镅污染手套箱系统去污技术

镅污染手套箱系统去污是核退役中比较突出的技术难题。而且针对手套箱金属部件的固定性污染，电解技术可能是惟一的选择。但是电解去污过程会产生放射性废液，其处理过程导致退役费用的增加。提出了涂膜超声电解去除手套箱系统金属表面放射性污染的方法：在待去污金属部件表面涂蚀一种导电高分子膜，使得金属基质和污染物质在经过电解后不进入电解质溶液而附着在导电高分子膜内侧或者直接进入膜内，去污过程完成后将膜从金属表面剥离下来直接作为放射性固体废物处理。     

絮凝微滤组合处理^241Am废水

^241Am是极毒放射性核素，放射性强，半衰期长，对人和环境都有很大危害，废水中总α最高允许排放浓度为1Bq／L。建立能经济、简便地处理^241Am废水处理工艺具有重要的现实意义。本项目开发了处理低放^241Am废水的絮凝-中空纤维膜微滤组合工艺(CMF)。通过建立了完整的CMF含镅废水的处理工艺，研究了工艺参数对^241Am废水处理效果的影响，确定并优化了CMF工艺参数。     

絮凝微滤组合工艺（CMF）处理含铀废水

膜分离技术具有能耗低、单级分离效率高、工艺简单、不污染环境等突出优点，在处理铀污染废水中应用前景广阔。作者曾采用混凝沉淀并结合中空纤维膜微滤（如．22μm）一体化工艺（CMF）处理含镅废水：研究了体系pH值、硫酸亚铁加入量等工艺参数的影响，并确定了最优参数；经该工艺处理后的废水中^241Am浓度小于最大允许排放浓度（1Bq／L），去污率大999．9％，去污因子1309-47600，平均浓缩倍数为190，相当于现有的两级蒸发工艺水平，并投入了实际应用，处理含^241Am废水约60m^3。     

HENDL1.1/MG数据库和VisualBUS1．0程序的临界基准计算与分析

使用自主开发的一维输运／燃耗／可视化计算程序系统VisualBUS1．0和HENDL1．1／MG数据库,对^233U,^235U和^239Pu的热溶液临界球基准实验和^237Np,^241Am和^244Cm的金属快裂变临界球问题进行校核。和国际上广泛使用的各种程序和数据库的模拟计算结果以及相关实验结果进行综合对比和分析,初步验证了HENDL1．1／MG中裂变核素核数据的可靠性和应用性,同时也进一步证明了VisualBUS1.0程序的正确性。The evaluated critical safety benchmark experiments including some major elements of fission materials, such as ^233U, ^235U, ^239pu and ^237Np, ^241Am, ^244Cm, were simulated using the home-developed one-dimensionaltrasportation/burnup/optimization code system VisualBUS1.0 and HENDL1.1/MG, a multi-group working library of fusion-fission Hybrid Evaluated Nuclear Data Library, by FDS team. By the comparison with the measured resuits and the calculated values given in the International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments, HENDL1.1/MG data library and VisualBUS1.0 code are validated and qualified to be reliable.     

PIPS-α谱仪探测效率蒙特卡罗模拟及其影响因素

在放射源能谱测量过程中,PIPS-谱仪探测效率的影响因素有几何因子、空气层吸收、死层吸收、本征探测效率等,为了更精确地计算放射源的活度,分析母体核素种类和浓度,探究各因素对探测效率的影响具有重要意义。使用蒙特卡罗软件模拟不同探源距、真空度下的放射源的能谱测量;使用SRIM模拟5 MeV 粒子在空气和死层中的射程及分布;使用PIPS-谱仪测量241Am,238Pu,239Pu三种标准源的实际能谱;根据实验与模拟的结果对各个因素对探测效率的影响进行分析,并计算得到谱仪对不同放射源的本征探测效率。结果表明:在PIPS-谱仪的能谱测量过程中,影响谱仪探测效率的主要因素是几何因子和本征探测效率,空气层和死层对粒子的吸收可以忽略不计;谱仪对241Am,238Pu,239Pu三种标准源的本征探测效率分别为64.84%,49.95%,51.55%。     

移动电解去污技术

设计了一种移动式电解去污装置，电解液密闭循环使用，废物量少且易于处理，可对大型工件和污染手套箱进行移动式现场去污，减少去污工作人员的辐照危险。在设计的移动电解去污装置（见图1）中，以污染的导电材料为阳极进行电解去污，阴极外壳为聚四氟乙烯材料，内衬金属网为阴极，电解液通过循环泵循环利用，并通过吸附阻滞材料，将电解液中的放射性物质吸附在吸附材料中。去污处理结束后，电解液流入储液罐待用，此时即可移动去污装置进行另一区域的去污或吸附阻滞材料的处理。由此产生的放射性废物量很少，可避免污染扩散。     

