无源效率刻度方法的实验验证和分析

介绍了无源效率刻度方法的原理,利用HPGeγ谱仪,通过标准点源和体源测量对实验室无源效率刻度方法(LabSOCS)进行了验证.实验表明,无源效率刻度方法的拟合结果是可以接受的,可作为效率计算方法和实验室质控方法的一个补充,同时分析了无源效率拟合的影响因子.     

中锰马氏体NM500钢奥氏体晶粒长大行为

 中锰马氏体耐磨钢是一种新型的低成本高性能耐磨钢,揭示钢中奥氏体晶粒长大行为,并建立精确的预测模型,对其组织和性能的调控至关重要。利用Gleeble-3500型热模拟试验机、金相显微镜和透射电子显微镜等设备,系统研究了中锰马氏体NM500钢在不同加热温度和保温时间下的奥氏体晶粒长大行为,探讨了微合金第二相对奥氏体晶粒长大行为的影响。研究结果表明,加热温度对试验钢中奥氏体晶粒长大的影响明显大于保温时间,且试验钢中奥氏体晶粒长大行为受基体中V(C,N)粒子析出行为的影响,其可分为两个阶段。当加热温度小于950 ℃时,试验钢中存在大量未溶的纳米级球状和短棒状V(C,N)粒子,能够有效地钉扎奥氏体晶界,奥氏体晶粒长大缓慢;但当加热温度不低于950 ℃时,试验钢中V(C,N)粒子大量溶解和粗化。其中,加热温度为950 ℃、保温时间为60 min时,试验钢中V(C,N)粒子的体积分数仅为0.041%,平均粒径增大至45.78 nm。其对奥氏体晶粒的钉扎作用显著减低,且随着温度升高,原子扩散速度加快,奥氏体晶粒快速长大。基于Beck模型,建立了试验钢中奥氏体晶粒等温长大动力学模型,计算得到低温及高温阶段试验钢中奥氏体晶粒长大表观激活能分别为66.561 kg/mol和170.416 kJ/mol,且奥氏体晶粒的理论计算值与实测结果吻合较好。     

长寿命裂变产物在聚变驱动次临界堆包层中嬗变的中子学优化分析

商用裂变堆乏燃料中高放长寿命裂变产物(LLFP)由于其具有很强的放射毒性,所以对于它们的嬗变处理非常重要。在对世界上关于LLFP嬗变处理的广泛调研的基础上,考虑到LLFP的同位素分离技术的发展水平,选择了LLFP中99Tc、129I和135Cs的嬗变处理(?)料的化学形式,分析了不同慢化剂材料对嬗变能力的影响,同时针对聚变驱动次临界堆的多功能双冷核废料嬗变包层(DWTB)进行了LLFP嬗变的中子学设计和优化分析。     

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层材料活化计算与分析

对聚变驱动次临界堆 (FDS Ⅰ )包层进行了材料活化计算与分析。利用多功能中子学程序系统VisualBUS1 .0及多群数据库HENDL1 .0 /MG进行中子输运计算 ,以获得包层各个功能区的中子注量率能谱 ;在此基础上 ,使用欧洲活化计算程序FISPACT及IAEA聚变活化数据库FENDL/A 2 .0分别对停堆初期包层不同功能区的剂量率水平和衰变余热水平、停堆后期结构材料与氚增殖剂 /冷却剂的活化性能及其杂质的控制要求进行了计算及分析。     

江苏省城市放废库辐射环境监测水平研究北大核心CSCD

随着核技术在各领域的广泛应用,辐射环境的安全受到越来越多的重视。以江苏省城市放废库为研究对象,从2015年起连续对放废库进行辐射环境监测6年。对放废库周围的γ辐射空气吸收剂量率,水源水中总α、总β以及土壤中放射性核素进行了监测,并对辐射监测结果进行了分析。研究结果表明γ辐射空气吸收剂量率敏感点范围为59.0~96.5 nGy/h,源库四周范围为81.92~103.32 nGy/h;水源的总α和总β范围分别为0.90×10^(-2)~5.87×10^(-2)Bq/L和3.00×10^(-2)~16.00×10^(-2)Bq/L。γ辐射空气吸收剂量率的变化主要与源库的距离和废源的管理有关;水体中放射性水平变化主要与年降水量有关;土壤中核素的变化主要与放射性气溶胶有关。所有变化均在本底范围内涨落,对环境几乎没有影响,可以确保辐射环境安全。     

