中国评价核参数库（CENDL）的进展和活动

中国评价核参数库（ＣＥＮＤＬ）的进展和活动中国核数据中心参数库组（中国原子能科学研究院，中国核数据中心北京，１０２４１３）在多年研究核能级密度、平均共振能级间距、巨偶极共振参数和光学模型等的基础上，中国核数据中心（ＣＮＤＣ）及协作网正在建立“原子核的...     

核数据理论计算程序处理系统的研制

研制了核数据理论计算程序处理系统，其中包括光学模型自动调参程序系统及ＵＮＦ程序输入数据的自动填充和输出结果的自动绘图程序系统。系统安装在中国核数据中心的ＭＩＣＲＯ－ＶＡＸ－Ⅱ上。简要地描述了系统的主要功能并给出使用实例。     

关于核数据的宏观参数工作

关于核数据的宏观参数工作刘桂生（中国原子能科学研究院，中国核数据中心，北京，１０２４１３）为了对ＣＥＮＤＬ－２进行基准检验，更好地使核数据服务于核工程研究设计工作，多年来核数据的宏观参数工作集中于群常数制作和基准检验的方法研究，编制并引进开发了群常数...     

中能核数据计算和评价工作的进展

中能核数据计算和评价工作的进展申庆彪（中国原子能科学研究院，中国核数据中心北京，１０２４１３）目前，在国际ＮＥＡＮＳＣＷｏｒｋｉｎｇＰａｒｔｙ中，成立了中能核数据评价的国际协作组（第１３组），我国有代表参加。同时中国核数据中心与ＩＡＥＡ已连续几年签订...     

中国核数据中心核数据库系统

中国核数据中心作为国家数据中心,一直承担着核数据评价、建库工作,近年来更是承担着国家的重要课题。多年来,核数据中心不但重视核数据评价工作,在数据库建设方面,也投入了大量的人力、物力。由于信息技术的不断发展,新的信息技术不断出现,在开发核据库系统过程中,核数据中心充分利用了新的信息技术,研制的核数据库系统,不但可以提供数据检索服务,还可以提供应用级的计算、绘图服务,形成了完整的核数据库应用平台。     

中国的核衰变数据工作

介绍核衰变数据的计算机评价系统、数据评价及更新、结合评价为澄清各家数据间分歧进行的针对性实验测量、国际交流和合作，以及在中国核数据中心建立的含３００多个放射性核素的衰变数据库及其库管理程序系统等。     

核衰变数据评价系统

文章简要介绍在中国核数据中心ＭＩＣＲＯ－ＶＡＸ－Ⅱ计算机上建立的核衰变数据评价系统及其性能。以￣（１９８）Ａｕβ￣－衰变为例，说明该系统在核衰变数据评价中的具体应用。     

中国常用评价核衰变数据库的检索程序系统

中国常用评价核衰变数据库已在中国核数据中心ＭＩＣＲＯ－ＶＡＸ－１１计算机上建成。文章描述用于该库的检索程序系统。该程序系统按母核衰变模式进行单核和多核检索，检索结果可在终端屏幕、宽行打印机和激光打印机上以列表数据，衰变纲图和以ＥＮＳＤＦ格式数表等多种形式输出。     

考虑扩散动力学过程的裂变道理论

考虑扩散动力学过程的裂变道理论王书暖（中国原子能科学研究院，中国核数据中心北京，１０２４１３）考虑激发核从形变基态到鞍点的集体形变运动经历着非平衡统计过程。由于核形变过程的驰豫时间远大于内部自由度驰豫时间，因此可以假定激发核鞍点以内的单粒子运动自由度...     

