钚在粘土中的迁移实验

为了获取²³⁹Pu在粘土中的迁移规律,采用静态法和动态柱法实验对其在粘土的迁移进行了研究。结果表明,粘土对²³⁹Pu的吸附能力较强。在实际水流速为0.61cm/d条件下,²³⁹Pu经过150 d迁移距离小于0.2cm。与动态实验相比,采用分配系数计算延迟系数偏小,动态实验结果更接近实际。     

GOTHIC程序预测氢气燃烧过程的实验验证

核电厂发生严重事故时，产生的氢气如果发生燃烧或爆炸，将给安全壳的完整性带来严重威胁。最近，有人尝试使用GOTHIC-3D程序对氢气浓度分布和燃烧过程进行分析计算。但由于GOTHIC程序的局限，计算结果并不能被完全采纳。 在SNU（汉城国家大学，Seoul National University）的研究中，利用预混合氢气的燃烧实验对GOTHIC程序进行了验证。实验容器为一2D矩形容器，可用容积约24L。实验中使用氢气容积浓度为10％的氢气空气混合气体，并分别在容器顶部的中央和角落放置了点火器。实验采用了2种边界条件：底部全开和底部半开。使用GOTHIC程序的集总参数模型和机械燃烧模型模拟SNU实验。集总参数法较好地模拟了燃烧的时间，但得不到其他的局部信息；而机械燃烧模型的模拟结果与实验并不相符。GOTHIC程序模拟的燃烧时间远比实验结果要长，火焰蔓延的过程也与实验结果不同。对GOTHIC程序模型的分析也表明，GOTHIC程序在计算氢气燃烧过程时，有一定的局限性。     

入渗率对Sr在沙土中迁移的影响

通过柱法实验对不同入渗率下Sr²⁺在沙土中的迁移行为进行模拟研究,采用惰性示踪剂Br^-示踪水流状况,测定不同入渗率下Sr在沙土柱流出液中的浓度曲线,并采用CXTFIT程序计算土柱中Sr的运移随时间的变化趋势。结果表明,数值模拟计算结果与柱实验结果一致,CXTFIT程序可较好模拟核素在土柱中的运移特性;随入渗率的增大,核素迁移速度和弥散系数增大,阻滞系数和有效孔隙度不变。     

Be/00Cr17Ni14Mo2不锈钢扩散焊界面区成分的计算机模拟

为了优化扩散焊的工艺参数，应用有限元计算法建立的数学模型，对1050℃/65Mpa热等静压条件下不同时刻的Be/00Cr17Ni14Mo2不锈钢扩散焊的浓度场进行了计算机模拟，探讨了扩散宽度与扩散时间的关系。结果表明，模拟的浓度曲线与实验测定结果基本吻合，扩散宽度与扩散时间成抛物线关系。     

裂片核素在岩石中的迁移研究Ⅴ．核素~（125）I在大理石中的扩散与渗透

研究了核素~（１２５）Ｉ（模拟裂片核素~（１２９）Ｉ）在大理石中的扩散与渗透行为，测定了一系列扩散与渗透参数。实验结果表明，核素在大理石中的传质速率大于花岗岩的。根据提出的核素在岩石中的迁移模型，计算了~（１２５）Ｉ在大理石中的迁移分布曲线。由于~（１２５）Ｉ在大理石中的迁移速度快，因此核废物库址不宜选在大理石岩层中。     

循环柱实验装置的建立及其在核素迁移实验研究中的应用

本文介绍循环柱实验装置的特点以及在核素迁移实验研究中的应用。该装置是将实验介质如石英砂或黄土填充在有机玻璃柱中，联接所有管路接头并密封，即可进行实验。采用该装置进行实验时，淋洗液在柱中多次循环，直到循环流出液的放射性浓度基本不变，它具有静态和动态实验的特性。经实验验证，所建立的循环柱实验装置设计配置合理、运行稳定、操作方便。采用不同介质分别与^237Np和^238Pu在循环水作用下，进行了核素迁移实验。结果表明：循环柱实验结果与静态实验结果有明显的相对可比性（即相关性），它可替代静态法和动态法，用来测定吸附分配比、分析核素在介质中的迁移分布状况。所得结果更接近现场实验结果。     

放射性核素Cs在被压实回填材料中的迁移和扩散预测

目前，对于放射性核素在被压实回填材料中的迁移模拟主要是室内实验。针对这一问题，根据实验获得的数据和核素迁移机理，引入合理的核素迁移模型，模拟了数年后核素Cs在被压实回填材料中的扩散和迁移行为。讨论了时间、被压实回填材料中水流速、Cs的吸附分配系数和弥散系数对Cs在被压实回填材料中迁移和扩散的影响。初步研究表明：Cs在被压实回填材料中的迁移主要受水的流速、分配系数和弥散系数的影响。6m厚的被压实回填材料足以1万年阻滞Cs从回填材料扩散到环境中。     

Si/SiO2系统的总剂量辐射损伤及辐射感生界面态的能级分布

对比了目前常用的三种用54HC电路制作工艺制作的MOS电容的总剂量辐射实验结果,并从微观氧化物电荷、界面态的感生变化及其界面态的能量分布变化等角度,研究了在不同制作工艺条件下,54HC电路Si/SiO2系统总剂量辐射损伤特性.     

