋巴结显像的生物分布研究
  • 锝[99Tcm]标记的右旋糖苷衍生物可用于前哨淋巴结(SLN)显像,甘露糖基化的右旋糖苷衍生物可与淋巴结巨噬细胞表面的受体结合,摄取性能较好。本实验通过Isolink药盒制备了羰基锝,并通过羰基锝标记了4种右旋糖苷衍生物。其中:DC类衍生物中不含甘露糖基,DCM类衍生物
  • ~(177)Lu-DOTA-TOC的制备及生物分布研究
  • 用于肿瘤治疗的177Lu标记放射性药物的研究成为核医学研究的重要方向。本工作对177Lu标记生长抑素类似物DOTA-TOC的标记方法进行了研究,优化了标记条件,并评价了177Lu-DOTA-TOC在正常昆明小鼠与人胰腺癌PANC-1模型动物中的体内分布特点。在最佳标记条件下(DOTA-TOC25μg,标记介质pH=4.5,于90℃下反应30min),经SEP-PAK
  • PAMAM-DTPA的制备、标记及生物分布研究
  • 聚酰胺-胺(Polyamidoamine,简称PAMAM)树状大分子是一种人工合成的具有树状结构的大分子物质,它具有水溶性强,稳定性好,生物兼容性好,适合药物分子载带等特性。研究已证明树状分子是一种具有良好应用前景的纳米材料药物载体。
  • 发射光谱法测定加速器生产的~(64)Cu溶液中的化学杂质
  • 64Cu是一种重要的医用放射性核素,既进行β+衰变(17.86%),也进行β-衰变(39.0%)与电子俘获(43.1%)。人们可利用其β+射线进行PET显像,也可利用其β-射线进行放射治疗作用,包括血池与心肌显像、缺氧显像、炎症显像、肿瘤显像与治疗。64Cu较易获得,可通过采用回旋加速
  • 高效液相色谱法测定亚甲基二磷酸盐含量
  • 采用高效液相色谱法/蒸发光散射检测器(ELSD)研究了亚甲基二磷酸含量测定及相关物质的分析方法。以symmetryC8为固定相,30mmol/L的正戊胺(用乙酸调节pH=5.0)与甲醇(体积比为98﹕2)为流动相,流速为1mL/min,蒸发光散射检测器检测。在该条件下亚甲基二磷酸及相
  • 高效液相色谱法测定~(18)FDG注射液中氨基聚醚含量
  • 氟[18F]脱氧葡萄糖(18FDG)是目前应用最为广泛的正电子发射断层扫描(PET)显像剂,主要用于恶性肿瘤的诊断和心肌及大脑葡萄糖代谢的测定等。氨基聚醚(2.2.2)是制备18FDG的重要试剂,由于具有较强的毒性,其含量测定是18FDG注射液质量控制中的一项重要指标。国内外
  • 免疫层析技术检测动物源性食品中的恩诺沙星残留
  • 恩诺沙星(enrofloxacin,ENR)是第3代氟喹诺酮类药物(FQNs)之一,在兽医学和水产养殖中应用广泛,被大量用于治疗、预防和促生长。但长期应用ENR所产生的不良反应、畜禽产品中的残留以及在环境中的生态效应等方面的问题已引起广泛关注。许多国家和组织等都将其列入限
  • 免疫层析法测定动物源性食品中磺胺嘧啶残留
  • 磺胺嘧啶(SD)是应用广泛的抗菌药物之一,在畜牧业生产中被广泛应用,但它有许多副作用。另外,长期应用许多细菌可对其产生抗药性。磺胺嘧啶的不合理使用将导致其在动物源性食品中残留,并通过食物链进入人体,给人体健康带来潜在的威胁。我国以及美国、欧盟等国家规定了
  • 堆照天然镍产生~(63)Ni比活度及杂质分析
  • 63Ni是一种低能β放射性核素,在非常规科学探索研究(如深空、海洋、极地等)、军工等方面有着极其广泛的应用。目前我国63Ni主要依赖进口,国内亦未见生产及相关研究的报道。为使我国不受制于他国,因此开展63Ni的堆照研究,以实现国内自主生产,满足国内对63Ni核素的需求,具有重要意义。
  • 微生物限度检查方法建立
  • 建立微生物限度检查方法是用于非无菌制品的微生物检查。GMP生产要求严格控制原材料质量,原子高科药品生产相关的非无菌制品主要有纯化水、胶体磷[32P]酸铬注射液生产原料明胶、碘[131I]化钠胶囊生产原料空心胶囊。为了安全有效地以药典收载的微生物限度检查法进行这些品种的检查,立项开展与该方法相关的工作。
  • 动脉粥样硬化动物模型的建立
  • 心脑血管疾病现已成为人类生命健康的头号杀手,研究发现动脉粥样硬化是心脑血管疾病的主要致病原因,因此对动脉粥样硬化的早期诊断有利于心脑血管疾病的早期诊断和治疗,这对于提高
  • 两款蛋白分析色谱柱的柱效测定
  • 使用高效液相色谱法(HPLC法)进行蛋白质分析时,色谱柱的选择是决定分析质量的重要因素,而评价色谱柱的性能参数主要有4个,即柱效(理论塔板数)n、容量因子k′、相对保留值(选择因子)α和分离度Rs。本实验对凝胶过滤法和反相吸附法这两种原理不同的HPLC法的常用色谱
  • 迅猛发展中的博客-微博网及其巨大影响
  • 令人关注的是,博客正在国内外兴起和普及,各个领域的学者已经进入到博客大潮之中。科学网是由中国科学院、中国工程院和国家自然科学基金委员会主管,科学时报社主办的全球华人最大的博客。拥有上百万海内外科技界专家和相关人员正在使用科学网的博客、论坛、群组(圈子)等。
  • 用复杂网络建立核衰变网络
  • 核衰变指放射性原子核自发释放出某种粒子而最终转化为其他稳定核的过程,是认识原子核的重要途径之一。2004年Solé根据不同化学物质之间的反应关系构建了反应关系网络,并研究了其网络特性。同样,如果把核衰变中原子核看作是节点,核衰变关系使得不同原子核之间建立联系,这样就可以利用大量核衰变关系构建出核衰变网络,从网络科学的视角分析其网络
  • 和谐统一的混合择优模型的同步能力分析
  • 和谐统一的混合择优模型是统一混合网络模型3部曲的第1曲(简称HUHPM),通过引入dr比率来调整确定性择优和随机性择优的比例,丰富了以往仅引入确定性择优的网络模型,并且适当的dr比率能够同时得到小世界特性和无标度特性。我们数值计算了HUHPM网络的dr比率与同步能力之
  • 确定性连接对大统一混合网络模型同步能力的影响
  • 大统一混合网络模型(简称LUHPM)在和谐统一的混合择优模型(简称HUHPM)的基础上引入了确定性混合比率fd用以描述确定性连接对网络拓扑特性的影响,能够更加全面的模拟许多实际网络。我们计算了LUHPM网络的确定性混合比率fd与网络同步能力之间的关系。
  • 随机性连接对大统一混合网络模型同步能力的影响
  • 大统一混合网络模型是统一混合网络模型三部曲的第二曲,大统一混合网络模型中的gr混合比率代表着随机性连接在模型中所占比例。我们数值计算了当N=1000、m=4时,LUHPM模型同步能力随gr变化的数值计算结果如图1所示,图1中实线为λN/λ2随gr变化的曲线,虚线为|λ2|随gr变化的曲线。由LUHPM模型同步能力随gr变化曲线可知,随着gr值的增加,图中的曲线有所
  • 统一混合网络模型3部曲
  • 统一混合网络模型3部曲的第1曲是“和谐统一的混合择优模型“(简称HUHPM),为图1所示的最内环,其中总混合比定义为:dr=总确定性择优时间步数(DA)/总随机性择优时间步数(RA)(1)其中:DA为总确定性择优连接数;RA为总随机性择优连接。HUHPM模型能够较好地描述从规
  • 非线性动力学网络同步判据
  • 考虑具有N个完全相同的、线性耦合振子的网络,每个节点表示n维的连续时间动力学系统:其中:xi=(xi1,xi1,…,xin)∈Rn为点i的状态变量;c为耦合强度;aij为连接耦合变量的矩阵,即为耦合网络的矩阵A,这里仅考虑无向无权的网络,如果节点i和节点j之间有边相连接则aij=
  • 电制冷HPGe探测器测量铀富集度的方法研究
  • 本工作采用Micro_trans_SPEC-100型便携式γ谱仪开展了铀富集度的现场测量方法研究。Micro_trans_SPEC系列便携式HPGeγ谱仪采用斯特林压缩机电制冷和一体化设计,不需要液氮冷却,尤其适合现场核材料的测量和分析。通过对测量条件和参数优化,分别建立了相对效率自刻度和标准刻度的铀富集度计算方法。
  • NDA测量铀的工作标准样品研制
  • NDA测量铀的工作标准样品用于仪器刻度、测量方法研究和物料的定量分析,同时也可用于NDA仪器的日常监测与方法研究的质量控制,本工作研制了一套低富集度铀工作标准样品和一套低富集度铀质量工作标准样品,装料样品共计23件,空容器3件。铀工作标准样品的特征量具有适当覆盖范围和分布梯度,U3O8质量和235U富集度的相对偏差
  • 点源~(22)Na、~(88)Y的γ放射性活度测量
