球形环托卡马克堆嬗变中子学设计

高放废物的安全处置已经成为制约裂变能健康发展的关键问题之一，越来越受到国际社会的普遍关注。聚变．裂变混合堆可以用于增殖核燃料和嬗变处置来自裂变电站乏燃料中的长寿命放射性核废物。本文以球形环托卡马克ST作业驱动器，研究了嬗变处置高放废物HLW的物理可行性。     

聚变实验增殖堆FEB-E放射性废物处置指标的计算

应用中子输运程序ＢＩＳＯＮ３．０、增殖堆放射性计算程序ＦＤＫＲ、剂量率计算程序ＤＯＳＥ完成了聚变实验增殖堆ＦＥＢ－Ｅ的放射性、核废物特性及废物处置额定容量（ＷＤＲ）的计算。结果表明,在停堆以后几周内,ＦＥＢ－Ｅ设计的经一壁和包层结构材料满足１０ＣＦＲ６１Ｃ级核废物处置额定容量的要求。对包层中的重要锕系元素＾２３２Ｕ、＾２３７Ｎｐ的含量也作了计算分析。     

核材料库房监控技术

核材料库房的安全监控关系到国家机密和公众安全。有效的核材料库房监控系统包括：出入口检测单元、室内检测单元、门禁单元和主控单元，如图1。其中，室内检测单元通过对核材料库房内4个不同位置的谛吾射强度进行实时检测，将检测结果核对一定的关系式，判断核材料库房内有无放射性转移；出入口检测单元，当有人进入门禁时，对库房出入口处的γ辐射强度进行实时检测，根据检测检测结果判断进出人员有无携带放射性；门禁单元主要是对非授权活动进行控制；主控单元主要是实现出入口检测和室内检测单元与门禁单元的通讯和程序关联，指定门禁当前的状态。     

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。     

约里奥-居里夫人（Joliot-Curie，Irene，1897—1956）法国女化学家（Femalethemist，France）

约里奥-居里夫人是居里夫人的长女伊伦，1912-1914年在塞维涅学院求学，1918年任母亲的实验助手，使用新设计的威尔逊云室做放射性元素的测定工作。1925年完成有关钋α射线的博士论文。1935年，因发现人工放射性与其夫约里奥-居里共获得诺贝尔化学奖。她和她母亲一样，死于白血病，这显然是由于她多年从事放射性工作所引起的。     

球形环嬗变堆包层冷却管道热工设计与热结构力学分析

利用球形环托卡马克作为聚变中子源、处置裂变堆长寿命放射性核废料的嬗变堆作为聚变能早期应用的重要途径。因核废物的日益积累和已具备现实的技术基础而受到广泛的重视。也是目前国际聚变界研究的前沿课题。     

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基于中国氦冷固态增殖剂试验包层模块(CN HCCB TBM)的最新设计方案和ITER提供的中子学基准模型C-lite,采用国际通用的Monte Carlo粒子输运程序MCNP和欧洲活化程序FISPACT-2007对HCCB TBM及其辅助系统(统称为HCCB TBS)进行了详细的活化计算分析,得到并讨论了各结构部件的放射性、余热和接触剂量率结果.结果表明,停堆时HCCB TBM模块的总放射性和总余热分别为2.348×1016 Bq和5.826 kW.活化计算结果可以为TBS的安全分析、维护和放射性废物处置等提供数据基础和分析依据.     

放射性递次衰变方程的E因子解法

从放射性衰这的一般物理模型出发，利用Ｅ因子函数及其递推关系，给出了求解放射性递次衰变方程的一种新方法，这种解法数学上容易推导，物理上直观易懂，便于计算机程序上实现。     

放射性废物概述

全世界许多国家都在着手于核废物的管理任务．目前，还不能认为这个极其困难的问题在任何国家中真正得到了解答，然而又必须得出解答．本文中概括地说明了有关核废物各方面的常识     

中国氦冷固态增殖剂试验包层模块系统活化计算分析

基于中国氦冷固态增殖剂试验包层模块(CN HCCB TBM)的最新设计方案和ITER提供的中子学基准模型C-lite,采用国际通用的Monte Carlo粒子输运程序MCNP和欧洲活化程序FISPACT-2007对HCCB TBM及其辅助系统(统称为HCCB TBS)进行了详细的活化计算分析,得到并讨论了各结构部件的放射性、余热和接触剂量率结果。结果表明,停堆时HCCB TBM模块的总放射性和总余热分别为2.348×10¹⁶ Bq和5.826 kW。活化计算结果可以为TBS的安全分析、维护和放射性废物处置等提供数据基础和分析依据。     

束晕-混沌的复杂性理论与控制方法及其应用前景

本文系统论述涉及强流加速器等强流离子束装置中产生的束晕-混沌的复杂性理论与控制方法及其应用前景。强流离子束在核材料生产与增殖、洁净核能、放射性废物嬗变、放射性药物生产、重离子聚变、高能物理、核科学与工程、国防与民用工业和医疗等许多方面都有极其重要的应用潜力和诱人的发展前景。尤其是，近年来强流加速器驱动的放射性洁净核能系统是国内外关注的热门课题，因为它比常规核电更安全、更干净、更便宜。但是，强流离子束形成的束晕-混沌的复杂性现象已引起了国内外广泛关注，需要加以抑制、控制和消除这类现象，解决这一难题已经成为强流离子束应用中的关键问题之一。目前不仅必须深入研究这类束晕-混沌的复杂特性及其产生的物理机制，而且需要研究如何实现对束晕-混沌的有效控制，并寻求和发展其新理论、新方法和新技术。这就向强流离子束物理和非线性-复杂性科学及其技术提出了一系列极富挑战性的新课题。本文结合国内外的研究概况，根据我们多年来的研究成果，特别是我们首创性地提出了一些束晕-混沌的有效控制方法，它们包括：非线性反馈控制法，小波反馈控制法，变结构控制法，延迟反馈控制法，参数自适应控制法等，进行重点的介绍。对上述课题当前的主要进展及相关问题进行系统的总结和比较全面综述的评论。最后，指出该领域今后的研究方向，以推动这个崭新领域的深入研究和应用发展。     