核电厂放射性流出物监督性监测工作的一些探讨

简要概述了国内核电厂放射性流出物现行有效的法规、标准和要求,结合我省多年来对核电厂环境监测的实际经验,分析了环境保护主管部门监督性监测工作中存在的问题,并提出尽快制订放射性流出物监督性监测技术导则和流出物浓度排放标准,建设放射性流出物监测实验室、海水连续监测系统等建议,进而规范核电厂放射性流出物监督性监测工作,为政府监督和环境管理提供技术支持,保障核电厂厂址周边环境和公众安全。     

混合评价核数据库HENDL1.0的研制与基准检验

为满足聚变 裂变次临界混合堆设计和其他相关研究的需要 ,以世界几个主要基本评价核数据库为数据来源 ,通过优选建立了名为HENDL1 .0 /E的多用途核数据库 ,采用国际通行的核数据库处理程序系统NJOY和TRANSX等程序制作了相应的工作数据库 ,其中包括多能群输运截面库HENDL1 .0 /MG、连续能量点状输运截面库HENDL1 .0 /MC、燃耗数据库HENDL1 .0 /BU和响应函数库HENDL1 .0 /RF ,利用世界上流行的中子输运程序对已有的一系列基准检验实验进行模拟计算和比较分析以检验混合库HENDL1 .0的正确性和有效性。     

聚变驱动次临界堆概念设计研究

在深入分析相关领域研究发展状况的基础上,提出一个可实现核废料嬗变、可裂变重金属核燃料和氚核燃料增殖、产能等多种功能的次临界反应堆概念。概念有托卡马克实验装置参数适量外推的等离子体物理和技术水平的聚变堆芯、高压He气/液态LiPb双冷却系统嬗变包层。介绍了系统基本概况和参考结构形式,阐述了系统聚变等离子体物理学、包层中子物理学和包层热工水力学设计的基本原则和主要工程约束限制条件,指出系统相关的安全和潜在环境影响问题,给出典型的参考设计参数。     

热轧中锰马氏体耐磨钢的冲击磨损行为

 利用MLD-10型动载磨料磨损试验机,系统研究了热轧中锰马氏体耐磨钢在1、2.5和5 J冲击能量作用下的冲击磨料磨损行为,并与Hardox450钢进行了比较。借助光学显微镜(OM)、扫描电子显微镜(SEM)和布氏硬度计等设备分析了试验钢的组织、力学性能及磨损表层、亚表层,并探讨了其磨损机制。研究结果表明,试验钢的显微组织为板条马氏体,与Hardox450钢相比,其布氏硬度更高,-40 ℃下的冲击吸收能量更低,分别为503HB和15.3 J。相同工况条件下,试验钢的磨损失重明显小于Hardox450钢,且基于有效磨损时间修正后的磨损率均随着冲击能量的升高,呈现出先增大后减小的趋势。当冲击能量为2.5 J时,磨损率最大,磨损失重量最多。原因在于,冲击能量较低时,试验钢的磨损主要以犁沟为主,并伴随着少量的磨粒嵌入,磨损失重较少;当冲击能量为2.5 J时,磨损表面的切削加剧,且塑性变形造成大量磨粒嵌入基体,导致应力集中,并在反复冲击过程中产生疲劳裂纹,随后扩展至试验钢表面,形成疲劳剥落,磨损亚表层出现明显剥落坑,失重显著增加;当冲击能量为5 J时,磨损表面塑性变形增加,加工硬化显著,疲劳磨损占据主导,磨损表面硬度较高,犁沟和磨粒嵌入较少,磨损亚表层更为平整均匀,失重反而减少,磨损率下降。     

X-γ辐射剂量率仪在辐射监测中的选用探讨

比较了在X-γ辐射监测中常用的核探测器的探测原理、方法和优缺点,简要介绍了X-γ辐射剂量率仪的不同应用范围和选购要点,以期能对监测人员在核探测器的选购、使用和维护等方面提供一定的参考.