  • 放射性同位素22Na、88Y的半衰期适中,在电离辐射计量领域应用相当广泛,在各种标准测量装置的使用方面具有非常广泛的应用价值,是γ射线探测器如高纯锗(HPGe)等探测效率刻度的合适标准源,也是方法研究、装置开发的重要参考源。活度是放射源最重要的参数,选用合适的方
  • 车载式放射性检测装置应用研究
  • 2011年,利用车载式放射性检测装置对某设施进行了环境放射性调查,完成了现场应用研究。根据需求,我们对车载检测装置进行了改进和完善,实现了对γ计数率、中子计数率、剂量率和地理位置信息的同步测量和测量数据存储,完成了测量数据的实时定位功能。同时,通过远程通讯,
  • TGS连续扫描模式自发射数据分析
  • 在TGS连续扫描模式自发射数据分析中,将自发射效率矩阵元分为两个部分。一是与被测样品无关的探测器的本征探测效率和装置的几何探测效率,可用MC模拟计算进行刻度,结果以数据库的形式存放起来,待自发射数据分析时调用;二是与介质相关的自吸收校正。在连续扫描模式下,
  • TGS连续扫描模式透射数据分析
  • 铀离心浓缩设施核材料衡算评价技术
  • 核材料衡算评估是国内核材料管制的主要技术措施,是探知核材料被盗、丢失和非法转用的重要依据。国家为了实施核材料管制,要求核设施建立核材料衡算帐目系统,对所持有的核材料进行衡算。设施对帐面存量和实物存量的差值即不平衡差(MUF)进行评估。MUF评估是设施进行帐
  • 非均匀含铀物料测量装置刻度研究
  • 非均匀含铀物料装置是利用γ射线分段扫描测量技术和中子测量技术原理,建立的用于测量核燃料元件生产厂化工转化设施中的非均匀含铀物料测量装置。装置由透射源平台,探测器平台,旋转中心平台、前引导轨平台和中子测量环五个部分组成,能够实现样品流水线导入,样品旋转测量,样品基体密度分布分析,样品内铀的同位素丰度及总量
  • 非均匀含铀物料测量装置软件开发
  • 非均匀含铀物料测量装置采用分段γ扫描(Segmented Gamma Scanner,SGS)测量方法测量桶装核物料。它利用被测物料发射出来的特征γ射线确定被测物料的核素组成,以及核素的活度或质量。本研究工作自行开发了该系统软件,该软件具有参数设置、自动控制、数据获取和数据分析等功能,为了使自行开发的软件能够满
  • 非均匀含铀物料测量装置自动系统开发
  • 分段γ扫描(Segmented Gamma Scanner,SGS)测量方法是桶装放射性废物定量测量的重要手段。它利用被测物料或废物发射出来的特征γ射线确定被废物的核素组成,以及核素的活度或质量。目前国际上,这项技术已经广泛应用于放射性废物的测量。为实现SGS测量装置对放射性废物的测量并达到较好的准确度,需要具备对
  • 射频识别技术在核材料管制中的应用研究
  • 射频识别(Radio Frequency Identification,RFID)是一种非接触式自动识别技术,为保护核材料的安全,满足国家对核材料的法律法规要求开展了此项研究工作。为实现核材料储存库物件的远程监控,该系统主要通过固定在装有核材料罐上的射频电子标签的动作发出射频信号,该信号被负责管辖的监控器接收并转换成
  • 实物保护系统有效性评估项目
  • 核材料与核设施实物保护系统的关键是其是否有效。开展实物保护系统的有效性评估技术研究,进行基于设计基准威胁的风险分析,对加强和改进实物保护系统的保护措施,提高实物保护系统的有效性和降低费用具有实际意义。为此,在国家核安全局的要求下,核保障技术实验室与秦山核电三期合作,对秦山核电三期实
  • 桶装核废物中子检测装置应用研究完成
  • 桶装核废物中子检测装置安装于现场后,需经过如影响测量的各种因素研究及刻度等应用研究后才能真正投入使用。对于我院核保障室研制的安装于设施现场的桶装核废物中子检测装置,在双方已开展的现场应用研究工作基础上,于2011年通过调整(n,γ)甄别阈值,降低了γ射线影响,
  • 新型桶装核废物中子检测装置研制进展
  • 一套桶装核废物中子检测装置的研制工作已启动。该装置以3He正比计数管作为探测器,针对有限3He管数量的情况,使用蒙特卡罗方法进行了模拟计算,确定装置获得最佳探测效率对应的合适的结构参数,同时对装置传送系统,控制系统进行了设计,完成了整体方案设计。完成了机械设
  • 我国滨海核电站温排水排放口极端高温限值的设定研究
  • 目前,我国运行和在建的核电站都是滨海核电站,采用一次循环冷却直排方式,温排水排放量很大。核电站温排水排出后,在排放口附近总会存在一个超标区,为了保护水生生物免受温排水的有害影响,许多国家都制定了相应的水温限值或混合区域的范围,而我国目前尚缺乏相关标准,成
  • NORM分级监管方法研究
  • 天然放射性物质(Naturally Occurring Radioactive Material,NORM)是指含有天然放射系长寿命母体(238U和232Th)及其子体的一类物质,还包括独立的长寿命核素(如40K)。人为活动通常会改变NORM的自然状态或性质,如:1)在产品、副产品和残留物中NORM浓度高于它的自然水平;2)在产品、副产品和残留物中NORM
  • ~(220)Rn及其子体浓度空间分布研究
  • 最新研究表明,220Rn子体剂量转换系数可能比UNSCEAR(2000年)推荐值高出1倍甚至以上,220Rn对氡剂量的贡献可能与222Rn相当甚至超过222Rn。选取衡水地区某一传统土结构房屋为对象,通过测量室内220Rn及其子体浓度的空间分布,计算220Rn平衡因子的空间分布,为准确估算220Rn所
  • 辐照装置火灾隐患分析研究
  • 辐照加工技术和γ辐照装置以投资少、见效快、杀虫灭菌彻底、操作工艺简单、无污染残留等优点,在食品保鲜、医疗器械药品杀菌消毒、材料改性等方面得到了广泛的应用,同时随着辐照装置数量、裝源活度以及使用频率的不断增加,安全事故成为了不容忽视的问题,近年来,我国发生
  • 辐照装置卡源故障原因分析
  • 本工作在现场调研的基础上,对近年来国内发生的几起辐照装置卡源故障发生的原因进行了分析,对辐照装置可能发生卡源故障的原因归纳如下。1辐照装置固有隐患辐照装置设施牢固可靠是安全运行的基础。本文列举了可能造成卡源故障的固有隐患:1)源升降钢丝绳起毛、松弛、断裂、脱槽;2)护源罩或防撞杆强度不够、结构不合理,或未有源架护
  • 放射性设施退役工程环境监理工作初探
  • 根据环境保护部全面推进建设项目环境监理,继续强化环评全过程监管的精神,放射性设施退役工程理应加强环境监理。由于放射性设施退役工程自身的特殊性,应首先开展环境监理试点工作。结合上海某化工厂退役治理工程监理工作的经验,本文对放射性设施退役工程的环境监理的资质和
  • 核事故研究地理信息软件开发
  • 核事故研究地理信息软件,是核与辐射应急评价与决策支持系统的3个系统之一。该软件基于微软的.Net Framework3.5平台,以C#作为开发语言,以微软的Sql Server 2008作为数据库平台,以ESRI的ArcGIS Engine 9.3为地理信息系统核心,用以研究评价在特定范围内的基础信息支撑。1总体结构软件总体设计结构如图1所
  • 核事故对策优化评估研究软件开发
  • 核事故对策优化评估研究软件基于“核事故仿真计算研究软件“的计算结果和“核事故研究地理信息软件“的基础信息,通过对策分析、决策优化等过程,得到应急防护行动的几种建议方案,并对各种方案的代价进行分析和对比,从而给应急决策人员提供行动建议。
  • 核事故仿真计算软件开发
  • 为了在发生核事故时,能够有效地保护公众、保护环境,最大限度地减少损失,必须及时做出应急辐射评价和应急决策。应急响应的有效性与干预时间的选择密切有关,启动和实施干预的速度,通常是确保减轻事故后果有效性的最重要的因素。事故后果评价是干预的重要依据,事故发生后,及时地预报中小尺度的风场(提供污染物输送
  • 利用连续γ剂量率监测数据反推日本福岛核事故释放源项
  • 日本福岛核电站在发生放射性物质泄漏事故后,为了合理地评价事故释放对周围环境造成的影响,需要尽可能准确地确定放射性核素释放量即事故释放源项。其中,利用环境监测数据和气象、地形等数据反推事故源项是在无法直接获得源项的情况下不错的选择。
  • 高灵敏~(239)Pu测量的模拟计算研究
