用于中低放废物浅地层处置安全评价的PRESDSA程序

ＰＲＥＳＤＳＡ程序是以本院野外试验场为假想处置库而开发的中低放废物浅地层处置安全评价计算机程序。该程序涉及源项释放，核素在地下水、地质介质及大气中的迁移，核素在食物链中的转移，以及剂量估算。评价方法采用目前应用较广泛的景象－后果分析方法；根据场址特征，选用了浸出和闯入两种释放景象。该程序采用了文件方式输入参数，用优化方法调整参数。根据实验现场资料，用国外同类程序与现场实验结果验证本程序的核素在地下水中迁移部分的计算结果，用计算方法验证了源项释放、食物链转移及剂量估算的结果。验证结果表明，本程序的计算结果准确、可靠     

高放废物地质处置库预选场址水文地质研究进展

深地质处置是目前国际上普遍接受的高放废物最终处置方案。对于这种处置方案而言，最有可能使处置库系统中放射性核素释放并进入生物圈的机制是地下水的作用。本文阐述了这种地下水的作用，包括地下水与工程屏障的相互作用、地下水在地质屏障中的核素迁移作用及核素滞留作用；介绍了处置库场址评价中水文地质研究的国际进展和动向；重点介绍了我国高放废物处置库预选场址水文地质研究进程和概况。     

近场核素释放率对缓冲材料参数的敏感性研究

缓冲材料对高水平放射性废物(高放废物)地质处置库的安全至关重要。本文在处置库关闭后预期演变情景分析的基础上,运用蒙特卡罗随机模拟方法,对缓冲层厚度、缓冲材料密度、核素在缓冲材料中的分配系数这三个参数进行敏感性分析。结果表明,处置库关闭后1 000 a内,近场核素释放率对缓冲层厚度较敏感,超过1 000 a 后敏感性较低;近场核素释放率对缓冲材料密度不敏感;核素在缓冲材料中的分配系数不断提升的情况下,对应的参数敏感度也逐渐加大。上述敏感性分析结果可为缓冲材料工程设计提供参考。     

国内外核废物处置库近场温度场模拟预测

核废物处置后因所含的放射性核素衰变而产生的衰变热通过传导、对流以及辐射等方式从废物体向外传递,从而引起废物罐体、缓冲材料及近场围岩温度升高,导致废物体至近场围岩之间形成温度梯度。温度梯度随着时间的延续而变化,最终会影响地下水系统和核素迁移。本文对一些国家的处置库温度预测模式进行了调研,对源项、处置库模型简化、热传递数学模型和模拟结果做了初步总结,为我国拟建处置库的温度场预测提出了建议。     

中低放废物近地表处置安全评价中关键核素的筛选计算

１前言中低放废物近地表处置要涉及几十种核素，其中短寿命核素较多，长寿命核素较少。过去，国内外针对９０Ｓｒ、１３７Ｃｓ、６０Ｃｏ等短寿命核素在放射性废物的固化体、处置库的回填材料和混凝土容器中的行为做了许多研究工作，似乎认为它们是安全处置的关键核素。近...     

尾矿库中U、Th和226Ra在亚粘土层的垂向迁移

在某铀尾矿库运行了31年后,取库底下方的亚粘土样,测量了从库底迁移的U、Th和226Ra的比活度分布.为研究其迁移规律,还测量了尾矿的颗粒分布、不同颗粒尾矿中核素的比活度和浸出因子、核素在亚粘土层的分配系数等参数,并采用一维对流弥散模式拟合得到核素在亚粘土层中比活度分布曲线.结果表明,矿泥是尾矿中的主要成分,其中的核素比活度高于矿砂;而浸出因子则低于矿砂.库底下方天然的和建库时人工铺垫的亚粘土层对三种核素具有较强的吸附滞留能力,从而有效地减少了核素的垂向迁移;U、Th和226Ra在亚粘土中的分配系数分别为62、1.3×103和9.8×102 mL/g,在库底下方核素比活度降到本底水平的距离,U为1.2 m,Th和226Ra为0.2 m.     

737原地浸出采铀工业性试验基地事故放射性废物释放及对地下水环境的影响

本文介绍原地浸出采铀方法的工艺流程及特点，讨论了我国原地浸出采铀工业性试验基地运行期间可能发生的几种事故及事故工况下放射性废物向环境的释放机制。通过对各类事故的分析，得出本工程的最大可信事故为地震造成的蒸发池废水泄漏事故。利用核素在包气带和饱水带中的迁移模式计算了各核素的峰值浓度分布，估算了事故剂量。最后分析了本采铀方法的推广应用前景     

核素在非饱和黄土介质中的二维迁移

试验结果表明，天然降水条件下，在近3年的试验期间，^60Co,^85Sr和^134Cs三种核素在非饱和黄土介质中的比活度分布质心仍在示中源层这内，^85Sr的侧向比活度分布方差与纵向比活度分布方差相当；在人工喷淋条件下，这些核素的迁移距离也很短，说明非饱和黄土对这些核素有较强的吸附滞留能力。或者换句话说，非饱和黄土可以作为中低放废物处置的候选地质介质。另外，根据对试验结果的拟合与分析看出，降水入渗量极大地影响着核素向下的迁移速度和纵向扩展，因此，控制流经处置库的入渗水量，是减少处置废物中放射性核素对环境影响的重要因素。     