核素在非饱和黄土介质中迁移的环境模拟试验结果的拟合与分析

本文简要介绍了核素＾６０Ｃｏ，＾８５Ｓｒ和＾１３７Ｃｓ在非饱和黄土介质中迁移的环境模拟试验结果。文中简述了试验的模拟装置和方法，给出了主要的试验结果，包括２号土柱与４号土柱黄土和＾８５Ｓｒ比活度垂直分布的直接测量结果和４号柱黄土中＾６０Ｃｏ和＾１３７Ｃｓ比活度垂直分布的取样测量结果。对模拟试验测量数据进行了拟合与分析，得到了＾８５Ｓｒ比活度垂直分布的质心坐系ｚ０（ｔ）随试验时间ｔ的变化关系，给出了     

裂片核素在岩石中的迁移研究Ⅳ．核素~（75）Se在花岗岩中的吸附、扩散、渗透和数学模型

在自行设计的吸附槽、扩散槽和渗透槽中分别做了核素￣（７５）Ｓｅ（以模拟裂片核素￣（７９）Ｓｅ）在整块花岗岩（取自北京周口店）中的吸附、扩散和渗透实验，测得了含￣（７５）Ｓｅ岩石平衡水在岩石中的孔隙流速、弥散系数和迟滞因子。根据核素在花岗岩中迁移过程的吸附、弥散和流动提出了数学模型，并用计算机求解得到核素￣（７５）Ｓｅ在花岗岩中随时空变化的分布函数。     

硅酸钠在碱性条件下的助凝作用

本文研究了硅酸钠在模拟铀矿坑水的石灰沉淀处理中的助凝作用。在硅酸钠存在下形成的絮片增大,沉降速度提高,上清液铀含量低于排放标准,因此可以认为硅酸钠起了助凝作用。还对硅酸钠的加入量及投放时间进行了研究。     

混凝土、粘土对锆的吸附行为研究

放射性固体废物的处置已成为世界各国密切关心,也是亟待解决的一个问题。1980年美国Erdal等就粘土对裂变产物Ce,Sr,Ba,Eu,U,Am等核素的吸附情况进行了研究。1985年瑞典Torstenfel等对Sr,Tc,I,Ce,Th,U,Np,Pu,Am等核素在粘土中的迁移、扩散情况作了探讨。英国、芬兰、瑞典均对混凝土对多种核素的吸附和扩散作用进行过研究。白庆中等和庄慧娥等对放射性核素Sr,Cs在地质介质中的吸附和迁移规律也进行了研究。     

Radiation-induced plasmons in St-SiO_2

1IntroductionOneofthemostweaknessesOfelectricdevicesbasedonSt-SiOZisthatthedevicesmaylacetheirfunctionsbecauseinterfaCe,t.t..[i]andpositivecharge[']arecreatedbyionizationradiationintheSt-SiO2.Overthepasty6ars,anumberOfmodelshavebeensuggestedtoexplaintheoriginsofillterfaCestateandpositivecharge.Rowever,theoXygenvarancymodel,whichwasproposedbyelectronspinresonance(ESR)formeasurementofpointdefects[3]1isinconsistentwiththebondstraingradientmodel,whichwassuggestedthroughXPS[4],intheexplansti…     

Corrosion Behavior of a Powdered Simulated Nuclear Waste Glass in the Presence of Bentonite

Static corrosion tests of a powdered simulated waste glass were performed in deionized water with and without bentonite at 90°C for periods of up to 130 days. The glass irradiated with thermal neutron for activating Cs in the glass was used as a glass specimen in order to determine the sorption of Cs on bentonite. In the corrosion tests without bentonite, it was observed that normalized elemental mass loss: (NL) values for soluble elements (B, Li, Na and Mo) were larger than those for Si by a factor of three and continued to increase after saturation of Si. In the corrosion tests in the presence of bentonite, it was observed that the glass corrosion was enhanced, and a large amount of Cs was sorbed on bentonite.

The experimental results were analyzed by use of some corrosion models. The analysis showed that diffusion of the soluble elements is expected to be a dominant process for the glass corrosion, as well as the dissolution/precipitation reactions. In addition, it is expected that the glass corrosion in the presence of bentonite is largely affected by both ion-exchange equilibrium of the aqueous phase with Na-montmorillonite and precipitation of sepiolite from dissolution of dolomite.     

