薄层活化法Fe基材料腐蚀行为的模拟研究

带电粒子薄层活化法(TLA)以其高灵敏、非破坏、和有利情况下在线监测的特性,在磨损、腐蚀、溅射等材料表面损失过程监测和研究中具有独特的优势。本工作选择9 MeV质子对Fe基(A3)材料进行活化, 对其进行腐蚀行为的模拟研究。 用高纯(99.9%)Fe制成10个厚度约为1.4 mm、半径约为14     

81 发动机缸套、活塞环磨损的薄层活化法实时监测研究

本工作利用带电粒子薄层活化法，对一种柴油发动机研究了缸套内壁和活塞环镀层的磨损进行了初步研究，证明了方法的可行性。在国内首次实现了在发动机不同运行状态下，缸套内壁和活塞环镀层磨损的同时、在线及实时测定。     

薄层活化法Fe、Ti基材料表面损失过程方法研究

带电粒子薄层活化法(TLA)以其高灵敏、非破坏和有利情况下在线监测的特性,在磨损、腐蚀、溅射等材料表面损失过程监测和研究中具有独特的优势。Fe和Ti是两种最常见的军用和军民两用材料。本工作以选择能量的p和d活化反应,分别研究了0～80 μmFe和0～150 μmTi表面层范围内生成核放射性强度与表面层深度的函数关系。     

一回路核级设备磨损的监测模型

核级设备的结构失效与微动损伤有直接关系,在应力集中部位,微动又是许多核电设备提前失效的直接原因。本文以一回路核级设备为对象,研究其磨损失效的原理和特征,并针对不同的磨损失效情况建立监测模型,针对难以避免的典型磨损,构建监测模型,在线监测敏感部位的磨损,并提取信号进行分析,确定磨损部位和磨损程度。监测模型可以通过至少两种监测手段监测易发生磨损的部位,同时,通过不同的定位方法找到磨损发生的位置,并发出警报,做到事故前预防。     

蒙特卡罗方法在中子活化在线分析系统设计中的应用

选取重水、石墨、聚乙烯等6种慢化材料，利用MCNP程序对不同的慢化材料进行模拟计算分析。计算结果表明，中子活化在线分析系统的最优化慢化材料为聚乙烯。实验测定了以聚乙烯为慢化材料的中子活化分析系统的热中子注量率随源到引出孔之间的距离以及探测器处于不同位置时的分布关系，为下一步进行中子活化在线分析研究提供了依据。     

基于R2S方法的反应堆结构材料活化剂量计算研究

反应堆结构材料在堆芯中子辐照下由于中子活化反应而产生大量的放射性核素,其衰变光子是反应堆停堆检修、换料、退役过程中工作人员职业照射剂量的重要来源。本文基于严格两步法（R2S）,研究了反应堆结构材料栅元活化计算方法,并基于蒙卡粒子输运程序（MCNP）与点活化计算程序（ORIGEN）建立了反应堆结构材料活化剂量计算软件（MOCA）。通过开发功能接口与数据接口程序实现输运程序与活化计算程序的自动耦合,进而实现“中子输运-活化分析-剂量计算”全自动耦合分析。利用M5包壳活化计算模型、不锈钢活化计算模型和NUREG/CR-6115压水堆模型对MOCA进行基准验证,证明了MOCA的正确性与可靠性。      

发动机缸套、活塞环磨损的薄层活化法实时监测研究

本工作利用带电粒子薄层活化法,对一种柴油发动机研究了缸套内壁和活塞环镀层的磨损进行了初步研究,证明了方法的可行性。在国内首次实现了在发动机不同运行状态下,缸套内壁和活塞环镀层磨损的同时、在线及实时测定。1实验1.1缸套、活塞环的薄层活化发动机缸套和活塞环均在HI-1     

BRIF—ISOL靶源区材料活化估算

串列升级工程在线同位素分离器（BRIF—ISOL）的靶源区，回旋加速器产生的高能强流质子打靶时，产生大量的中子，靶周围的材料活化比较严重。对各种可能选用的材料，受中子活化的程度进行了估算，为设计材料的选择提供参考。     

69 马氏体不锈钢辐照效应研究

低活化马氏体钢具有良好的抗辐照肿胀热物理性能，所以最有希望成为实验聚变堆第1壁和包层结构材料，也是正在进行研究设计的聚变堆次临界系统（Fusion Driven Sub—critical System，FDS）的首选结构材料之一。     

用γ能谱分析法作元件破损实时监测中的影响因素

本文对用γ能谱分析法反应堆燃料元件破损实时监测中的影响因素进行了分析，干扰监测的主要因素为由＾１９Ｏ和＾１６Ｎ产生的γ光子，活化腐蚀产物的γ辐射，湮灭辐射以及ＮａＩ探测器周围铅屏蔽上由高能γ产生的ＰｂＸ射线，在一座压水反应堆的两次故障排除工作中，作者利用上述分析结果，对实时监测中产生的异常情况作了正确分析，并正确报判断了反应堆内元件的安全性。     

聚变堆低活化马氏体钢的发展

介绍了国际聚变堆低活化结构材料发展概况及趋势,以及国内发展自己特有的低活化马氏体钢的必要性。介绍了聚变堆结构材料——低活化铁素体/马氏体钢发展的必要性及迫切性,以及目前国际上包括欧洲、日本、美国等在此方面研究的进展概况及发展趋势,最后提出了国内发展自己特有的低活化马氏体钢——CLAM钢的必要性,并对目前的研究进展情况做了介绍。     

