放射性物探在相山盆地深部火成岩型铀矿勘查中的应用

通过在相山盆地实施放射性物探方法测量,查明了相山盆地放射性异常展布特征。推测并圈定了相山盆地地面伽马能谱铀、钍、钾及土壤氡的异常远景区。通过分析异常远景区及综合信息异常,认为相山盆地放射性异常主要是以相山为中心的断续团块状环形排列并向西延伸至同富,放射性异常受火山塌陷构造控制明显,结合已知铀矿床,表明火山塌陷构造上的放射性异常对相山深部大铀矿评价具有重要的指示意义。     

我国滨海核电厂厂坪标高的确定

主要叙述了与滨海核电厂厂坪标高有关的主要因素,并详细阐述了如何确定我国滨海核电厂的厂坪标高.     

基于高海拔地区的大气中子单粒子效应实时测量试验研究

开展65 nm高速大容量静态随机存取存储器（SRAM）大气中子单粒子效应特性及试验评价技术研究,基于4 300 m高海拔地区大面积器件阵列实时测量试验,突破效应甄别、智能远程测控等关键技术,在153 d的试验时间内共观测到错误43次,其中器件内单粒子翻转39次,多单元翻转（MCU）在单粒子翻转中占比23%,最大的MCU为9位。对高能中子、热中子和封装α粒子的贡献比例进行了分析,并基于多地中子通量数据,推演得到北京地面和10 km高空应用时的单位翻转（SBU）和MCU失效率（FIT）。发现地面处软错误的主要诱因为封装α粒子,随着海拔的增高,大气中子对软错误的贡献比例明显增大;MCU全部由高能中子引起,北京10 km高空处的MCU FIT值明显增大,其占比由地面的8%增大至26%。结合器件版图布局,对MCU产生机理进行了深入分析。最后,提出一种目标导向的存储器软错误加固策略优化方法。     

面向宇宙线成分和能谱测量的新型ZnS(Ag)闪烁体热中子探测器

对EAS(广延大气簇射)在地面产生的热中子的测量为研究"膝"区原初宇宙线的成分和能量提供了一种新方法。在PRISMA-YBJ阵列取得成功后,2017年3月,在西藏大学(海拔3 650 m)安装了一种新的热中子探测阵列。阵列由16台EN-探测器组成,使用一种新型的掺B2O3的ZnS(Ag)闪烁体,用天然的硼化合物进行热中子捕获。主要用于测量EAS的两种重要成分:强子和电子。本文中,主要介绍探测技术的原理、阵列的部署以及阵列的初步运行结果。     

压水堆核电厂厂坪标高的确定

由于核电厂厂坪标高是与电厂设计、建造以及运行密切相关的一个重要技术参数。其确定的正确与否将直接影响电厂运行的安全性和建造的经济性，因而本文主要是针对厂坪标高确定的依据进行相关的分析论证，其目的是为今后核电厂的设计提供参考．     

赣中相山矿田北部铀成矿地质条件分析

从成矿的"源、导、运、储"基本条件出发,综合分析地层、岩性和构造等要素在铀成矿过程的耦合作用。认为相山矿田北部成矿既与地壳深部富铀古陆块熔融生成的富铀岩浆,造就了火山岩浆多旋回喷溢(发)为主旋律和火山活动期后次火山岩浆多次侵入相关,又与伴随强烈且频繁火山岩浆活动所产生的断裂构造、推覆构造、火山环状构造、火山塌陷构造及热液活动等铀成矿作用有非常密切的关系。这就是相山矿田北部主要矿床类型——次火山岩亚型铀成矿聚集区构造格架。     

绵阳地区近地面气溶胶中7Be和210Pb分布特征及其对O3的示踪

为了解绵阳地区近地面空气中辐射环境质量状况,掌握其变化趋势,探索近地面气溶胶物质来源及其对近地面O₃浓度示踪意义,对绵阳安州区、江油市、梓潼县和平武县2018年3月至2019年2月气溶胶样品进行详细的γ能谱分析。总体上,⁷Be的活度浓度在春、秋季节较高,而夏季最低,年平均值为1.90～2.13 mBq/m³,与全球内陆、中纬度和低海拔地区分布特征基本一致;²¹⁰Pb的活度浓度全年呈现为“U”型分布特征,年平均值为1.24～1.66 mBq/m³,为全球陆地上²¹⁰Pb活度浓度的相对高值。通过近地面气溶胶中⁷Be、¹⁰Pb和⁷Be/²¹⁰Pb比值与O₃相关性分析及P值检验表明:气溶胶中⁷Be/²¹⁰Pb比值与近地面O₃为非常显著正相关关系,能作为近地面空气中O₃来源的良好示踪指标;绵阳地区梓潼县和平武县近地面空气中O₃来源受大气垂直对流活动影响较大。     

基于ANSYS的核电厂安全壳结构非线性有限元分析

对核电厂预应力混凝土安全壳结构进行了内压作用下的非线性有限元分析.详细介绍了ANSYS中的混凝土单元SOLID65及混凝土材料的本构关系,并对非线性求解过程中影响收敛的因素进行了分析；同时,以福清核电厂5、6号机组内层安全壳为工程实例进行有限元计算.结果表明,15 m至30 m标高范围内的径向位移大于其他高度的径向位移,标高25 m左右径向位移最大；内压加至0.42MPa,模型结构仍处于受压状态,满足使用要求.分析表明,福清核电厂5、6号机组安全壳结构在设计内压作用下是安全的,可为安全壳整体性试验提供参考.     

拟建桃花江AP1000核电站LOCA 131I源项分析

针对核电厂事故工况下放射性物质的大气弥散问题,运用CALPUFF空气质量模型,模拟了桃花江核电厂冷却剂丧失事故(LOCA)工况下典型气载放射性物质131I的大气弥散过程,并对计算结果进行辐射剂量的估计,结果表明:1)事故开始后数小时内,源下风向8 km左右,高程与释放源有效高度相当,且海拔明显高于上风向海拔的地形区域,极易形成131I地面空气积分浓度峰值。2)三种化学形态的碘中,元素碘最易沉积。计算区域内地面沉积浓度与空气积分浓度呈现相同的分布规律。3)131I内照射造成的最大剂量当量比外照射高4个数量级,因而事故情况下防止放射性物质从呼吸道、口腔、伤口及皮肤进入人体,能极大降低131I的辐射剂量当量。     

伊朗原子能机构（AEOI）在伊朗进行的辐射防护活动

伊朗原子能机构创建于1974年,作为伊朗辐射防护主管机关的伊朗原子能机构(AEOI),通过其辐射防护部(RPD)开展的主要工作之一是对人类及其后代和环境的防护,以免遭受辐射危害效应。上述活动是依据1989年的辐射防护法进行的,该法规定了有关规定、条例和标准的强制执行,同时,RPD也是国家的教育与培训、研究与开发的部门。本文概要介绍了AEOI在伊朗开展的辐射防护活动。