  • 针对后处理厂等场址中超铀元素239Pu发射能量较低的特点,研制1套采用常温半导体探测器(CZT或硅探测器)阵列形式进行239Pu内污染的活体测量实验系统,从而为内照射活体测量中239Pu的监测提供测量手段和技术支持。本工作采用中国男性人体体素模型CNMAN和MCNPX程序模
  • 固体核径迹氡探测器刻度系数的蒙特卡罗模拟计算
  • 利用蒙特卡罗程序MCNPX模拟并计算了固体核径迹氡探测器的刻度系数,并与实验值进行比较,比较结果证明了模拟模型及其计算方法的可行性,为其他类似固体核径迹探测器的建模提供了参考,并为下一步工作进行环境大气压强(或空气密度)对刻度系数的影响研究奠定了基础。
  • 基于GEM的宇宙射线缪子探测系统
  • 利用气体中电子在微孔内的雪崩效应使电子倍增的新型气体探测器GEM于1997年在欧洲核子研究中心(CERN)由F.Sauli发明。与20世纪70、80年代发展的丝室相比它具有信号快、计数率高(可达106mm2)、抗辐射、极限空间分辨率小至亚毫米级和多路读出方便等优点。本工作采用基于双层GEM的探测器建立宇宙线μ子径迹探测系统。通过本文研究,基于GEM的探测器
  • 西藏地区天然中子楼层分布的测量
  • 人类在赖以生存和居住的环境中,始终受到天然辐射源的照射。天然辐射源对人类生存的影响是联合国原子辐射科学效应委员会(UNSCEAR)一直关注的问题之一。天然辐射源包括环境贯穿辐射、氡及宇生核素的照射等。环境贯穿辐射在地球表面无处不在,包括宇宙射线电离成分、中子
  • 利用航测数据反推福岛核事故~(137)Cs的释放量
  • 本工作根据2011年5月6日美国公布的利用航空测量的137Cs地面沉积浓度分布图估算的137Cs地面沉积量,利用拉格朗日烟团模式和福岛第一核电站附近的气象数据和释放情景反推出日本福岛事故137Cs的释放量。监测数据来源于美国能源部2011年5月6日在其官方网站上公布了日本福岛核电站80km范
  • 核动力厂场外应急计划简化相关问题研究
  • 示范钠冷快中子增殖核电站作为新一代堆型的代表,与水堆相比,在设计上存在着很大的差异,这意味着在安全特性方面也存在着许多不同。示范钠冷快中子增殖核电站的辐射防护目标和技术安全目标中都提到了要采取一切合理可行的措施预防示范钠冷快中子增殖堆核电站事故发生,并保证
  • 中含微量放射性物质照明产品运输与仓储环境影响分析
  • 我国照明电器行业生产的含微量放射性物质的单个照明产品中含有的放射性物质的活度都比较低,均处于放射性核素的豁免活度以下,但在这些含微量放射性物质照明产品的运输和仓储环节中,需要纳入放射性物品运输的监管体系中,照明产品作为居民日常生活中必不可少的消费品,每
  • 放射性废物分类的依据
  • 目前在放射性废物管理体系中,国际上没有实施统一的放射性废物分类系统,世界各国分类系统不尽相同。我国的放射性废物分类体系采用的是GB9133-1995《放射性废物的分类》的国家标准,随着安全要求和管理规定的升级,结合放射性废物的特征进行安全管理的需求逐步提上了日程。课题组主要以美国的放射性废物分类体系为例,对美国放射性废物分类体系、尤其是低放废物
  • 原子能院工业下水总排放口γ在线监控系统的升级改造
  • 原子能院工业下水总排放口监控系统用于对我院工业下水的排放实施γ在线连续监测和槽式监测。运行数十年来,监测装置已经老化,时常误报或漏报,无法正常运转,2010年12月,院计划处启动工业下水总排放口γ在线监控系统改造项目。本次工业下水总排放口在线监控系统的改造工作包括探测器更换、开发数据分析与管理软件、
  • 院辐射环境监测数据管理平台的设计开发
  • 为了对原子能院建院以来的院内及其周边环境和流出物监测数据进行科学而高效的管理,我们以LabVIEW为开发平台,编制了辐射监测数据库管理软件系统,作为我院辐射环境监测数据的管理平台。该软件操作简捷;安全性高,设有2级操作权限;功能齐全,具有数据录入、数据查询、数据检索与
  • 101堆含氚废水排放方案优化研究
  • 中国原子能科学研究院地处北京市房山区境内,远离海洋和大河等可供液态流出物常年稀释排放的水域,以前可供稀释排放的大石河近年来也已经缺水断流,稀释排放途径难以保证;与此同时,原子能院101重水反应堆已于2007年底停止运行,转入长期停堆状态等待退役。101堆运行时产
  • 某放射性同位素容器清理池退役源项调查
  • 本工作针对院综合大楼拟建场址内某放射性同位素容器清理池(以下简称清理池)的源项调查工作,摸清清理池内废物特性,初步估算废物产生量。清理池南北长8m,东西宽6m,深2m。因池水污染,1968年停止使用,并用30cm厚的水泥将清理池封盖,再将池壁加高近1m,内填黄土,现上部已改为花坛。
  • 中国原子能科学研究院2011年度核技术应用产业年度报告
  • 2011年,在原子高科进行重组后,我院核应用技术产业面临着新的机遇和挑战。在中核集团公司领导和院领导的亲切关怀下,全院产业战线的干部职工克服了重重困难,全面超额完成了中核集团公司对我院产业及经营工作的考核指标,全年实现经营性收入1.3亿元。院属骨干企业继续保
  • 低辐射车辆检查系统(LVIS)
  • 针对于高速公路“绿色通道“及“边防安检“等方面检查及高通过率需求,在结合原子能院集装箱检查系统的基础上,采用国际先进的核技术方法对可疑货车进行数字化透视扫描成像,设计开发了适用于国内车辆检查的低辐射车辆快速检查系统(LVIS),如图1所示,图2为扫描图像。
  • LGBO中子闪烁探测器性能实验研究
  • 对于中子探测,尤其是热中子探测,我们通常使用核反应的方法,其中尤以使用掺6Li的中子闪烁体最为理想和广泛。对于我们在国内研制的LGBO闪烁体,在探测热中子时,通常利用6Li(n,α)3H反应生成的带电粒子和闪烁体中的电子进行非弹性碰撞,使之电离并激发,然后退激并发射适合光电倍增管探测的闪烁光。
  • GaN探测器的研究进展
  • 本工作重点对GaN半导体探测器(图1)进行了一系列的性能测试,包括探测器的V-I曲线、C-V曲线、241Am-α能谱(图2)、探测效率等。得到探测器的能量分辨率约27%,探测效率最高可达80%,本底电流在外加-15V偏压时,小于70nA/cm2(图3)。目前,直径为8~12mm,厚度为2~4μm的GaN探测器性能比较稳定,
  • 近距离治疗混合源的剂量学参数的蒙特卡罗模拟计算
  • 125I、103Pd混合源是一种新型的放射性近距离治疗种子源。临床使用该粒子源近距离治疗之前,需要对此粒子源的剂量学参数进行严格确定。本工作利用蒙特卡罗方法对已知模型的
  • 基于快中子伴随α粒子方法的爆炸物检测技术的初步研究
  • 中子检测爆炸物技术主要有热中子法(TNA)、快中子法(FNA)、脉冲快热中子法(PFTNA)、快中子伴随α粒子成像技术(API-TOF)。其中,基于快中子的伴随α粒子检测技术可以有效降低在检测过程中14MeV中子与被检测物品周围环境中产生的强γ辐射本底,进而提高检测效率。为实现利用伴随α粒子技术检测爆炸物,进行了如下实验。采用带有α阵列探测器的中子发生
  • 小型D-T中子发生器慢化体的蒙特卡罗模拟
  • 本工作将蒙特卡罗方法用于小型D-T中子发生器慢化体的模拟研究,利用MCNP程序进行计算,比较各种慢化材料的组合,并采用球形慢化空腔加锥形引出口的慢化结构,从而得到通量大而且通量均匀的热中子束流。在构造计算模型时,为了计算和加工设计的方便,对中子发生器及慢化结构做了相应的简化。
  • Si-PIN探测器能量补偿的蒙特卡罗模拟研究
  • 探测器为Si-PIN辐射探测器,晶体大小:φ20mm,Si层厚度300μm。计算过程中,照射条件为单能γ射线平行于z轴均匀入射到探测器上,对加补偿片的情况,垂直入射到补偿片上,γ射线的能量范围为0.05~3MeV。根据半导体探测器对γ射线的探测原理,我们用MCNP程序模拟计算了Si-PIN探测器的能量
  • 激光辅助对位系统在背散射成像系统的应用
  • 背散射成像系统可用来探测物质密度,其中跳点扫描转筒装置为关键部位之一。我们已加工制造出点扫描转筒,用来建立X射线背散射点扫描系统。在该系统中要求扫描转筒的所有孔径(入射孔到出射孔)必须精确对准X射线的焦点。除加工精度的保证外,安装对位也是关键。因为对位工
  • 低辐射车辆检查系统(LVIS)的性能检测