针对车载D-D加速器中子源的紧凑、轻量化屏蔽材料优化设计研究

为减小D-D加速器中子源的体积和质量,本文结合遗传算法和MCNP程序建立了一种针对快中子的优化设计紧凑、轻量化屏蔽材料的方法。基于此方法,设计得到了一系列材料样本,采用MCNP程序模拟了各材料对D-D中子的屏蔽性能,并与传统材料PB202、PE-30%B、M-L1、M-L2进行了对比。为直观比较屏蔽材料的性能,假设加速器生物屏蔽体为同轴渐缩圆柱体结构,对不同材料所需体积及质量进行了对比,结果显示,SDGa性能较好,可同时满足紧凑化与轻量化的需求。同时,对SDG3和SDG3*辐照1000 h后的活化伽马剂量率进行了评估,结果显示其活化影响可忽略。     

含硼不锈钢材料中子/γ综合屏蔽性能计算分析

采用蒙特卡罗粒子输运程序与燃耗计算分析程序相结合(MCNP5/ORIGEN2.1)的方法对辐射防护不锈钢材料屏蔽性能和活化产物进行了综合计算分析。结合辐射屏蔽设计结构优化方法和性能计算的具体要求,给出了中子/γ综合屏蔽性能分析评价方法,针对核反应堆单层外照射三层屏蔽结构简化模型,模拟计算了硼不锈钢和普通不锈钢材料对中子/γ混合辐射场的中子、光子、(n,γ)反应产生的光子、材料内二次活化产物光子的屏蔽效果,并对防护材料的综合屏蔽性能进行了评价。     

回旋加速器在国民经济发展中的新应用——庆祝回旋加速器安全运行三十周年

文章简要地介绍了在原子能研究院可变能量迴旋加速器上,为国民经济发展所开展的工作。在材料和元件的辐照损伤、薄层活化法在材料磨损中的研究、工业用放射性同位素新核素的试生产以及超精细相互作用的应用基础研究等方面,都取得了一定的进展,结果是满意的。     

辐射防护与环境保护：个人剂量监测

2003年个人剂量监测按照中国原子能科学研究院个人剂量常规监测计划进行，监测项目包括外照射个人监测和内照射个人监测。外照射个人监测以监测γ射线为主，同时对手部可能受到较高水平β射线照射的工作人员进行了手部剂量监测，对中子源生产人员进行了中子外照射个人监测。     

EAST聚变装置上的金属材料活化研究

聚变实验装置停机后辐射剂量主要来源于各种金属材料的活化,分析活化材料产生的放射性核素,获得材料活化的原因及规律有助于确保装置维护期间人员剂量安全。利用先进实验超导托卡马克(Experimental Advanced Superconducting Tokamak,EAST)聚变实验装置对常用金属材料进行活化实验,结合总峰面积法、Wasson峰面积法和曲线拟合法对高纯锗γ谱仪所测能谱进行分析。结果表明:受照金属样品存在人工放射性核素,且这些核素的探测器计数率与样品辐照位置密切相关,通过比较发现Wasson峰面积法对弱峰峰面积具有较高的计算精度。若不考虑生物屏蔽墙的活化,EAST装置在当前运行参数条件下,停机后大厅内的辐射剂量主要由~(56)Mn、~(99)Mo、~(76)As、~(64)Cu、~(51)Cr、~(58)Co、~(59)Fe、~(54)Mn、~(60)Co等放射性核素贡献。     

水冷聚变堆主回路活化产物源项计算分析

水冷聚变堆中结构材料活化腐蚀产物和冷却剂活化产物是正常运行工况下的最主要放射性来源,也是反应堆运行及维护过程中工作人员辐照剂量的直接来源。本文使用CATE V2.1程序对国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER)LIM-OBB(Limiter-Out-Board Baffle)冷却回路的活化腐蚀产物和水活化产物进行模拟计算,并根据CATE模拟得到的放射性活度通过点核积分程序分别计算正常运行1.2 a及停堆15 d的剂量率。计算结果表明,反应堆运行期间冷却剂活化产物比活度和剂量率远大于结构材料活化腐蚀产物,而停堆后冷却剂活化产物迅速衰变完,结构材料的活化腐蚀产物成为比活度和剂量率的主要来源。     

2 流出物监测和环境监测

2005年，辐射监测中心环境常规监测基本按中国原子能科学研究院环境常规监测计划进行，主要包括流出物监测和环境介质的放射性核素监测。其中，流出物监测项目包括气载流出物和液态流出物的放射性核素监测，环境监测项目包括院周围的γ累积剂量监测、环境介质（地下水、土壤、沉降灰、气溶胶、植物和指示生物）中放射性核素监测，以及工业下水中工业毒物的常规监测。院内环境监测结果和流出物监测结果见保健物理部季报，在此，仅给出院外周围各环境介质的监测结果。     

4 2005年度辐射工作场所监督性监测

1 监测目的和内容 2005年度，根据中国原子能科学研究院常规监测计划要求，保健物理部监测中心现场监测组对我院科研、生产、运行及技术服务辐射工作场所进行了监督性监测。     

放射性物质检测装置的研制

研制了一种专门用于放射性恐怖活动和放射性物质非法转移的新型放射性物质检测装置。该系统采用非常稳定和可靠的探测材料，对放射性物质具有较高的探测灵敏度和很强的方位辨别能力，检测下限为本底的2～3倍，能量30keV～2．5MeV，响应时间0．5s。其检测信息能通过有线或无线进行网络传输，实现远程控制与监测，并具有体积小、质量轻、拆装方便和使用灵活等优点，已被安检部门用于放射性物质的监测。