六氟化铀48型货包火烧试验及其法规标准分析综述

文章介绍了国际原子能机构(IAEA)对六氟化铀货包提出火烧试验的背景,综述并评价了世界各国对48型货包耐火烧性能的研究成果,提供了值得参考的研究数据。对比了国外六氟化铀货包火烧试验的实施情况与国内六氟化铀货包法规标准的现状,建议完善国内法规标准和加强六氟化铀48型货包的耐火烧性能研究。     

AP1000新燃料组件运输货包的临界安全计算

新燃料组件运输过程中最主要的核安全问题是临界安全。在对运输货包进行临界安全分析中必须要同时考虑多货包阵列形式、事故后货包损伤情况、最佳水慢化条件等因素。本文采用MCNP程序针对美国西屋公司XL型运输容器装载AP1000新燃料组件货包的实例进行了临界安全计算。结果表明,在XL型运输容器设计许可书中允许装载货包数N=75的限制条件下,临界安全是有保障的。     

UX-30型UF_6运输货包核临界安全分析

利用MONK-9A和MCNP程序对UX-30型UF6运输货包进行了正常与事故工况下的核临界安全分析与评价。首先选取国际公布的临界基准实验数据,验证并确定了MONK-9A和MCNP程序计算分析类似物料形态时的偏倚和次临界限值。其次采取较为包络的临界安全假设条件,计算分析了UX-30型UF6运输货包正常与事故工况下的中子有效增殖因数,评价了运输过程的安全性。计算结果表明,UX-30型UF6运输货包在最严重事故工况下最大的keff小于确定的次临界限值,处于次临界的安全状态。根据临界安全指数的定义,UX-30货包的临界安全指数CSI可定为0。     

高温气冷堆新燃料运输货包的撞击事故分析

介绍了高温气冷堆新燃料运输货包严重撞击事故的仿真计算分析方法。根据实际货包结构及运输条件,确定了分析的严重撞击事故景象。通过有限元法计算分析了货包在不同姿态、不同速度下的碰撞结果,给出了容器不同部分及所装载的燃料组件的损坏情况。在此基础上,计算了严重事故景象下有效增殖因子k_eff。     

烟羽辐射模拟装置的研制及测试北大核心CSCD

环境γ监测设备对小剂量率变化的灵敏度是评价其辐射特性的一项重要指标。本文介绍了一种自行研制的烟羽辐射模拟装置,该装置由137Cs放射源及其传动系统、铅屏蔽体、不同厚度的铅衰减环、控制单元等组成。利用蒙特卡罗模拟和G(E)函数法对距离装置放射源3 m、离地面1 m高度处的空气比释动能率进行了计算,由上述两种方法得到的结果相对偏差在5%以内。结果表明,此烟羽辐射模拟装置在装载MBq量级的137Cs源时,预计可提供10 nGy/h^50 nGy/h的辐射场,可用于环境γ监测设备对小剂量率变化的灵敏度测试。     

低剂量辐射线性无阈模型的适用性分析北大核心CSCD

出于辐射防护目的,通常假定辐射诱发癌症的总危险是随着剂量呈线性无阈(Linear Non Threshold,LNT)增加。然而,现有流行病调查结果不能完全支持验证LNT,同时低剂量辐射生物效应研究发现了新的不利于LNT模型的成果,且现有的资料并不排除有阈值存在,剂量响应关系的变化依赖于所论及癌症的类型、剂量、剂量率、辐射的传能线密度(Linear Energy Transfer,LET)、受照个体的年龄、性别和生理状态以及其他因素。尽管不排除其他剂量响应关系的存在,低水平辐射致癌效应的分析中没有其他模型比LNT模型更能被业界广泛接受。在新理论、新模型产生前,遵循现有理论和LNT模型评估辐射危害仍然是目前最科学的态度,同时也是最有利于辐射防护的方法论。     

联合国原子辐射影响科学委员会(UNSCEAR)新一届主席团成员北大核心CSCD

联合国原子辐射影响科学委员会(UNSCEAR)是在1955年根据联合国第10届大会决议而设立,现驻地在奥地利首都维也纳。其主要职责是对全球电离辐射的来源、水平及所导致的生物效应科学数据进行收集、分析与评价,并定期向联合国大会报告。UNSCEAR主席团的宗旨是根据委员会的指定任务和指导原则,及时有效地执行委员会的工作方案、大会的决议和适用的联合国条例、规则和程序。主席团由现任主席团委员和顾问(委员会前一任主席、秘书和副秘书)组成。     

便携式^(137)Cs照射装置研制及现场校准实验北大核心CSCD

固定式环境γ辐射剂量率监测仪表是承担环境连续监测任务的主要设备,这类仪表通常不便于拆卸和安装,而且送检周期较长(一周左右),影响了连续监测点数据的连续性。为了固定式仪表的按期校准,结合蒙卡方法研制了便携式137Cs照射装置,利用PTW剂量计对辐射场进行标定,最后利用便携式照射装置对固定式环境γ辐射剂量率监测仪表进行现场校准实验。     