椭偏光度法研究溶胶-凝胶SiO2薄膜的光学性能

用溶胶-凝胶工艺在碱性、酸性催化条件下制备具有纳米多孔结构的SiO2薄膜。用反射式椭圆偏振光谱仪测试薄膜的椭偏参数,并用Cauchy模型对椭偏参数进行数据拟合,获得了溶胶-凝胶SiO2薄膜光学常数在300~700 nm波段的色散关系。用场发射扫描电子显微镜FE-SEM研究了薄膜表面微结构,并讨论表面微结构与光学性能间的关系。结果表明:制备条件所引起的薄膜微结构差异对光学常数的色散关系变化趋势无影响;薄膜光学常数的大小则与微结构有关,折射率大小与薄膜孔洞率成反比。     

Study on air ingress during an early stage of a primary-pipe rupture accident of a high-temperature gas-cooled reactor

A primary-pipe rupture accident is one of the design-based accidents of the HTTR. As the first step of our final goal of predicting the multicomponent gas flow in a reactor during the early stages of the accident, the present paper aims at studying experimentally and analytically, the basic features of air ingress and gas transportation by transient molecular diffusion and the transient natural convection of a two-component gas mixture.The present paper comprises two main parts. The first part deals with analytical and experimental studies on N₂ ingress (corresponding to air ingress) and gas transportation by molecular diffusion and the one-dimensional natural convection of an He-N₂ two-component gas mixture in a reverse-U-shaped tube. Analytical and experimental results are discussed on the N₂ mole fraction change with time after the simulated pipe rupture and on the initiation time of the natural circulation of pure N₂.The second part deals with a preliminary simulation test of air ingress during the early stages of the accident. The test is performed with a very simple model of the reactor. The experimental results are discussed on the change in mole fraction of air with time and on the initiation time of the natural circulation of pure air.     

用大涡模拟计算流致振动的流体激励力

本文对湍流大涡模拟理论的脉动过滤和Smagorinsky亚格子模型进行了介绍,并用大涡模拟对秦山II期反应堆1∶5模型压力容器和吊篮的环腔内流场进行了数值模拟,计算了吊篮表面压力的时间分布和空间分布,其压力脉动的功率谱密度计算值和实验值在同一个量级内.因此,可以用计算所得的压力作为吊篮振动的激励载荷.     

电离辐射下双界面Si3N4/SiO2/Si的等离激元

用X光激发电子能谱(XPS)分析技术对Si3N4/SiO2/Si双界面系统经60Co电离辐照前后处于纯Si态的一级等离激元(定位于B.E. 116.95 eV)、处于SiO2态的一级等离激元(定位于B.E. 122.0 eV)和处于Si3N4态的一级等离激元(定位于B.E. 127.0 eV)进行了研究.实验结果显示:存在一个由Si3N4态等离激元和SiO2态等离激元构成的界面及由SiO2态等离激元和Si态等离激元构成的界面,在电离辐射的作用下,SiO2态-Si3N4态等离激元界面区中心向Si3N4态表面方向推移,同时SiO2态/Si3N4态等离激元界面区亦被展宽;电离辐照相当程度地减少位于SiO2态-Si态界面至Si衬底之间SiO2态的一级等离激元的浓度:同时偏置电场对SiO2/Si界面等离激元有显著作用.文中就实验现象以光电子能损进行了机制分析.     

Calculation of photon attenuation coefficient and dose rate in concrete with the addition of SiO_2 and MnFe_2O_4 nanoparticles using MCNPX code and comparison with experimental results

One of the most important safety features of nuclear facilities is the shielding material used to protect the operating personnel from radiation exposure. The most common materials used in radiation shielding are concretes. In this study, a Monte Carlo N-Particle eXtended code is used to calculate the gamma-ray attenuation coefficients and dose rates for a new concrete material composed of MnFe_2O_4 nanoparticles, which is then compared with the theoretical and experimental results obtained for a SiO_2 nanoparticle concrete material. According to the results, the average relative differences between the simulations and the theoretical and experimental results for the linear attenuation coefficient(l) in the SiO_2 nanoparticle materials are 6.4% and 5.5%, respectively. By increasing the SiO_2 content up to 1.5% and the temperature of MnFe_2O_4 up to 673 K, l is increased for all energies. In addition, the photon dose rate decreases up to 9.2% and3.7% for MnFe_2O_4 and SiO_2 for gamma-ray energies of0.511 and 1.274 MeV, respectively. Therefore, it was concluded that the addition of SiO_2 and MnFe_2O_4 nanoparticles to concrete improves its nuclear properties and could lead to it being more useful in radiation shielding.