核数据评价与中国评价核数据库CENDL

核数据是核基础研究、核能开发与利用以及核技术发展的基础数据,是连接核物理基础研究与核工程和核技术应用的重要桥梁,在国防与国民经济建设以及核科学发展领域起重要作用。核数据评价建库与检验是核数据研究过程中的两个重要部分,是核数据应用于核工程必不可少的环节。本文介绍了核数据内涵、核数据研究意义以及国内外核数据评价研究的简要发展历史,并结合中国评价核数据库CENDL的研究过程介绍了实验数据调研与分析评价、核数据理论模型计算、核数据统调建库与核数据宏观检验的主要评价核数据研究过程,以及我国自主建立的核数据评价方法和技术、模型及计算程序、评价数据建库和评价数据库的检验方法;介绍了基于我国自主建立的核数据评价建库与检验系统而研制的中国评价核数据库最新版CENDL 32以及对其进行的相关基准检验及应用结果;最后简要介绍了CENDL 32在反应堆屏蔽设计以及压水堆、高温堆等方面的实际应用以及与其他主流评价核数据库的比对结果。     

油气工业中放射性废物的处理和处置

油气的开采会产生大量的放射性废物,对放射性废物的处理与处置事关公众和环境的辐射安全问题。本文从油气工业放射性废物的源项和存在形式等特征出发,对放射性废物的临时贮存、污染设备的去污及放射性废物的处理、处置过程中涉及的技术方法和相关管理要求进行了介绍,为实践中选择合理可行的处理、处置方案以及建立油气工业放射性废物监管体系提供借鉴和参考。     

Compatibility of fuel-element cladding materials with gallium-containing uranium and uranium–plutonium oxide fuel

Powders of uranium oxide powder and mixed fuel containing 5 and 20 mass % plutonium and 0.4 and 5 mass % gallium were prepared by coprecipitation from nitrate solutions. Pelleted samples for testing were made by cold pressing and sintering. The compatibility of uranium oxide fuel and mixed uranium–plutonium fuel, containing 0.4 and 5 mass % gallium, with the zirconium alloy E-110 at 400 and 500°C and ChS-68 corrosion-resistant steel at 650 and 750°C over periods of 1000, 2000, and 3000 h was investigated. Metallographic and x-ray spectral microprobe analyses of diffusion samples established that there was no interaction and penetration of gallium into the zirconium alloy and steel. In addition, the diffusion coefficient of metallic gallium in zirconium alloy and the distribution of the elements on interaction of gallium with ChS-68 steel were evaluated.     

Safety functions and component classification for the HTR-10

In the design and construction of the HTR-10, the standards and criteria of design and manufacture for structures, systems and components must be defined. This paper refers to the relative nuclear safety codes to formulate the principles of safety classification and the relative requirements of design and manufacture, according to the safety philosophy and feature of the HTR-10, and the requirements for safety functions of structures, systems and components. We can find practical use and application meaning of this work in the design and manufacture of the HTR-10. It will be used to ensure the safety and reliability of the HTR-10.     

Developments and needs in nuclear analysis of fusion technology

Nuclear analyses provide essential input to the conceptual design, optimisation, engineering and safety case of fusion technology in current experiments, ITER, next-step devices and power plant studies. Calculations are intricate and computer-intensive, typically requiring detailed geometry models, sophisticated acceleration algorithms, high-performance parallel computations, and coupling of large and complex transport and activation codes and databases. This paper reports progress on some key areas in the development of tools and methods to meet the specific needs of fusion nuclear analyses. In particular, advances in the production and modernisation of reference models, in the preparation and quality assurance of acceleration algorithms and coupling schemes, and in the evaluation and adaptation of alternative transport codes are presented. Emphasis is given to ITER-relevant activities, which are the main driver of advances in the field. Discussion is made of the importance of efforts in these and other areas, considering some of the more pressing needs and requirements. In some cases, they call for a more efficient and coordinated use of the scarce resources available.     

