放射源~(60)Coγ射线的利用效率研究

应用60 Coγ射线照射量率计算法分析比较了4种放射源排列方法和3种辐照操作方式的γ射线利用效率。结果表明,3种操作方式中,换层操作的效率最高,利用率为1.78,其次是分区操作方式,为1.45,源超界的不换层方式最低,为0.85。实行换层操作时,当吊篮高度在1.2m之内时以3层高度收敛排列法(各层间活度比为0.6∶1.8∶0.6)的60 Coγ射线利用率最高,为1.60;当吊篮高度为1.4 m时,3层轻度收敛排列法(0.9∶1.2∶0.9)的60 Coγ射线利用率最高,为1.72;当吊篮高度达到1.6 m时,3层均匀排列法(1∶1∶1)的射线利用率最高,为1.78。     

中国实验快堆中子能谱测量实验研究

中子能谱是反应堆的一项重要参数,在快堆中,中子能谱直接决定其增殖与嬗变性能。中国实验快堆是我国第一座钠冷快中子堆,需测量其中子能谱。本文利用活化法在堆芯两个位置进行辐照实验,利用解谱程序处理得到这两个位置的中子能谱。实验结果表明,两个位置的中子能谱与理论计算值基本一致。     

双视角~(60)Co集装箱检测系统的研制

介绍了60Co集装箱检测单源-双视角成像技术的基本原理与特点、系统构成与性能指标以及推广应用。双视角集装箱检测技术通过增加1组探测器阵列,获得两个不同视角的集装箱辐射透射图像,实现对集装箱的双视图对比检测并可生成集装箱的虚拟3D图像,从而实现立体检测,有效改善扫描图像中前后重叠物体和杆状物体的图像分辨效果,显著提高夹藏枪支武器的检出效率。双视角集装箱辐射成像检测技术是常规的单投影集装箱检测技术的重要发展,已在中国海关多个口岸装备运行,并取得巨大的经济社会效益。     

CN-101 60Co放射源研制

介绍了CN-101型工业辐照用⁶⁰Co密封源的研制过程和产品制备的工艺流程,包括结构设计、原型源试验、钴棒束水下解体、钴棒水下活度测量、钴棒热室切割、封装焊接、泄漏检查、表面污染检查、外形尺寸检查、最终产品活度测量。2011年2月产品通过合格性鉴定,结果表明,产品各项技术指标达到国际先进水平。CN-101密封源的研制成功填补了国内辐照加工业空白,打破了国外产品的垄断,年生产能力达2.035×10¹⁷ Bq。     

中国实验快堆主蒸汽系统优化设计及分析研究

中国实验快堆三回路主蒸汽系统主要功能是将蒸汽发生器产生的蒸汽送至汽轮发电机组,辅助功能是在事故工况下排出反应堆产生的热量。调试期间多次因主蒸汽系统阀门手动操作而引起停堆,影响了系统的稳定性,增加了运行成本。本文对主蒸汽系统进行了优化设计、增加旁路管道,并对此条件下的过热器反暖操作和特殊工况下压力损失计算结果进行定性分析,确定了设计参数,优化了主蒸汽系统的工艺流程。     

利用中国实验快堆生产放射性同位素的可行性研究

中国实验快堆（CEFR）不仅能进行各种燃料、材料辐照实验,也是放射性同位素生产的优良平台。本文对CEFR的辐照性能进行了描述,并利用计算程序对适宜在CEFR上生产的同位素³²P、³³P、³⁵S、⁸⁹Sr、¹⁴C、⁶⁰Co进行理论计算,得到了产量和比活度等参数。计算结果表明,在CEFR堆芯辐照可得到纯度极高的³²P、³³P、³⁵S,利用快中子的（n,p）反应可得到无载体的⁸⁹Sr,在CEFR反射层布置慢化材料可得到比活度较高的¹⁴C、⁶⁰Co。以上结果表明,在CEFR上生产同位素是可行的。     

我国的快堆技术发展和实验快堆

随着我国核电技术的发展,自主研制钠冷快中子增殖堆十分必要。本文介绍了我国在研究开发快堆技术方面的历史和实验快堆的设计原则、设计简介和安全特性。     

60Co γ射线辐照剂量对明胶特性和结构的影响

本文以0～60 kGy ⁶⁰Co γ射线辐照的明胶为对象,研究了辐照剂量与明胶的黏度、胶凝特性、力学性能、蛋白组分、分子质量的关系。结果表明：明胶的特性黏度、相对黏度、凝胶强度、断裂伸长率、分子质量与剂量呈良好的负相关;明胶的γ、β、α链含量随剂量的增加而减少,大分子链的降解伴随着小分子多肽链混合物的增加,相对分子质量分布逐渐加宽;明胶膜的断裂强度升高而断裂伸长率下降;辐照后明胶表面结构致密而平滑。在有限水和无限氧气存在条件下,辐照明胶以降解为主,同时伴随着少量的交联,剂量越大,反应程度越高。     