一种用于RIBLL2的纵向场多次取样型电离室

为兰州第二条放射性束流线（RIBLL2）研制了一台用于ΔE测量的纵向场多次取样型电离室。 利用3组分α源（239Pu为3.435 MeV, 241Am为3.913 MeV, 244Cm为4.356 MeV）对取样单元进行了测试, 确定了电离室的最佳工作电压为－500 V, 沉积能量为3.435 MeV时, 取样单元的能量分辨为271.4 keV(FWHM)。 利用Geant4对此电离室的整体性能进行了模拟, 表明可以对Z≥4的离子实现较好的粒子鉴别。 A longitudinal field MUltiple Sampling Ionization Chamber (MUSIC), which makes multiple measurements of energy loss for very high energy heavy ions at RIBLL2, has been constructed and tested with 3 constituent α source （239Pu: 3.435 MeV, 241Am: 3.913 MeV, 244Cm: 4.356 MeV）. The voltage plateau curve has been plotted and －500 V is determined as a proper work voltage. The energy resolution is 271.4 keV FWHM for the sampling unit when 3.435 MeV energy deposited. A Geant4 Monte Carlo simulation is made and it indicates the detector can provide unique particle identification for ions Z≥4.     

^239Pu光学模型分析

^239Pu的中子数据是堆工设计及实验分析中十分重要的核参数，特别是(n，2n)，(n，3n)反应道截面数据的质量对快中子动力学行为的诊断有直接的影响。由于实验上的困难，现有的实验数据稀少而且精度令人怀疑，另外现有的各个评价核数据库(ENDF／B6，IENDL-3，CENDL-3)的(n，2n)，(n，3n)反应道截面数据差异很大。为给出高精度的截面数据，需要进行核模型及相关核参数的改进研究。     

主动法探测炸药成分实验

军控核查中，炸药的探测难度较大。在实验中利用^252Cf中子源辐照不同质量件和不同组合的模拟炸药半球（图1），采用高纯锗γ探测器探测由中子与^1H，^12C，^16O和^14N核素发生（n，γ）俘获反应产生的γ射线来探测炸药成分。     

热管堆在不同基体材料下的燃耗特性分析北大核心CSCD

热管冷却核反应堆具有非能动传热、模块化和固有安全性高等特点,在航空探索、深海作业和偏远地区电力市场上有广泛的应用。以洛斯阿拉莫斯国家实验室开发的5 MWth热管堆为研究对象,选择SS-316,Mo-14Re和SiC作为基体候选材料,采用反应堆蒙特卡罗中子输运分析程序对比分析了以上三种基体堆芯的反应性、中子能谱、增殖性能和燃耗演化。结果表明:为了维持堆芯的10年运行,SS-316,Mo-14Re和SiC三种基体堆芯所需的初始燃料235U富集度分别约为19.35%,28.80%和17.10%,SiC基体堆芯所需的初始燃料235U富集度最小;10年后,SiC基体堆芯产生的易裂变核素(239Pu和241Pu)和次锕系核素(通过分离嬗变可被再次利用)的量最高,分别约为11.91 kg和92.08 g。综合以上研究结果,推荐SiC作为热管冷却核反应堆的基体。     

Pu或Am含量对铀基混合氧化物的结构和能量及力学性质的影响

U-Pu和U-Am混合氧化物中的Pu或Am含量对核反应堆燃料的高效循环利用至关重要.研究铀基混合氧化物中不同Pu或Am的含量对其结构、力学性质和能量的影响有助于理解和预测提高反应堆中燃料的行为以及与包层的化学或力学相互作用.本文通过DFT+U方法首先探索UO₂、PuO₂和AmO₂的结构和能量随U的变化关系,然后研究UO₂结构中不同Pu或Am含量对其结构和力学性质以及能量的影响.结果表明在UO₂结构中掺入不同Pu或Am的含量均使得体系晶格参数收缩,且与实验观测(U, Pu)O₂中Pu的含量结论是一致的.从能量角度观察,UO₂结构中掺入不同Pu或Am的含量使得体系形成能随掺入量的变化趋势明显不同.结果显示当UO₂结构中掺入Pu为25%时,U-Pu混合氧化物体系的形成能最低,而当UO₂结构中掺入Am为75%时,U-Am混合氧化物体系的形成能最低.此外,我们也探讨和分析了在UO₂     