高放玻璃多重屏障介质多因素耦合处置方法研究

地下水透过多重屏障介质与高放玻璃固化体直接接触后,放射性核素会从固化体中释放,因此成为高放废物处置库安全评价的源项。为更精确地预测玻璃固化体长期处置行为,本文考察了围岩、回填材料等因素对模拟高放玻璃固化体中各关键元素浸出的影响,实验处置温度为90 ℃,模拟高放玻璃固化体依据德国配方制备。结果表明,围岩对玻璃体中不同元素的阻滞作用有所差异。B、Re和U的浸出浓度在二长花岗岩中最大;膨润土含水量高时,玻璃体中元素释出量大;而含水量低时,释出量小;在膨润土中添加5%的素玻璃粉,对玻璃的腐蚀有抑制作用。     

核电厂废物固化体90Sr、137Cs、60Co的浸出行为研究

以去离子水为释放环境,研究核电厂废树脂和浓缩液水泥固化体被完全浸泡情景下核素⁹⁰Sr、¹³⁷Cs、⁶⁰Co的浸出行为。分析中以有效扩散系数表征浸出行为。试验结果表明：固化体中的核素累积浸出份额不超过4%,¹³⁷Cs浸出最快,⁹⁰Sr其次,⁶⁰Co最慢;同类废物体的抗压强度越大,核素浸出速率越慢。     

用质子加速器生产医用放射性同位素^186Re的计算

计算并预估了用中国原子能科学研究院最近建成的质子强流回旋加速器生产医用放射性同位素＾１８６Ｒｅ的产额和放射性活度，对质子能量和辐照时间的选取提出了建议。     

简化源项计算方法

利用程序包STCP估算核电厂在发生严重事故情况下释放到环境的放射性源项需要耗费大量计算机时间和费用。所以,对所有感兴趣的事故情景完成源项程序包的计算实际上是不可能的。为此,发展了一个简化源项计算方法。它的基本思想如下:首先利用STCP计算几个选择的序列,然后根据放射性释放和事故进程的特点处理和分析由STCP计算得到的结果,得出一些特定参数,其它事故序列的源项能够通过这些参数的重新组合得到。     

用蒙特卡罗方法进行核临界安全计算

本文介绍了蒙特卡罗程序ＡＭＰＸ－ＫＥＮＯ系统的铀富集厂核临界安全计算机中的应用，并为此作了大量临实验数据的验证计算和可用于实际生产的临界安全参数计算。     

秦山核电二期工程主泵瞬态计算

采用国际惯用的主泵瞬态计算方法,对秦山核电二期工程主泵可能出现的3种瞬态进行了计算,计算结果表明;两台主泵同时丧失交流电源时,主泵惰转的半流量时间大于10s,单泵惰转时,未受影响环路反应堆冷却剂流量增大,主泵卡转子时,反应堆冷却剂流量急剧减小。     

质子、氚和α在Ar和Kr中的径迹长度测量与计算

用屏栅电离室对α,ｔ和ｐ在Ａｒ与Ｋｒ中到达电离密度重心的径迹长度Ｘ进行了测量,并根据Ｔｒｉｍ程序和其它文献的阻止本领数据对其进行了计算。理论值与实验结果符合较好。     

计算笔记在核反应堆反应性测量中的实践和应用

核反应堆反应性的测量技术的研究对于表征反应堆的安全运行和发挥其经济效益有着重要的意义。计算笔记将抽象、复杂的研究分析过程文字化、可视化。论文以核反应堆反应性的测量技术研究过程为例,详细阐述了其计算笔记的运用,并在此基础上建立标准化分析模型、进行设计改或设计优化,不仅有利于对研究过程的再认识,还有利于增强反应堆的反应性测量技术的核心技术竞争力。     

反应堆吊篮结构梁型振动频率的计算方法

提出了一种反应堆吊筛结构在水中作梁型振动的分析方法,介绍了计算模型,端部弹性支承刚度、等的确定,最后得到了振动频率的计算公式。     

蒸汽发生器管子—管板接头设计的计算方法

本文主要介绍液压胀接管子-管板接头设计的一种理论计算方法。该方法是:将接头的整个胀接过程分为四个阶段,以此为数学模形,用弹性理论和塑性理论分阶段对管子或管子和管板的应力、应变和位移进行分析,从而估算胀管压力、变形、残余应力和拔脱力等。该方法可用于设计蒸汽发生器和钢制管壳式换热器。文中指出,对核蒸汽发生器的管子-管板接头来说,采取液压胀后再局部滚胀比只进行液压胀更好。     

堆用蒙特卡罗程序RMC的全堆计算研究

使用清华大学的"探索100"高性能并行计算机,基于美国核能署数据中心的连续能量全堆基准计算模型和法国电力集团的多群全堆基准计算模型,就通用蒙特卡罗程序(MCNP)全堆大规模并行计算开展了研究。针对堆用蒙特卡罗程序(RMC)与MCNP的全堆计算性能进行系统的比较研究。结果表明,MCNP在并行模式和计数器性能等方面均有不足,这些不足严重影响MCNP在反应堆全堆计算上的效率。而RMC在这些问题上取得了较大的改善,能够适用于反应堆全堆精细功率密度计算。因而,在反应堆全堆计算性能上,RMC优于MCNP。     

核设施正常工况气载放射性排出物辐射后果计算程序比对

本文介绍了我国的核设施环境影响报告书主要编写单位在对某参考核设施正常工况下气态排出物辐射后果计算时程序比对的结果。尽管各编写单位使用的程序、模式和参数均有差异，但所计算的结果均在一个数量级的偏差范围内，这说明参加比对的各程序应用于基本平坦地形的厂址和此类（流出物中以８５Ｋｒ或惰性气体为主的）核设施在正常运行工况下的计算结果是基本合理的