  • 低辐射车辆检查系统(LVIS)是中国原子能科学研究院核技术所研发的通道式车辆扫描装置。对此装置以国标《辐射型集装箱检查系统》(GB19211-2003)为标准,在穿透力、丝分辨力和反差灵敏度三个方面进行性能检测。穿透力试验要求在不小于0.1m/s的扫描速度下,测量仍能使检查系统显示出钢板后全吸收体
  • 掺钆高阻性板室的辐射成像技术
  • 利用高阻性板室(简称RPC)探测器探测到的二维信号,经过信号转换电路进行信号甄别和模数转化,决定射线作用点位置的数据由上下面板符合电路给出,并将信号输送到计算机,通过成像软件完成数据接收及图像生成,每个RPC模块产生的模拟信号通过16个感应条由信号转换电路进
  • 新型弗里希栅碲锌镉探测器研制
  • 弗里希栅碲锌镉探测器具有工艺简单且能更好改善探测器性能的特点,可应用于能量测量的便携式谱仪以及成像阵列探测器,具有很好的发展前景。从经济角度考虑,弗里希栅探测器造价低,
  • 用于X射线背散射成像系统的聚焦光学龙虾眼探头研究
  • 当前世界范围内在安全保卫领域都迫切需要能够实时侦测和识别爆炸物品、隐藏在手提包、金属或非金属墙体内部的危险品,而同时对人身无危害的探测技术。本文介绍了基于龙虾眼聚焦光学原理的龙虾眼探头的工艺制备,可应用于非扫描、便携式、实时的X射线背散射成像系统。通过
  • 一种基于NQR原理的探雷探头研制
  • 采用核四极共振(NQR)技术进行爆炸物检测是近几十年来发展起来的一种新的探测技术,由于它具有共振频率这个指纹般的特征,所以在爆炸物检测领域中具有一定的优势。采用NQR技术研制的探雷装置不但能有效弥补金属探雷器无法探测塑性地雷的缺点,还具有虚警率低的优点。目
  • 自动调谐控制系统的研制
  • 实用化的自动调谐系统已经研制完成,系统包括在7s以内将系统的调谐状态调谐至低频和高频的两个频率点,调谐精度达到了系统要求的±2kHz以内,且系统稳定,试验结果示于图1和2。自动调谐的主要原理是通过改变接入LC谐振电路的匹配电容和调谐电容的大小,以达到改变系统调谐频率点的目的。在系统研制过程中,主要解决了电容阵列的设计、软件控制算法以及试验
  • 灰色关联聚类在宇宙射线μ子探测成像中的应用
  • 为保证在粒子数偏少的客观条件下实现宇宙射线μ子成像目标,将具有解决小样本、贫信息的不确定信息能力的灰色系统理论和成像方法进行结合,开创性的探索了灰色系统理论中的灰色关联聚类分析方法在宇宙射线μ子对物质的探测区分上的应用。观测对象即为宇宙射线出射线,每条出射线包括2个指标依据,根据宇宙射线μ子成像的研究
  • 游泳池式轻水反应堆2011年运行报告
  • 1有关数据运行人员:现有值班长11人,操纵员6人;新晋升值班长3人,新晋升操纵员1人;学习的值班长3人,学习的操纵员1人;调出值班长0人;调出操纵员0人。运行情况:开堆10次;非计划停堆4次;运行3346.01h;释放能量为487.95MW.d;最大功率为3.5MW。一回路水:pH=5.9,
  • 原型微型反应堆2011年运行报告
  • 2011年原型微堆严格遵守核安全法规和院、所的各项规章制度,全年安全运行,无异常事故发生。主要情况如下。1)开堆18次,运行时间114.97h,能量释放1506.6kW.h,积分通量共2.44×1017cm-2,共活化分析样品197个。
  • 5SDH-2串列加速器运行情况
  • 中国原子能科学研究院计量测试部(国防科技工业电离辐射一级计量站)于1996年从美国国家静电公司(National Electrostatics Corporation)引进了1台2×1.7MV串列加速器(5SDH-2),主要用于建立单能中子参考辐射场测试/校准实验平台。2006年,依托于计量与校准国防科技重点实验室电离辐射分室的建设,进行
  • 2011年HI-13串列加速器状况
  • 2011年HI-13串列加速器供束时间共计3800h,提供的离子种类27种。供束时间按离子分配如图1所示。加速器全年共开钢筒检修6次,除剥离膜的更换及正常的维护外,钢筒内部的检修主要围绕输电梯为主的充电系统进行。钢筒外部的检修工作主要集中在注入器、真空系统及电气电子学系统。
  • 院2011年核安全状况
  • 2011年,全院核安全情况如下:在役核设施安全运行,未发生上等级核事故;在建核设施进展有序;核材料处于严密监管之下,未发生丢失与被盗事件。1在役核设施101堆2011年处于安全停闭期,日常开展对系统、设备的运行维护,未发生重水泄漏等异常
  • 院2011年辐射安全状况
  • 2011年,全院辐射安全情况如下:放射性同位素合法转让,贮存、使用与运输安全;射线装置安全运行,安全防护措施不断完善;工作人员职业照射得到有效控制,个人剂量保持平稳;辐射应急工作得到加强。1放射性同位素合法转让,贮存、使用与运输安全2011年,我院开展了在用放射源清理工作,对使用年限超过15a的放射源根据用途进行了筛
  • 放射性废物收贮和流出物排放
  • 1放射性废物收贮1.1放射性固体废物2011年全院共收贮放射性固体废物7.6m3,均为低放废物。收贮的上述废物主要手套、工作服、棉纱等。送贮的放射性固体废物具体情况列于表1。2011年,分3批外运水泥固化体1526桶。
  • 个人剂量监测
  • 1监测项目和方法2011年个人剂量监测按照中国原子能科学研究院个人剂量常规监测计划进行,监测项目包括外照射个人剂量监测和内照射个人监测。外照射个人剂量监测主要监测γ、X和中子,对手部受到复杂和非均匀照射的工作人员进行了手部监测。内照射个人监测的项目包括工作人员尿中3H放射
  • 环境监测和流出物监测
  • 2011年辐射安全研究所辐射监测与评价室根据中国原子能科学研究院常规监测计划,对我院院内以及周围环境辐射水平、环境介质中的放射性水平和流出物进行了监测。环境辐射监测内容主要有环境中的X、γ累积剂量率和累积剂量,环境介质的监测对象有地下水、地表土、沉降灰、气
  • 2011年度全院辐射工作场所监督性监测
  • 1监测目的和内容根据中国原子能科学研究院2011年度常规监测计划要求,辐射安全研究所辐射监测与评价研究室现场辐射监测组对我院的辐射工作场所(监督区)进行了监督性监测。监督性监测的主要内容:辐射工作场所中外照射剂量率;α、β表面污染;放射性气溶胶中的总α、
  • 原子能院2011年度质量工作总结
  • 质量工作是保证原子能院可持续发展,又好、又快、又安全地完成各项科研、生产、技术服务和工程建设任务的重要手段和环节,对于实现我院“十二五“发展目标至关重要。2011年,为确保全面完成年度科研、生产、技术服务和工程建设任务,全面贯彻院工作会议精神,特制定2011年质量工
  • 2011年度中国原子能科学研究院科研活动大事记
  • 1月1月4日,院隆重举行新年升旗仪式。院党委书记张昌明主持仪式,院长万钢在仪式上讲话,充分肯定了院2010年的工作并对2011年的工作提出了希望。在家的院领导、院直属单位党政工团领导、院机关全体职工参加了升旗仪式。1月4日,院基础设施改造指挥部组织召开了“给水处理站“标段竣工验收会,工程验收合格。
  • 2011年度中国原子能科学研究院国际交流情况
  • 2011年原子能院成功举办国际会议2个,申请和续签国际原子能机构(IAEA)地区研究合同8份,执行引进人才项目15项,引进外国专家59人,获取经费共121.1万元。2011年原子能院共接待来院参观、讲学、工作进修与洽谈合作的外宾152批318人次,他们
  • 2011年度中国原子能科学研究院举办的学术报告
  • 2011年度中国原子能科学研究院获国防科学技术奖励项目
  • 2011年度中国原子能科学研究院获中核集团科学技术奖励项目
  • 2011年度中国原子能科学研究院获中国核能行业协会科学技术奖项目
  • 2010年度中国原子能科学研究院获国家能源科技进步奖项目
  • 2010年度中国原子能科学研究院获北京市科学技术奖项目
  • 2011年度中国原子能科学研究院专利申请情况
  • 2011年度中国原子能科学研究院专利授权情况
  • 2011年度中国原子能科学研究院人员在外文书刊上发表的科技论文题录(英文)
  • 1 Metrologia,Vol.48,2011 1)International key comparison of measurements of neutron source emission rate(1999-2005):CCRI(III)-K9.AmBe,technical supplement,06018.Roberts N J(National Physical Laboratory),WANG Z,LIU Y,WANG Q,CHEN X,LUO H,RONG C,et al.2Advanced