天然放射性的发现

叙述了1903年的诺贝尔物理学奖获得贝克勒耳和居里夫妇发现天然放射性的过程,分析了他们科学研究工作的特点。     

分层γ扫描技术中点源定位的蒙特卡罗方法

随着核工业发展和放射性同位素的广泛应用,产生大量中、低放射性废物。中、低放射性废物长期贮存前要对放射性废物的核素种类、活度等进行测量。分层扫描(SGS)测量技术是一种无损检测桶装核废物的手段,但是在测量过程中会遇到放射性核素所在的位置变化,则相对衰减距离、效率刻度不对应,导致估计活度结果误差较大。本工作首先将当前层平均分成12份分别进行计数,并通过实验和蒙特卡罗模拟方法,记录以均匀聚乙烯样品填充对废物桶径向不同偏心位置的探测器的计数。由12个位置的探测器计数得到两个最值,并根据射线在样品中衰减规律计算得到放射性核素距桶轴的距离,从而确定放射性核素在当前层的位置。结果表明:此方法可求出放射性核素所在的位置从而估计点源在桶内旋转半径,对应使用该旋转半径下的自吸收校正因子、探测效率和衰减校正效率,提高了SGS估计的精度。     

CFETR氦冷包层放射性废物包装容器的屏蔽设计

对中国聚变工程实验堆(CFETR)氦冷陶瓷产氚包层放射性废物包装容器进行了屏蔽设计。分析了CFETR氦冷陶瓷包层放射源项特点,阐述了容器屏蔽厚度的计算模型,使用蒙特卡罗程序MCNP5计算容器表面剂量率。结果表明包装容器表面剂量率与容器厚度之间呈现指数衰减关系。再根据中国现行标准,给出普通碳钢材料和普通碳钢-铅夹层材料两种方案。     

基于高纯锗γ谱仪的环境放射性测量

随着我国核电事业发展,人们对环境中的放射性问题越来越关注.基于高纯锗γ谱仪的环境放射性测量实验,提供了有效的途径让学生将核物理知识与日常生活中大家关心的环境辐射问题联系起来.该实验充分利用高纯锗γ谱仪对环境中γ放射性具有很好的能量分辨的特性,通过对伽马能谱的测量结果分析得到地球环境中放射性来源.这套探测系统需要学生通过调试各项参数找到谱仪的最佳工作状态,该过程让学生掌握高纯锗γ谱仪的工作原理和特性,为以后核物理领域科研工作打下基础;另外,通过对~(152)Eu和环境γ谱的分析学生会初步了解复杂γ谱的谱学分析方法.     

放射性废物

随着原子能和平利用的发展,所产生的放射性废物也日益增多,这些放射性废物如果不很好地加以处理,会严重地损害居民的健康。放射性废物到底从那里来的呢?各种反应堆在运转中都不可避免地产生一批复杂的副产物,其中以在裂变过程中生成的为最多。因为铀-235在中子轰击下分裂,产生质量数大概从70到160的共约三十种以上元素的同位素。这些裂变产物都以不同的量生成,大部分是固体,有些是气体,并且大部分在形成时是具     

300号反应堆放射性源项估算

反应堆生物屏蔽体和池内部件的放射性活化严重且相互干扰，不能采用近距离测量放射性活度的办法给出残留量与分布，一般采用测量、计算和经验估计法确定中子注量率，收集、分析部件或构筑物原始核素质量，整理反应堆运行历史数据，将这3类数据作为活化计算的输入数据，利用通用的计算程序计算放射性残留量。采用Origen2计算程序。     

INPC开展的辐射环境研究

本文简要概述了二十年来在ＩＮＰＣ开展的辐射保护研究工作，主要包括放射性流出物的监测和处理，环境监与剂量评价。     

一种分段式γ扫描系统探测效率响应函数的数值计算方法

基于SGS探测系统中放射性核废物桶、准直器及HPGe探测器的空间几何分布建立数学模型。对低、中放射性核废物桶中点源137Cs的探测效率响应函数进行了数值公式推导，然后利用蒙特卡罗工具包MCNP模拟计算了相应的效率函数。将这两种方法模拟的结果进行了对比分析发现:数值计算方法的数据普遍高于MCNP模拟的数据，最大相对误差达143.26%，误差平均值为37.15%。对数值计算方法进行修正后，最大值相对误差为17.22%，平均值为4.54%。在误差范围内，可以认为该修正方法有效。     

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采用了数值模拟与实验结合的方法研究了用于模拟放射性固体废物玻璃固化的非转移弧型等离子体炬的电、热特性。基于包括电弧室和开放空间在内的3D 模型得到了电弧等离子体和等离子体射流的温度场。根据计算结果,电弧室内的最高温度位于第一阳极内,达到41.77×10 K;弧电压的计算值高于实测值,二者之间的差异随着电流强度的增大而逐渐减小。采用该等离子体炬熔融模拟废物的实验发现,所确定的等离子体炬到炉底的距离能够满足废物熔融的要求,与计算的结果相符合。上述结果表明,数值模拟的结果可以作为等离子体炉工程设计的依据,并可以用作进一步分析等离子体炉炉膛内工艺过程的输入条件。