Dynamic analysis and evolution of mixed materials bombarded with multiple ions beams

Materials modification and response to the impact of energetic particles is an important ongoing research area in several applications. This includes both experimental and theoretical work. We updated and improved our models for the simulation of Ion Transport in Materials and Compounds (ITMC-DYN), part of HEIGHTS package, to now include dynamic changing of materials composition as result of multiple ion beams bombardment and target atoms mixing, segregation, and diffusion. Implemented models consider detail processes of simultaneous and multiple ions penetration and mixing, scattering, reflection, physical and chemical sputtering of composite material atoms, dynamic surface evolution/modification, thermal diffusion, and surface segregation and recombination of species in multicomponent alloys. For benchmarking of the models we compared our simulations results with several recent experimental data for nanoapplications and for the developments of future fusion energy systems. Simulation of tungsten surface evolution and modification under the impact of hydrogen ions with carbon impurities demonstrated good agreement with recent experiments. Details of surface erosion and conditions for blisters formation as a function of fluence and material temperature were also analyzed and explained.     

定位绕丝结构对棒束通道热工水力特性影响数值分析

定位绕丝设计广泛应用于金属快堆堆芯设计及气冷快堆堆芯设计中,本文基于三维精细化绕丝定位棒束通道网格模型模拟分析了定位绕丝螺距、定位绕丝数量及定位绕丝形状对超临界二氧化碳在棒束通道中流动换热的影响。模拟结果表明定位绕丝螺距比定位绕丝数量及定位绕丝形状对温场流场的影响更大,定位绕丝螺距小于200 mm时,进出口压降大幅增加,表面换热系数增加,温度不均匀度大幅降低;随着定位绕丝数量增加,进出口压降线性增加,表面换热系数变化不大;圆形定位绕丝可以以较小截面积达到与方形定位绕丝相似的效果,梯形定位绕丝对流场影响不如矩形定位绕丝。     

核与辐射安全监管信息化顶层设计研究

核与辐射安全监管信息化的顶层设计与规划是一项事关我国核与辐射安全监管事业大局的重大任务和挑战,对提高我国核与辐射安全监管技术水平具有十分重要的意义.本文分析了我国核与辐射安全监管信息化的现状和存在的问题,提出了顶层设计的目标原则,并对顶层设计的具体内容进行了研究和探讨,为我国核与辐射安全监管信息化建设的有序开展提供了参考.     

Irradiation creep in non-fissile metals and alloys

The principal methods used in measuring irradiation creep in non-fissile metals and alloys are described and the limitations of the techniques emphasised. The theoretical models of irradiation creep are surveyed and the experimental data on thermal and fast reactor core component materials, such as zirconium alloys and austenitic steels, are reviewed. In particular, the effects of compositional and metallurgical variables and irradiation parameters (temperature, dose and dose rate) on the magnitudes of the irradiation creep are assessed. Finally, the additional theoretical studies required to further the understanding of the phenomenon and the experimental work necessary for optimising the design and operation of thermal and fast reactors are summarised.     

氧化燃烧法测量生物介质中有机~3H和~(14)C的活度

随着核能的快速发展,氚(~3H)和~(14)C已成为向环境排放的主要放射性核素,并愈来愈受到人们的关注。对环境生物介质中有机~3H和~(14)C的监测技术也已成为环境监测工作的重点,而如何提取生物样品中的有机~3H和~(14)C是监测分析工作中的关键。本工作采用氧化燃烧法同时提取松针生物中的~3H和~(14)C并进行测量,测量结果表明,其装置空白回收率分别可达到87.1%和96.4%,加标回收率分别为84.8%和95.7%。测得松针生物样品中有机~3H、~(14)C的比活度分别为(8.89±0.54)Bq/kg(鲜重,3.19Bq/L,n=3)、(22.2±1.90)Bq/kg(鲜重,0.150Bq/g(以碳计),n=3);探测下限分别为4.04Bq/kg(鲜重,1.29Bq/L)、14.3Bq/kg(鲜重,0.096Bq/g(以碳计));该分析方法的扩展不确定度分别为25.6%、39.4%(k=2)。分析结果与同类生物样品为同一水平,分析结果可靠。     

基于核子秤的水泥厂预加水成球系统

研制了以核子秤计量和控制的水泥厂预加水成球系统。介绍其原理及基硬件、软件的结构，分析计算系统的理论测量、控制精度和给出了实际测量、控制精度。该系统具有良好的发展和应用前景。