  • 2011年度中国原子能科学研究院人员在中文书刊上发表的科技论文题录
  • 2011年度中国原子能科学研究院人员在国际学术会议上所作报告题录
  • 2011年度中国原子能科学研究院人员在国内学术会议上所作报告题录
  • 中国原子能科学研究院核技术应用与开发产品目录
  • 2011年中国原子能科学研究院博士、硕士研究生录取一览表
  • 2011年授予学历博士学位人员情况
  • 2011年授予学历硕士学位人员情况
  • 2011年授予硕士(同等学力)学位人员情况
  • 中国实验快堆工程2011年进展(张东辉 赵佳宁)
    CEFR应用战略研究进展报告(吴纯良)
    院长致辞(万钢)
    快堆嬗变长寿命核素技术研究进展(喻宏 黄晨 尹邦跃 陈晓亮 胡贇 刘一哲)
    中国示范快堆总体技术预先研究进展(宋维 杨红义)
    中国示范快堆项目进展情况(吴兴曼)
    快堆产业化技术创新战略联盟工作进展(程中楠)
    图片新闻
    CDFR非能动停堆系统关键技术研究课题研发概况和进展(胡文军 杨红义 喻宏 薛秀丽 宋维)
    “大型钠冷快堆增殖性能研究”项目2011年研究进展(胡赟 杨晓燕 喻宏)
    CEFR运维一体化平台(王雪飞)
    池式钠冷快堆交互式安全分析软件开发研究总结(钱鸿涛 汤徽建)
    INPRO方法在行波堆防核扩散评估中的应用(张坚 杨晓燕 钱鸿涛)
    CEFR-MOX堆芯物理设计研究(杨晓燕 陈仪煜 许义军)
    CEFR钠空泡反应性效应试验测量与计算分析(周科源 喻宏 胡赟)
    CEFR含镎嬗变试验组件的物理计算(周科源 胡赟 陈晓亮)
    反应堆辐照容器中子注量监测器研制(陈晓亮)
    CFR-1000中子探测器布置方案研究(张强 陈晓亮)
    先进核燃料循环技术模式研究(杨勇 周培德)
    钍燃料在压水堆/重水堆/快堆中的应用初步研究(陈仪煜 喻宏)
    接管管道的热疲劳分析(胡丽娜 余华金 王月英 刘佳 唐龙)
    快堆钠接收和二回路钠充排系统设计分析研究(刘林顶 骆学军 李静)
    基于小波包和遗传算法的快堆蒸汽发生器声学泄漏故障诊断研究(武林林 余华金 武志广)
    大口径钠阀阀体设计研究(吕明宇 余华金 骆学军)
    破前漏(LBB)分析技术及临界裂纹计算方法(刘佳 余华金 王月英)
    中国实验快堆辐照容器模拟件研制
    示范快堆电站主管道材料研制进展(李雅平 骆学军)
    T91钢在高温钠中的腐蚀行为研究(韩丽青 龙斌 张金权 秦博 付晓刚 王树兴)
    反应堆用不锈钢在海水中的腐蚀性能研究(秦博 龙斌 付晓刚 韩丽青 张金权 王树兴 俞晓琛 黄文杰)
    关于轴封加热器水封缺水现象的思考(唐肄敏)
    滑参数启动在CEFR汽轮机的可行性初探(唐肄敏)
    I-1008型组件形位测量仪调试报告(刘云焰 孙玉 申凤阳 李国才 李华同 高继宁 赵飞 谷春星)
    CEFR蒸发器静态特性初步研究(丁铜伟 吴强)
    中国实验快堆汽轮机油质分析监督技术研究(张琭 吴强 张焕旗)
    中国先进研究堆2011年度进展(赵铁军)
    HI-13串列加速器升级工程2011年工程进展(易辉 孙阳)
    CYCIAE-100强流回旋加速器工程进展(张天爵 李振国 吕银龙)
    100MeV回旋加速器主磁铁建造完成(张天爵 吕银龙 钟俊晴 景卫 潘高峰 张素平 解怀东 王振辉 林军 刘庚首 杨芳)
    100MeV强流回旋加速器水冷系统工作进展(李振国 吴隆成 周志伟)
    CYCIAE-100主磁铁在临时厂房的安装(吕银龙 王振辉 崔涛 张天爵 景卫 蔡红茹 林军)
    CYCIAE-100主磁铁举升系统安装与调试(吕银龙 殷治国 林军)
    CYCIAE-100主磁铁测磁仪在临时厂房的安装(吕银龙 钟俊晴 曹磊 殷治国 王振辉)
    医用回旋加速器的磁场测量与垫补(钟俊晴 崔涛 殷治国 李明 王川 葛涛 刘庚首 王振辉 吕银龙 张天爵)
    等比FFAG加速器Lattice周期结构初步设计与研究(李明 张天爵 钟俊晴 安世忠)
    CYCIAE-100回旋加速器剥离靶的加工与安装(解怀东 安世忠 管锋平)
    CYCIAE-100回旋加速器径向插入式探测靶的机械设计(解怀东 管锋平 温立鹏)
    100MeV回旋加速器束流收集器屏蔽设计计算(王峰 贾先禄 魏素敏)
    BF_3计数管的前置放大模块研制(侯世刚)
    医用回旋加速器外部负氢离子源的设计和实验研究(贾先禄 张天爵 秦久昌 郑侠)
    一台小型强流脉冲加速器的研制(邹俭 曾乃工 王川 郑侠 张天爵 姜兴东)
    医用小型回旋加速器螺旋静电偏转板和中心区的设计(姚红娟 宋国芳 杨建俊 张天爵 刘庚首)
    100MeV回旋加速器轴向注入线上主要元件的设计(姚红娟 郑侠)
    用于DCCT系统改进的峰值检测电路
    100MeV强流质子回旋加速器高频腔体的研制(纪彬 邢建升 殷治国 张天爵 林军 李鹏展)
    医用小型回旋加速器注入线机械结构设计(宋国芳 杨建俊 姚红娟)
    医用回旋加速器偏转板和中心区的机械结构设计(宋国芳 姚红娟 杨建俊 殷治国)
    强流回旋加速器综合试验装置束流对中的测量与模拟(安世忠 管锋平 姚红娟)
    强流回旋加速器综合试验装置注入线脉冲束传输的模拟计算(安世忠 张天爵)
    100MeV真空系统的低温绝热考虑(张素平 潘高峰 邢建升 张天爵 李振国)
    具有ns级时间分辨的多电子倍增测量电路概念设计(王川 殷治国 张天爵)
    医用回旋加速器主磁铁机械设计改进(崔涛 吕银龙)
    300kV直流高压穿墙管的研制
    BRISOL实验平台安装调试(唐兵 崔保群 马瑞刚 陈立华 马鹰俊 黄青华 蒋渭生)
    在线同位素分离器束流诊断单元的调试(马鹰俊 唐兵 陈立华 马瑞刚 崔保群 曾自强 黄青华 蒋渭生)
    串列升级工程在线同位素分离器研制进展(崔保群)
    串列加速器升级工程单腔恒温柜介绍(郑健 彭朝华)
    核燃料后处理放化实验设施(CRARL)工程2011年度进展
    放射性“三废”设施治理工程进展(张存平 吴杰 李美山)
    放射性固体废物回取与整备处理示范设施(张存平 吕海雷 蒋磊 刘春秀)
    放射性废液暂存库建设工程(吴杰 朱振国 杨晓和 崔攀)
    放射性排风中心治理工程(杜洪铭 莫继锋 刘天险 夏桂林)
    中放废液输送系统更新改造项目(李美山 纪永红 苏凤梅)
    低放废液管网系统更新改造项目(韩红臣 初丽丽 刘春)
    2011年放射性水泥固化体外运项目的进展(赵大鹏)
    ~(46)Ar质子气泡结构的张量效应(王艳召 顾建中 张锡珍)
    壳模型研究~(17,18)Ne矮偶极共振(马海亮 董保国 闫玉良 张锡珍)
    镜像核~(51)Mn和~(51)Fe微观有效电荷以及终止态B(E2)值研究(马海亮 董保国 闫玉良)
    近垒能区~(16)O+~(76)Ge和~(18)O+~(74)Ge体系熔合反应研究(贾会明 林承键 张焕乔 杨峰 徐新星 杨磊 刘祖华)
    ~(86)Sr的高自旋态研究(刘嘉健 吴晓光 姚顺和 李广生 贺创业 郑云 李聪博 胡世鹏 李红伟 汪金龙)
    ~(87)Sr的高自旋态研究(李红伟 吴晓光 郑云 姚顺和 贺创业 李广生 刘嘉健 胡世鹏 李聪博 汪金龙 吴义恒)
    LaBr_3闪烁体探测器测量能级寿命
    质子单粒子效应束流诊断技术研究(沈东军 陈泉 郭刚 刘建成 王慧 高丽娟 惠宁 范辉 蔡莉 史淑廷 何安林)
    单粒子效应试验用束流快门的研制(史淑廷 陈泉 刘建成 沈东军 郭刚)
    pn结重离子有效LET值测量方法研究(史淑廷 郭刚 刘建成 沈东军 高丽娟)
    重离子单粒子效应专用辐照装置中循环冷却水系统的建立(刘建成 郭刚 胡跃明 杨宝君)
    用于微束的固体核径迹探测器蚀刻技术研究(惠宁 郭刚 沈东军)
    单粒子效应温度测控系统研制(蔡莉 刘建成 郭刚)
