AF—DCDLIB:活化产物、裂变产物和锕系元素衰变链数据库

一、引言 DKR是美国威斯康星大学T·Y·Sung等研制的应用于纯聚变堆放射性计算的程序,配套的数据库不含裂变产物和锕系元素的数据,因此,它不能计及裂变问题。 FDKR程序是以DKR为基础为聚变一裂变混合堆的放射性计算而研制的。在混合     

聚变堆第一壁材料的活化特性研究

聚变堆结构材料的活化以及由此产生的环境、辐射安全和放射性废物处置问题是堆的工程可行性关键问题之一,尤其是第一壁材料。本文研究了五种第一壁材料的活化特性,给出了这些材料的放射性、衰变热、BHP值以及WDR、RMR指标的计算结果;同时给出了满足10CFR61规范的各材料的杂质控制指标。本文的结果为聚变堆第一壁材料的选择和研制提供了依据。     

托卡马克商用混合堆燃耗计算

研制了聚变-裂变混合堆燃耗计算程序ISOGEN-Ⅲ和配套的燃耗数据库BULIB。应用该程序完成了托卡马克商用混合堆(TCB)概念设计的燃耗计算。本文简要介绍了该程序和数据库,并给出了有关的计算结果。     

基于RELAP5的中国氦冷固态包层真空室外破口瞬态特性分析

利用RELAP5/MOD3.4对中国氦冷固态包层、氦气冷却剂回路和二次侧水冷系统进行建模和系统热工水力安全评价。依据ITER事故分析制定的事故序列,对设计基准真空室外破口进行了瞬态分析,并对比了不同破口位置、面积和停堆方式对第一壁的影响。结果表明：真空室外破口发生在风机的下游较上游危险,且小破口较大破口更危险;若真空室外破口同时包层第一壁破口,也可通过自然循环和辐射换热带走衰变热冷却包层;真空室外破口事故中采用聚变停堆系统的3s停堆方式,可避免第一壁熔化。     

Z箍缩强X射线源金属丝阵列负载

惯性约束聚变(ICF)运用强的能量介质轰击聚变燃料而实现聚变点火,具有明显的军事应用背景。作为ICF研究途径之一,Z箍缩装置在近年的实验中产生的X射线辐射的功率P_(x-ray)和能量E_(x-ray)均取得了突破性进展,得到了国际社会的广泛关注。1997年在美国Sandia国家实     

Preliminary Design of Neutron Flux and Spectrum Diagnostics in NT-TBM

A special neutron diagnostic system is proposed that facilitates the measurement of neutron fluxes and spectra in the neutronics and tritium production-test blanket module （NTTBM） without interrupting the operation of the International Thermal-nuclear Experimental Reactor （ITER）, for studying the multiplication rate in the neutron multiplier and breeding ratio of tritium in the breeder. This system includes an encapsulated foil activation system, micro-fission chamber detectors （MFC）, and a compact neutron spectrometer using a natural diamond detector （NDD）. A helium coolant loop with a reasonable diameter is designed carefully for every measurement channel that ensures that the neutron detectors and preamplifiers would work well under a high temperature scenario and that the filling rates of the neutron multiplier （beryllium pebble） and tritium breeder material （Li4SiO4） would not decrease excessively （the expected value〉80%） due to the dimensions of the helium coolant loop.     

实验混合堆FEB设计放射性计算与环境安全分析

应用混合堆放射性计算程序FDKR和衰变链数据库AF-DCDLIB,计算了托卡马克实 验混合堆FEB(Fusion Experimental Beeder)概念设计中活化产物、裂变产物和锕系元素的放射性、衰变余热和潜在生物危害因子BHP值。计算的结果表明,对于FEB设计来说,在150MW聚变功率下运行一年,停堆时刻的总放射性、余热和BHP值分别为5.74×10~(20)Bq     

陶瓷生产与气象关系

陶瓷生产的各个环节都与气象条件密切相关,本文论述了温度、湿度、降水、大风以及气压等气象因素对景德镇陶瓷的原料加工、成型、烧炼等工序的影响,并提出了相应的预防措施和改进建议。     

聚变堆安全性—问题与展望

聚变堆有固有的安全性优点，但如果采用的工程措施的可靠性不够，也会有引起对公众和现场人员过度的放射性照射的潜在危害的源。为了避免出现核装置的潜在危害，设计、建造和运行的安全规则通过政府的许可来实施。     

工程实验混合堆FEB-E核废物管理问题研究

实验混合堆工程概要设计,FEB-E的主要目标是演示混合堆的工程可行性和作为聚变堆的材料考验装置。FEB-E设计的聚变功率为150MW,平均中子壁负载为0.5MW·m~(-2),第一壁及结构材料为316不锈钢,用氦气冷却。设计假定,第一壁和包层结构材料的辐照时间为5Y,偏滤器为2Y,其它的部件为20Y。FEB-E的运行为连续运行方式,而不是脉冲运行。