基于稀疏表示的核素能谱特征提取及核素识别

提出了一种基于稀疏表示的核素能谱特征提取方法,其实质是将核素能谱在区分性最好的稀疏原子上进行投影。利用稀疏分解方法对核素能谱进行稀疏分解,提取分解系数向量作为表征核素的特征向量,通过模式识别分类方法建立分类模型实现核素识别。与传统稀疏分解方法的区别在于:在能谱稀疏分解过程中按照稀疏字典中的原子排列顺序顺次进行分解;其次,分解目的在于特征提取,即最终提取到的特征对不同核素具有可区分性,并不要求核素能谱的重构精度。在241Am, 133Ba, 60Co, 137Cs, 131I和152Eu共6种核素1200个能谱数据上进行了核素识别实验,7种不同分类算法的平均识别率达到91.71%,实验结果的统计分析表明,本文提出的特征提取方法识别准确率显著地高于两种传统核素能谱特征提取方法准确率。     

ADS系统中少系核素的灵敏度分析

为了确定加速器驱动系统中少系核素的核数据的不确定性对此系统中积分参数的影响,选择一铅 铋冷却次临界系统来进行分析,选择不同的微观评价库CENDL 3.0,JENDL 3.2及ENDF/B VI.6,并只考虑20MeV以下的中子产额,来计算次临界系统的积分参数.以ENDF/B VI.2库的计算结果作为参考结果,依次用CENDL 3.0库及JENDL 3.2库中相应的系核素替换ENDF/B VI.6库中的系核素,计算了次临界系统的Keff值及反应率,并就变换主要系核素时对所计算的Keff值及反应率的影响进行了分析、比对.在堆芯处,当改变系核素时Keff值总的变化为30%,CENDL 3.0的238Pu的弹性散射反应率比ENDF/B VI库的结果高出10%,ENDF/B VI库的242Am的裂变率超过了CENDL 3.0库的15%.     

ADS系统中少錒系核素的灵敏度分析

为了确定加速器驱动系统中少錒系核素的核数据的不确定性对此系统中积分参数的影响, 选择一铅 铋冷却次临界系统来进行分析, 选择不同的微观评价库CENDL 3.0 , JENDL 3.2及ENDF/B VI.6, 并只考虑20 MeV以下的中子产额, 来计算次临界系统的积分参数. 以ENDF/B VI.2 库的计算结果作为参考结果, 依次用CENDL 3.0库及JENDL 3.2库中相应的錒系核素替换ENDF/B VI.6 库中的錒系核素, 计算了次临界系统的Keff值及反应率, 并就变换主要錒系核素时对所计算的Keff值及反应率的影响进行了分析、 比对. 在堆芯处, 当改变錒系核素时Keff值总的变化为30%, CENDL 3.0的238Pu的弹性散射反应率比ENDF/B VI 库的结果高出10%, ENDF/B VI 库的242Am的裂变率超过了CENDL 3.0库的15%. In order to investigate the effect of minior actinide data on integral parameter, the accelerator driven minior actinide benchmark system was selected in this work. The library based on ENDF/B VI.2 was used for the reference calculation. The sensitivities were examined by exchanging the minior actinides of CENDL 3.0 and JENDL 3.2 one after another. The Keff values and reaction rates were calculated. According to the comparisons, the difference in Keff from the refrence is more than 3‰, and the fission reaction rate of 242Am is about 15% lower than those of reference results. The elastic scattering reaction rate of 238Pu of CENDL 3.0 is about 10% larger than those of ENDF/B VI.     

主动法探测炸药的实验

在核弹头核查中非核组件尤其是炸药难以探测。针对炸药的特点，开展了以下工作：(1)从理论上分析了主动法探测炸药的原理，并分析了在实际时影响测量结果的因素(屏蔽体的影响、自然本底的影响和反应截面)。(2)利用^252Cf中子源辐照模拟炸药半球(质量分别为10．4kg和15．8kg)，采用高纯锗γ探测器探测由中子与^1H，^12C，^16O，^14N核素发生俘获反应(n，γ)产生的γ射线。在实验中通过改变模拟炸药的质量、中子源与模拟炸药球心之间的距离和增减中子源和模拟炸药半球之间的慢化剂，进行了多种模型的实验研究。     