    质子单粒子效应试验中的中子本底测量(范辉 何安林 刘建成 惠宁 高丽娟 蔡莉 史淑廷 沈东军 郭刚)
    用于辐射生物研究的终端辐照装置的研制(孔福全 王潇 隋丽 赵葵 郑洁莹 马南茹 刘建成)
    ~7Li和γ射线致细胞中γ-H2AX焦点免疫荧光检测研究
    快中子对大鼠的辐射效应研究(郑洁莹 王潇 孔福全 隋丽 马南茹)
    RPC探测器宇宙射线测试(李笑梅 胡守扬 白新占 周静 叶力 单超 周书华)
    用统计模型方法计算重离子碰撞(胡守扬 李笑梅 周静 叶力 白新占 单超 周书华)
    GEM探测器电场模拟(白新占 李笑梅 胡守扬 叶力 周静 周书华)
    高纯锗探测器阵列~(238)U(n,xn γ)实验进展(王朝辉 侯龙 苏晓斌 王琦 李霞 于国梁 康国国 张笑鹏)
    高压倍加器微秒脉冲束系统的建立(陈红涛 赵芳 唐洪庆 周祖英 朱家政)
    中子学积分实验前级准直系统的设计
    深地实验室快中子本底探测技术研究(任杰 阮锡超 李霞 黄翰雄 周祖英)
    锂玻璃探测器的效率刻度(张奇玮 贺国珠 阮锡超 周祖英 唐洪庆 任杰)
    ~(241)Am辐射俘获截面试测量(江历阳 陈雄军 于伟翔 卢涵林)
    ~(69)Ga(n,2n)~(68)Ga反应截面测量(江历阳 陈雄军 于伟翔 卢涵林)
    氟离子碰撞引起的钽L壳层X射线产生截面测量
    14MeV中子诱发~(232)Th裂变产额测量结果(杨毅 刘世龙 冯晶)
    堆芯燃料元件破损在线探测系统效率刻度(杨毅 侯龙 王朝晖 苏晓斌)
    中国评价核数据库(CENDL-3.1)中~(233)U的更新和改进(于保生 陈国长 张华)
    ~(235)U裂变截面引起的脉冲中子球装置泄漏谱不确定度分析(王文明 吴海成)
    中子诱发~(235)U裂变瞬发中子谱的计算(陈永静 刘廷进 陶曦 孙正军 舒能川)
    锕系核素快中子裂变截面系统特性(王记民 段军锋 张竞上)
    用KBR和Thor基准实验检验~(232)Th评价数据(吴海成 张华)
    新型核动力装置用多群常数库的制作方法研究(刘萍)
    裂变产物核反应网络方程研究(钱晶 刘廷进 舒能川 孙正军)
    20MeV以下~(40)Ca(n,tot)反应截面的评价及协方差分析(张玥 刘廷进 续瑞瑞)
    基于相对论Dirac Bruckner Hartree Fock的核子微观光学势研究(续瑞瑞 马中玉)
    ~(64)Ni-Gd-Cu靶的制备(樊启文 杜英辉 张榕)
    超薄大面积双面镀金Mylar膜的制备(张榕 樊启文 杜英辉)
    CARIF项目中的后加速简介(彭朝华)
    CIAE强流ECR离子源研制(唐兵 崔保群 马瑞刚 马鹰俊 黄青华 陈立华 蒋渭生)
    低能强流质子束空间电荷中和度测量(唐兵 崔保群 马瑞刚 黄青华 马鹰俊 陈立华 蒋渭生)
    束流积分仪研制(马瑞刚 崔保群 马鹰俊 唐兵 黄青华 陈立华 蒋渭生)
    ADS用ECR离子源脉冲束流发射度的测量(马鹰俊 唐兵 李爱玲 马瑞刚 崔保群 蒋渭生)
    低能电子束注入装置的研制(马鹰俊 崔保群 姜冲 陈立华 马瑞刚 黄青华 唐兵 蒋渭生)
    质子束注入系统的研制
    CARISOL靶结构的热计算(陈立华 崔保群 马瑞刚 马鹰俊 黄青华 唐兵 蒋渭生)
    一种用于中子衍射样品原位实验的镜面高温炉的研制(高建波 李峻宏 刘荣灯 胡瑞 孙硕)
    多功能D8 X射线衍射仪的安装(郝丽杰 王子军 刘荣灯 孙凯 刘蕴韬 陈东风)
    极端样品环境高温炉的安装与调试(胡瑞 孙硕 孙凯 刘蕴韬 陈东风)
    CARR中子织构衍射仪最新进展(李眉娟 刘晓龙 田庚方 吴展华 吴立齐 王洪立 孙凯 刘蕴韬 陈东风)
    CARR冷中子束流传输系统规划(梁峰 王洪立 张莉 贺林峰 魏国海 王雨 刘蕴韬 陈东风)
    中子织构谱仪实验软件设计(刘晓龙 李眉娟 田庚方 吴立奇 刘蕴韬 陈东风)
    光学浮区法生长LiFePO4单晶
    新型热中子闪烁体转换屏的研制进展(王雨 韩松柏 贺林峰 魏国海 王洪立 刘蕴韬 陈东风)
    中子照相方法检测核燃料元件(魏国海 韩松柏 陈东风 郝丽杰 武梅梅 刘蕴韬 王洪立)
    Lu_(2-x)Fe_xMo_3O_(12)晶体结构与热膨胀性能研究(武梅梅 祖勇 刘蕴韬 陈东风)
    应用于机械速度选择器校准的中子飞行时间谱仪研制
    小角中子散射谱仪进展(张莉 李天富 贺林峰 魏国海 王洪立 刘蕴韬 陈东风)
    ~(93)Nb(n,2n)~(92)Nb~g反应截面的AMS方法最新进展
    ~(41)Ca示踪正常大鼠与骨质疏松大鼠对不同形式钙的代谢行为研究
    基于AMS测量的~(129)I化学提取方法浅析
    过热液滴探测器对温度响应的研究
    超痕量环境样品~(236)U/~(238)U-AMS方法的关键问题研究
    ~(79)Se/Se的AMS绝对测量方法研究
    CIAE的~(182)Hf AMS测量中~(182)W的压低因子的测定
    加速器质谱测量~(53)Mn中样品形式研究
    CARR堆瞬发伽马活化分析装置束流阻止器的设计方案
    用缓发中子法识别和定量~(235)U、~(239)Pu的初步研究
    CLAM钢样品三束同时辐照研究
    H-Pd、H-PdAg和H-PdY合金系统的正电子湮没研究(左翼 郑永男 胡勇 范平 袁大庆 周冬梅 朱升云)
    国防科技工业电离辐射一级计量站能力提升项目进展(杨静 段曦微 徐长春)
    SSS中子能谱仪(刘毅娜 王志强 骆海龙 李春娟 张伟华)
    keV能区单能中子参考辐射场靶设计研究进展(李玮 陈军 李春娟 刘毅娜 王志强 骆海龙)
    keV能区中子参考辐射注量率绝对测量装置~6LiF-SSD探测器设计(李玮 陈军 李春娟 刘毅娜 王志强 骆海龙)
    TEPC集成电路设计
    组织等效正比计数器制作方案(张伟华 刘毅娜 王志强 李春娟 骆海龙)
    用~(36)Cl标准场校准HPGe探测器效率(李立华 徐鹍)
    ~(60)Co γ单源照射装置研制(高飞)
    低能过滤束X射线参考辐射特性参数的确定(宋明哲 魏可新 丁亚东 王红玉 侯金兵 高飞 倪宁 张力)
    低能荧光X射线参考辐射场的建立(丁亚东 魏可新 宋明哲 侯金兵 王红玉 高飞 张力 倪宁)
    高气压电离室能响补偿问题的蒙特卡罗方法研究(张力 高飞 倪宁 宋明哲 侯金兵 王红玉 丁亚东)
    准直照射装置中散射腔作用的蒙特卡罗方法研究(倪宁 高飞 张力 宋明哲 侯金兵 王红玉 丁亚东)
    ~(56)Co标准溶液的活度测量(杨巧玲 姚顺和 姚艳玲 郭晓清 刁立军)
    环境水平样品放射性活度γ能谱法测量分析比对(刁立军 孟军 陈细林 高旻)
    氚测量微量热计研制进展(陈细林 何长水 邢建升 侯世刚 杨洪广 杨启发)
    选择采样活度测量方法的建立
    液闪绝对测量装置研制进展(吕晓侠 陈细林 姚顺和)
    标签剂量计的研制(蔡展帆 叶宏生 夏文 林敏 肖振红)
    放射性废物桶标准源的设计与线状源的模拟验证(徐利军 叶宏生 林敏 肖雪夫)
    大面积标准放射源制备技术研究(夏文 叶宏生 喻正伟 林敏 陈克胜)
    高灵敏度自显色个人剂量计制备方法研究(夏文 叶宏生 蔡展帆 林敏 肖振红 侯金兵)
    振动孔法制备铀氧化物微粒方法研究(武昌平 陈克胜 曹继芬 崔莹 肖振红 叶宏生 李华芝)
    利用超短脉冲激光自生磁场进行同位素分离研究(李业军 席晓峰 王雷剑 路建新 汤秀章)
    10TW装置真空系统(张海峰 路建新 李业军 张骥)
    10TW装置飞秒激光传输与布局的设计(张海峰 张骥)
    超短激光与不同厚度的金薄膜靶相互作用加速质子的能谱测量(路建新 兰小飞 黄永盛 王雷剑 席晓峰 汤秀章 杨大为)
    248nm紫外短脉冲激光驱动的质子加速及其在质子束快点火中的潜在应用(路建新 兰小飞 黄永盛 王雷剑 戴辉 汤秀章)
    预脉冲对超短激光与薄膜靶相互作用加速产生质子的影响(路建新 兰小飞 席晓峰 王雷剑 黄永盛 杨大为 汤秀章)