宁德核电厂周围环境空气中(14)^C的监测与评价北大核心CSCD

开展环境空气中(14)^C的监测是核电厂辐射环境监督性监测的重要内容。本文给出了宁德核电厂周围环境空气中(14)^C的取样与监测方法,分析了2013—2021年间监测结果变化及趋势,对比分析了运行前辐射本底调查结果、对照点监测结果及国内外其他核电厂的监测结果,并与宁德核电厂气态流出物排放量进行了相关性研究。分析表明,核电厂周围各监测点位空气中C的比活度均值范围为0.229~0.230 Bq/g(碳),其中距离厂址最近的牛郎岗监测点的结果可能受到核电厂排放的影响。分析了(14)^C比活度的年周期变化规律,结果表明,除牛郎岗监测点外,(14)^C的比活度一般在7—9月相对较高。     

六氟化铀安全运输相关要求及我国运输实践中存在的问题探讨

本文梳理了《放射性物质安全运输规程》(IAEA SSR6)和《核能——六氟化铀(UF₆)的运输包装》(ISO 7195)中关于六氟化铀运输容器以及装运等相关运输的安全要求,结合六氟化铀运输核与辐射安全分析报告书的审查情况,针对我国六氟化铀运输实践中存在的问题进行了探讨,并提出了建议。     

十红滩砂岩型铀矿床地浸采铀水文地质条件分析及评价

分析了十红滩砂岩型铀矿床地浸采铀水文地质条件,对浸铀的有利和不利因素进行了评价,并运用地球化学模式证明传统的酸法和碱法浸铀试验不适合十红滩铀矿床,并对浸铀的方法提出了一些建议和设想。     

砂岩型铀矿GIS评价系统的研制

砂岩型铀矿GIS评价系统以铀矿地质专家知识为背景,集数据管理、分析、可视化表述、成矿信息提取、综合预测评价于一体。介绍了该系统的研制过程、设计思路和开发方式,并详细阐述了数据管理、钻孔数据分析、空间数据分析、成矿信息提取和预测评价等主要功能。     

Analysis and design of spent fuel transport cask impact limiters

Abstract

Three Latin American countries which operate research reactors, Argentina, Brazil and Chile, have joined efforts to improve the capability in the management of spent fuel elements from the reactors operated in the region. As a step in this direction, a packaging for the transport of irradiated fuel from research reactors was designed by a tri-national team and a half scale model for materials test reactor fuel was constructed in Argentina and tested in Brazil. Three test campaigns have been carried out so far, covering both normal conditions of transportation and hypothetical accident conditions.

In this paper both the numerical modelling and mechanical tests to select adequate shock absorbers materials are presented. Results of these tasks are used to improve the cask design.     

An enhanced differential evolution-based inverse radiation transport model for identification of unknown shielding layer thicknesses with gamma-ray spectrum

Identifying the geometric information of an object by analyzing the detected radiation fields is an important problem for national and global security.In the present work,an inverse radiation transport model,based on the enhanced differential evolution algorithm with global and local neighborhoods (IRT-DEGL),is developed to estimate the unknown layer thickness of the source/shield system with the gamma-ray spectrum.The framework is briefly introduced with the emphasis on handling the enhanced differential evolution algorithm.Using the simulated gamma-ray spectra,the numerical precision of the IRT-DEGL model is evaluated for one-dimensional source systems.Using the detected gamma-ray spectra,the inverse investigations for the unknown thicknesses of multiple shielding layers are performed.By comparing with the traditional gamma-ray absorption method,it is shown that the IRT-EDGL model can provide a much more accurate result and has great potential to be applied for the complicated systems.     

砂岩型铀矿弱信息提取及综合评价方法技术研究

砂岩型铀矿弱信息提取及综合评价技术是当前铀矿勘查中的重要研究内容之一。通过近几年的研究，提出了航磁、航放弱信息提取的内涵，研究了航磁、航放弱信息形成理论，建立了有效的弱信息提取数学模型；基于GIS软件，实现了弱信息提取模型，并开发了专家打分综合评价模型。在某地区，应用GIS软件完成了航磁、航放弱信息提取试验和铀资源综合评价。研究结果表明，弱信息提取和综合评价技术可快速缩小砂岩型铀矿找矿靶区，提高预测精度。     

An evaluation of activation and radiation damage effects for the European Spallation Source Target

The details concerning the generation and accumulation of radionuclides produced by spallation reactions within the neutron generation target to be installed at the European Spallation Source are described. The resulting radiation damage for the target tungsten blocks constituents as well as the target encasing is evaluated and explicit results are given for the effects of knock-on atoms as well as those resulting from the accumulation of light and volatile hydrogen and helium isotopes resulting from spallation reactions. Their effects on the mechanical properties are discussed on the light of available experimental data and, on this basis, an estimation of the target lifetime is given.     

地浸采铀及地浸矿床的条件与评价

主要介绍了地浸采铀的含义及其发展历史,并对地浸矿床的条件进行详细分析,提出地浸矿床评价的三项原则.