PnN基态分子势能函数与热力学函数的理论计算

在Pu的相对论有效原子实势近似和N原子6—311G*全电子基函数下，用密度泛函B3LYP方法计算得到PuN分子基态X^6∑^+的结构与势能函数、力常数与光谱数据．同时计算得到PuN(g)分子在298K时的标准生成热力学函数ΔfH^0、ΔS^0和ΔfG^0，分别为—487．239kJ／mol、95．345J／mo1 K和—515、6661 kJ／mol．     

中国原子能科学研究院的长寿命核素加速器质谱测量及其应用(英文)

加速器质谱是近年来蓬勃发展的一种十分活跃的核分析技术,其应用涉及环境科学、地质学、核物理及天体物理、生物医学等多个领域。中国原子能科学研究院的加速器质谱装置自从1989年建立至今,已经对^36Cl,^10Be,^129I,^26Al,^79Se和^41Ca等多种核素进行了成功测量。介绍了中国原子能科学研究院的加速器质谱计系统、核素的测量原理及几种相关核素的成功应用。The Accelerator Mass Spectrometry facility at the China Institute of Atomic Energy was established in 1989. The measurement methods for interesting nuclides such as ^36Cl, ^10Be, ^129I, ^26Al, ^79Se and ^41Ca etc. have been established and studies on their applications have been carried out. The facility and some interesting applications are briefly introduced.     

基于线性核素链的燃耗算法与蒙特卡罗程序耦合计算

根据线性核素链原理和反应堆燃耗的特点,建立相应核数据库并采用回溯算法生成自适应核素链,完成核素的遍历和计算,形成多群点燃耗计算程序,能够独立进行燃耗计算并具有完整的输出结果形式。同时将所开发的燃耗计算程序与蒙特卡罗程序进行耦合,完成接口模块的设计,形成可用于研究堆和核电站的燃耗-输运耦合计算工具。将所开发的输运-耦合计算程序应用于中国实验快堆首炉堆芯燃耗的计算,将计算结果与现有设计数据进行比较。经过初步分析表明:新的燃耗计算程序能够精确计算锕系核素含量,包括易裂变核素和生成量很小的次锕系核素。对某些锕系核素如Pu241的计算结果还存在较大偏差,这需要对计算结果进一步分析,来确认偏差是来自计算过程还是相关的截面数据。整个燃耗-输运耦合计算系统对裂变产物的处理和反应性变化的计算也与现有的设计数据符合良好。     

二维位置灵敏硅探测器的应用研究

对二维位置灵敏硅探测器进行了239Puα源刻度测试,并在弹性散射实验中使用了二维位置灵敏硅探测器.考察了两种定位方法在实验中与测试中的一致性.测量了二维位置灵敏硅探测器的能量分辨率、位置分辨率和位置畸变.对位置畸变进行了定性理论解释.     

加速器驱动快/热耦合次临界系统的概念设计

对加速器驱动快／热耦合次临界系统进行了概念设计研究。在该系统中,内区的快包层和外区的热包层是相互独立的,快、热包层之间为空腔和B4C包层以实现单向耦合。快包层装以合金（MA＋Pu）Zr为燃料,热包层初始循环装以氧化物（Th＋Pu）O₂为燃料,平衡循环装以（Th＋^233 U＋Pu）O2为燃料。^99Tc,^129I和^135Cs分别以单质、NaI和CsCl的形式装入热包层。该系统具有较高的能量放大倍数、嬗变效率和燃料转换比:系统能量放大系数不低于320;锕系元素（MA）和裂变产物（FP）的嬗变支持比分别为1个和2个压水堆;热包层的燃料转换比为0．715。 Accelerator driven coupled fast/thermal subcritical system is conceptually designed. In the system, the inner/fast blanket and the outer/thermal blanket are separated each other by large vacuum and B4C coating for on edirection coupling. The metal type fuel （MA ＋ Pu）Zr is loaded into the fast blanket. The oxide type fuels （Th ＋ Pu） O2 and （Th ＋ ^233U ＋ Pu）O2 are loaded into the thermal blanket during the initial cycle and the equilibrium cycle, respectively. ^99Tc, ^129I and ^135Cs are loaded respectively in the form of pure technetium metal, sodium iodide and cesium chlorine into the thermal blanket. The system has good transmutation efficiency, high energy amplification factor and good fuel conversion ability: the energy amplification factor is above 320; the transmutation support ratios of MA and FP are about 1.0 and 2.0 PWRs respectively; the fuel conversion ratio in the thermal blanket is about 0. 715.