    “天光一号”激光装置靶面激光均匀性实时监测系统(戴辉)
    紫外超短激光脉冲诱导离子加速的PIC模拟研究(黄永盛)
    时间相关的电子温度所诱导的激光离子加速(黄永盛)
    10ns短脉冲激光器VARIEX的研制进展(向益淮 高智星 汤秀章)
    高功率准分子激光驱动冲击波平面性的实验研究(梁晶 田宝贤 李业军 王钊 汤秀章)
    靶位自动准直系统的建立(李静 胡凤鸣 向益淮 陆泽 高智星)
    350kV高压加速器改进计算(李金海)
    Spoke的动力学计算(李金海 马雁云)
    束斑均匀化器件的设计研究(李金海 任秀艳)
    行波加速管的动力学计算(李金海 马雁云 郭兴坤)
    10MeV大功率单腔电子辐照加速器谐振腔的设计(马雁云 彭朝华 李金海)
    医疗加速器治疗床以及旋转臂的受力分析(马雁云)
    常温CH-DTL的初步设计(马雁云 李金海)
    超导Spoke腔设计(马雁云 李金海)
    350keV高压倍加器自屏蔽系统研制(尹蒙 黄骏 韩广文)
    多能量档电子直线加速器真空系统研制(尹蒙 韩广文 黄骏)
    基于FINS协议和协议宏的控制网络通信的实现(刘保杰 吕卫星 张立锋 余国龙)
    采用虚拟仪器技术的图像处理软件实现方法(刘保杰 吕卫星 余国龙)
    无损检测用探伤机厂房辐射防护计算软件的开发(刘保杰 王思力)
    350keV电子高压加速器剂量场分布计算(刘保杰 李金海 吕卫星 马雁云)
    多能量辐照加速器速调管快速保护系统的研制(屠锐 吴青峰 朱志斌 王修龙)
    高燃耗乏燃料核素成分计算(夏兆东 王璠 周小平)
    环形燃料堆芯物理性能分析研究(夏兆东 陈桂美 周琦)
    田湾核电机组换料启动优化方案(夏兆东 吕牛 刘宏伟)
    田湾核电站换料无源启动源强计算分析(夏兆东 周琦 于超)
    多体效应临界实验设计研究(权艳慧)
    核燃料溶液系统瞬态计算分析(于超 周琦 朱庆福)
    核电站提高负荷因子咨询报告(吕牛)
    钠钾合金传热试验回路研制(柴宝华 卫光仁 魏国锋 冯波 毕可明 王炜 高山)
    基于B&R X20 PCC的测控系统研制
    铯蒸气压力传感器原型样机研制
    横向流中的圆柱系设计导则研究(薛松龄)
    轴向流中的单圆柱体设计导则研究(薛松龄)
    湍动横向流中的单圆柱体设计导则研究(薛松龄)
    溢流时矩形薄壁平板流体弹性不稳定性数值模型分析
    辐照前后国产压力容器钢的小冲杆测试研究(钟巍华 佟振峰 张长义 乔建生 杨文)
    断裂韧性试验数据分析软件包——CraX(林虎 杨文 佟振峰)
    国产压力容器辐照技术(张长义 佟振峰 宁广胜 林虎 钟巍华 杨文)
    反应堆压力容器材料SA508.3钢参考温度t_0的测定(宁广胜 佟振峰 钟魏华 林虎 张长义 杨文)
    303热室改扩建工程通过竣工验收(梁政强 刘歆粤)
    核电站JNK硼酸水箱失效分析(钱进 褚凤敏 彭顺米 刘峰蕙)
    氚增殖包层结构材料阻氚涂层技术研究现状
    CARR二次水系统管道应力分析(戴守通 韩治 汪军 景丹)
    安注箱应力评定(戴守通 韩治 汪军 景丹)
    安注箱热应力分析(戴守通 韩治 汪军 景丹)
    安注箱静力分析(戴守通 韩治 汪军 景丹)
    安注箱地脚螺栓应力校核(戴守通 韩治 汪军 景丹)
    安注箱抗震分析(戴守通 韩治 汪军 景丹)
    安注箱支座屈曲分析(戴守通 韩治 汪军 景丹)
    济南微堆退役终态辐射水平监测(彭旦 鲁谨 张永保)
    微堆专用卸料工具初步设计(郝倩 彭旦 鲁谨)
    微堆数字化电流采集系统(洪景彦 彭旦 吴小波)
    医院中子照射器热中子束能谱初步测量(鲁谨 张金花 邹淑云 彭旦 洪景彦 郝倩 刘心灵)
    熔盐电解CeO_2的阳极过程研究(林如山 叶国安 何辉 唐洪彬)
    ~(238)Pu溶液的α吸收剂量率测定(刘金平 宋鹏 陈辉 何辉 王亮)
    直接分光光度法测定四价铀(王亮 何辉 张秋月)
    分光光度法分析浓钚溶液中的微量铀(刘方 左臣 赵皓贵)
    30%TBP/煤油-硝酸体系中铀钚共反萃工艺研究(李传博 左臣 晏太红 郑卫芳)
    稀硝酸中甲基肼与甲醛的反应(李传博 晏太红 左臣 卞晓艳 何辉 郑卫芳)
    动态膜电解制备四价铀的研究(袁中伟 双红莹 晏太红 郑卫芳)
    快堆乏燃料后处理共去污段台架实验验证(左臣 李传博 晏太红 郑卫芳)
    APOR流程铀钚分离工艺中锝的走向研究(王辉 魏艳 刘方 贾永芬 刘占元)
    后处理工艺过程对溶剂辐解产物羰基化合物分析的影响(苏哲 李辉波 丛海峰 袁洁琼 宋凤丽 王孝荣 何辉)
    硝酸羟胺用于钚纯化循环的工艺条件优化(张虎 罗方祥 肖松涛 刘协春 杨贺 兰天 李会蓉 周贤明 孟照凯)
    TODGA和DHOA对Np(Ⅳ,Ⅵ)的萃取研究(朱文彬 李峰峰 叶国安 李会蓉)
    中试厂1AF料液中Np/Pu调价实验研究(朱文彬 李峰峰)
    TiAP萃取行为研究(蒋德祥 何辉 唐洪彬 朱礼洋 李峰峰)
    肼催化还原制备U(Ⅳ)的工艺研究进展(李斌 何辉 张秋月 丁伯发 黄小红)
    同位素稀释质谱法测定模拟铀产品中的痕量钚(金花 苏玉兰 应浙聪 赵胜洋)
    石墨晶体预衍射X射线荧光法测量微量U、Np、Pu(宋游 郑维明 刘桂娇 吴继宗 陈晨)
    有机相中U、Pu浓度、总γ同时测定的X射线荧光分析装置的研制(宋游 郑维明 刘桂娇 陈晨 吴继宗)
    电解还原法制备四价铀(付建丽 刘焕良 张丽华 王铁键 王玲)
    密度-电导联合测定游离酸快速分析装置的研制(范德军 张丽华 吴继宗 邵少雄 刘焕良)
    铀钚含量和价态远距离快速分析装置的研制(刘焕良 付建丽 王玲 张丽华)
    全反射X射线荧光仪的研制(康海英 乔亚华 黄清良)
    铀钚在线测量装置研制进展(康海英 郑维明)
    ~(88)Kr的放化分离和半衰期测量研究(杨志红 张生栋 杨磊 丁有钱 孙宏清 马鹏)
    TEVA树脂色层法测定土壤中的~(99)Tc(杨素亮 宋志君 丁有钱 毛国淑 杨志红 舒复君 杨磊 张生栋)
    2-烯丙氧基甲基-18-冠-6的合成(杨素亮 宋志君 杨金玲 丁有钱 张生栋)
    水溶液中2-烯丙氧基甲基-18-冠-6与锶离子配位反应稳定常数的测定(杨素亮 舒复君 宋志君 杨磊 梁小虎 丁有钱 张生栋)
    锝特效固相萃取片的性能表征(杨素亮 梁小虎 杨磊 毛国淑 丁有钱 张生栋)
    锶特效固相萃取片的性能表征-Ⅱ(杨素亮 宋志君 梁小虎 杨磊 丁有钱 张生栋)
    环境样品中U、Np、Pu的系统分离(王秀凤 丁有钱 张生栋 孙宏清 马鹏 毛国淑)
    乏燃料元件燃耗测量中U的分离方法研究(杨磊 毛国淑 赵雅平)
    乏燃料元件燃耗测量过程中元素Mo的分离方法研究(赵雅平 杨磊 毛国淑)
    钍辐照过程中超铀核素的含量计算(马鹏 毛国淑)
    激光烧蚀铀材料生成铀微粒的形态学研究(张燕 赵永刚 王琛)
    14MeV中子质询铀质量和丰度的实验研究(梁庆雷 李井怀 张继龙 刘国荣 李安利)
    UF_6气体在测量容器内壁吸附沉积规律的实验研究
    天然铀中铀主要同位素比用于溯源的分析研究(王同兴 赵永刚 朱留超 李建华 王琛)
    铀样品中杂质测量方法研究(朱留超 赵兴红 王同兴 赵永刚 张继龙 姜小燕)
    可移动式乏燃料燃耗核查装置方案设计(张继龙 刘国荣 赵永刚 李井怀 吕学升 梁庆雷 李安利)
    大气取样监测日本福岛核事故
    无机锶选择性吸附剂的制备(游新锋 张振涛 马辉)
    电解氧化还原处理磷酸三丁酯和离子交换树脂技术研究(马辉 邢海青 张振涛 甘学英 王雷 白杨)
    开放场所放射性污染混凝土破拆雾化压制粉尘技术(朱欣研)
    中放管沟不锈钢覆面拆除整备技术(朱欣研)
    放射性同位素容器清理池及其周边环境治理
    ~(99)Tc~m标记右旋糖酐衍生物用于前哨淋巴结显像的生物分布研究(杨春慧 李洪玉 梁积新 鲁佳 罗洪义 郑德强 孙桂全)
    ~(177)Lu-DOTA-TOC的制备及生物分布研究(邓新荣 罗志福 樊彩云 刘子华 李凤林 向学琴)