CEFR全量程周期保护功能的优化研究

为解决中国实验快堆（CEFR）核测量系统调试过程中出现的短周期误报警问题,本文结合CEFR核测量系统设计的特点,通过系统分析及理论计算,对CEFR核测量系统全量程周期保护功能进行了优化研究。同时,利用Matlab/Simulink仿真软件对系统进行仿真,仿真结果表明优化方案是准确可行的。     

~(60)Co γ射线水吸收剂量量值传递方法初步研究

60Co γ射线水吸收剂量是放射治疗体系的基础物理量,在辐射治疗中发挥着重要作用。开展60 Coγ射线水吸收剂量值传递方法研究,可为我国γ射线水吸收剂量量值体系的建立提供重要技术支持。以PTW-30013电离室、PMMA水箱及三维移动平台为基础,建立量值传递标准装置;结合IAEATRS398报告的要求开展60 Coγ射线水吸收剂量量值传递方法的初步研究。经量值传递后,PTW-30013电离室60 Coγ射线水吸收剂量校准因子的扩展不确定度为0.90%(k=2),辐射计量中心(IAEA次级标准计量实验室)60 Co参考辐射γ射线水吸收剂量的扩展不确定度为1.4%(k=2)。结果表明,该量值传递方法可有效降低次级标准剂量实验室60 Coγ射线水吸收剂量的测量不确定度。     

^60Co集装箱检测系统的数据采集子系统

介绍了用于^60Co集装箱检测的数据采集系统。该系统由数据接收卡、控制电路、多个前放单元和Ａ／Ｄ转换单元组成。还介绍了主要电路,利用该系统获得了很好的图像质量。     

~(60)Co放射源运输容器屏蔽性能检测

工业及医疗用放射源主要包括60 Co、137 Cs、131I、32P、153Sm、99 Mo、90Sr、89Sr等核素,射线形式有α、β、γ、中子等。本文针对运输活动中γ辐射,使用现有的60 Co放射源运输容器,开展辐射屏蔽性能检测技术研究。通过模拟计算和实验测量,得到运输容器最大装载活动情况下外部辐射水平,并对计算和实验结果进行了比较。针对放射源在屏蔽容器中安放位置发生偏移和放射源在容器中安放方式不同对容器外部的辐射水平影响进行了相关研究。研究结果可对今后完善放射性物质运输容器的辐射屏蔽性能检测提供一定的借鉴。     

重水堆生产放射性同位素~(60)Co堆芯物理设计研究

放射性同位素~(60)Co是一种性能很好的γ放射源,在工业和医疗方面有广泛的用途。上海核工程研究设计院针对秦山第三核电厂CANDU-6型重水堆调节棒组件进行变更设计,用~(59)Co替换不锈钢经堆内辐照后生产~(60)Co。本文介绍了重水堆生产放射性同位素~(60)Co堆芯物理设计方法和程序系统,并利用电厂实测数据(调节棒组反应性价值和~(60)Co出堆活度)验证本文所建立的堆芯物理设计方法和程序系统是正确和有效的。     

级联生产稳定同位素18O的模拟优化研究

本工作利用已有的四塔级联设计方案,通过采用均匀设计方法对操作参数进行优化,并利用二项式逐步回归求取模型方程,同时利用遗传算法对模型进行了优化设计,综合分析了不同进料量及级间流量对¹⁸O产品丰度的影响,得到产品¹⁸O的丰度与进料量及级间流量和热量消耗与进料量及级间流量的数学关系式,并得出进料量与级间流量的单因素响应图。本研究采用的模拟优化方法可应用到¹⁸O的产业化生产及推广至传统精馏过程的优化设计中。     

稳定同位素~(13)C分离级联装置的模拟优化研究

本工作设计了一套利用CO低温精馏分离稳定同位素13 C的三级联装置,其填料层高度为38m,塔径分别为0.15、0.08和0.05m,塔内装填自主研发的高比表面PACK-13 C专用填料。采用均匀设计方法进行级联装置的优化设计,综合分析了不同的回流比、原料量和级间进料量对同位素13 C产品丰度和生产能耗的影响。对实验数据进行二次多项式逐步回归分析,获得了产品丰度与塔顶回流比、原料量及级间流量和能耗费用与回流比、原料量及级间流量的模型方程,并利用遗传算法对模型方程进行优化。模拟研究结果显示,优化后的三塔级联生产装置的各级间流量依次为18.056、236.50和32.400 mol/h,塔顶回流比为74.824,在此条件下可获得13 C丰度≥93%。与初始设计值相比较,优化后降低了能耗费用成本。本工作提出的模拟优化研究方法可应用到同位素13 C的产业化生产,以至推广到传统精馏过程的优化设计中。