    PAMAM-DTPA的制备、标记及生物分布研究(邓新荣 刘子华 樊彩云 李凤林)
    发射光谱法测定加速器生产的~(64)Cu溶液中的化学杂质(姜华 叶肇云 赵秀岩 陈玉清)
    高效液相色谱法测定亚甲基二磷酸盐含量(赵秀岩 付博 叶肇云 柳银黎 姜华)
    高效液相色谱法测定~(18)FDG注射液中氨基聚醚含量(赵岩 叶肇云 赵秀岩 姜华)
    免疫层析技术检测动物源性食品中的恩诺沙星残留(李丽波 姚焱 刘中瑞 侯惠仁 郭永刚)
    免疫层析法测定动物源性食品中磺胺嘧啶残留(李丽波 姚焱 刘中瑞 侯惠仁 郭永刚)
    堆照天然镍产生~(63)Ni比活度及杂质分析(马俊平 张利峰 陈海洋)
    微生物限度检查方法建立(张先 张云 王海云 孙祥敏 尹长峰 冯苗 李源淼)
    动脉粥样硬化动物模型的建立(李帅 邓新荣 罗志福)
    两款蛋白分析色谱柱的柱效测定(刘子华 邓新荣 樊彩云 李凤林)
    迅猛发展中的博客-微博网及其巨大影响(方锦清)
    用复杂网络建立核衰变网络(李永 方锦清 刘强)
    和谐统一的混合择优模型的同步能力分析(刘强 方锦清 李永)
    确定性连接对大统一混合网络模型同步能力的影响(刘强 方锦清 李永)
    随机性连接对大统一混合网络模型同步能力的影响(刘强 方锦清 李永)
    统一混合网络模型3部曲(刘强 方锦清 李永)
    非线性动力学网络同步判据(刘强 方锦清 李永)
    电制冷HPGe探测器测量铀富集度的方法研究(刘宏斌 卢文广 王勉 许铮)
    NDA测量铀的工作标准样品研制(何丽霞 刘宏斌 柏磊 许铮)
    点源~(22)Na、~(88)Y的γ放射性活度测量(何丽霞 甘霖)
    车载式放射性检测装置应用研究(李新军 许小明 步立新 卢文广)
    TGS连续扫描模式自发射数据分析(周志波 隋洪志)
    TGS连续扫描模式透射数据分析(周志波 隋洪志)
    铀离心浓缩设施核材料衡算评价技术(高雪梅)
    非均匀含铀物料测量装置刻度研究(柏磊 王仲奇 邵婕文 程毅梅 何丽霞)
    非均匀含铀物料测量装置软件开发(邵婕文 柏磊 程毅梅 何丽霞)
    非均匀含铀物料测量装置自动系统开发(邵婕文 柏磊 程毅梅 何丽霞)
    射频识别技术在核材料管制中的应用研究(寇宁宁 苗强)
    实物保护系统有效性评估项目(宗波)
    桶装核废物中子检测装置应用研究完成(祝利群 许小明 顾少刚 李新军)
    新型桶装核废物中子检测装置研制进展(祝利群 许小明 顾少刚 王勉 柏磊 李新军)
    我国滨海核电站温排水排放口极端高温限值的设定研究(於凡 姜子英 张永兴)
    NORM分级监管方法研究(姜子英 李晓芸 刘伟富 王春红 刘森林)
    ~(220)Rn及其子体浓度空间分布研究
    辐照装置火灾隐患分析研究(乔海涛 李航)
    辐照装置卡源故障原因分析(涂兴明 李航 乔海涛 程友建 王绍林)
    放射性设施退役工程环境监理工作初探(涂兴明 李航 程友建 王绍林 乔海涛)
    核事故研究地理信息软件开发(张雪飞 张良 杨宏伟 张升涛 程卫亚 曲延涛 岳峰)
    核事故对策优化评估研究软件开发(张良 杨宏伟 张雪飞 岳峰)
    核事故仿真计算软件开发(杨宏伟)
    利用连续γ剂量率监测数据反推日本福岛核事故释放源项(杨宏伟 程卫亚)
    高灵敏~(239)Pu测量的模拟计算研究(王薇)
    固体核径迹氡探测器刻度系数的蒙特卡罗模拟计算(王薇)
    基于GEM的宇宙射线缪子探测系统
    西藏地区天然中子楼层分布的测量
    利用航测数据反推福岛核事故~(137)Cs的释放量(程卫亚 杨宏伟 陈凌 张永兴 骆志平)
    核动力厂场外应急计划简化相关问题研究(程卫亚)
    中含微量放射性物质照明产品运输与仓储环境影响分析(程卫亚 杨宏伟 严源 许慧萍)
    放射性废物分类的依据(张红见 刘森林)
    原子能院工业下水总排放口γ在线监控系统的升级改造(肖文慧 文富平 陈凌 徐旭涛 韩善彪 程友建 冷海生 高家衡 张桂来)
    院辐射环境监测数据管理平台的设计开发(肖文慧 卢瑛 文富平 董信芳 贺毅)
    101堆含氚废水排放方案优化研究(刘瑞瑞 王薇 程卫亚 武亦华 潘竞舜)
    某放射性同位素容器清理池退役源项调查(李航 涂兴明 程友建 乔海涛 徐旭涛 孟昭菊 侯术果)
    中国原子能科学研究院2011年度核技术应用产业年度报告
    低辐射车辆检查系统(LVIS)(张国光 孙汉城 丰树强 赵潇 王国保 苏丹 窦玉玲 王新光)
    LGBO中子闪烁探测器性能实验研究
    GaN探测器的研究进展
    近距离治疗混合源的剂量学参数的蒙特卡罗模拟计算(郑玉来 张文在 王强)
    基于快中子伴随α粒子方法的爆炸物检测技术的初步研究(郑玉来 王强 杨璐 李永 郭凤美 王国宝)
    小型D-T中子发生器慢化体的蒙特卡罗模拟(窦玉玲 王国保 张国光 丰树强 赵潇 王新光)
    Si-PIN探测器能量补偿的蒙特卡罗模拟研究(窦玉玲 王国保 张国光 丰树强 赵潇 王新光)
    激光辅助对位系统在背散射成像系统的应用(李永 王强 杨璐 郑玉来 郭凤美)
    低辐射车辆检查系统(LVIS)的性能检测(赵潇 张国光 丰树强 苏丹)
    掺钆高阻性板室的辐射成像技术(卢远镭 张国光 苏丹 丰树强)
    新型弗里希栅碲锌镉探测器研制(孟欣 郝晓勇 何高魁 刘洋)
    用于X射线背散射成像系统的聚焦光学龙虾眼探头研究(孟欣 郝晓勇 何高魁 黄小健)
    一种基于NQR原理的探雷探头研制(宛玉晴 何高魁 田华阳 金余恒)
    自动调谐控制系统的研制(李康宁 李兴 张向阳 俞硕 郭燕 田利军 万继华)
    灰色关联聚类在宇宙射线μ子探测成像中的应用(王月)
    游泳池式轻水反应堆2011年运行报告(牛胜利)
    原型微型反应堆2011年运行报告(吴小波)
    5SDH-2串列加速器运行情况(王志强 骆海龙 刘毅娜)
    2011年HI-13串列加速器状况(阚朝新 胡跃明 包轶文 范宏盛)
    院2011年核安全状况(姜启轩 于立英 窦勤勇 顾凯)
    院2011年辐射安全状况(谢为红 于立英 王慧 顾凯)
    放射性废物收贮和流出物排放(刘航 程卫亚 顾凯)
    个人剂量监测
    环境监测和流出物监测(涂兴明 徐旭涛 潘竞舜 侯术果 孟昭菊 程友建 冷海生)
    2011年度全院辐射工作场所监督性监测(邵明刚 杜丽云 王绍林 杨清国 许荣亮)
    原子能院2011年度质量工作总结
    2011年度中国原子能科学研究院科研活动大事记
    2011年度中国原子能科学研究院国际交流情况
    2011年度中国原子能科学研究院举办的学术报告
    2011年度中国原子能科学研究院获国防科学技术奖励项目
    2011年度中国原子能科学研究院获中核集团科学技术奖励项目
    2011年度中国原子能科学研究院获中国核能行业协会科学技术奖项目
    2010年度中国原子能科学研究院获国家能源科技进步奖项目
    2010年度中国原子能科学研究院获北京市科学技术奖项目
    2011年度中国原子能科学研究院专利申请情况
    2011年度中国原子能科学研究院专利授权情况
    2011年度中国原子能科学研究院人员在外文书刊上发表的科技论文题录(英文)
    2011年度中国原子能科学研究院人员在中文书刊上发表的科技论文题录
    2011年度中国原子能科学研究院人员在国际学术会议上所作报告题录
    2011年度中国原子能科学研究院人员在国内学术会议上所作报告题录
    中国原子能科学研究院核技术应用与开发产品目录
    2011年中国原子能科学研究院博士、硕士研究生录取一览表
    2011年授予学历博士学位人员情况
    2011年授予学历硕士学位人员情况
    2011年授予硕士(同等学力)学位人员情况
    《中国原子能科学研究院年报》封面
      2011年
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