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北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会

召开年：2014
召开地：武汉
出版时间： 2014-10-11

主办单位：;北京核学会;;

会议文集：北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会论文集

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1.基于神经网络的核动力—回路专家系统故障诊断
- YUAN Can;袁灿;CAI Qi;蔡琦;LIU Gang;刘钢;YAN Xiang-wei;严祥伟;CHEN Yu-qing;陈玉清
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：建立了一种将专家系统融入神经网络的故障诊断模型.通过研究产生式规则的特性,提出了二元与式规则,并将其应用到神经网络的二进制编码中,实现了二者的有效结合.推理算法采用正向神经网络推理,避免了知识的冲突,同时推理过程中保存神经网络的中间结果,使诊断过程可得到追踪.仿真实验结果表明,该方法具有较低的误诊率,能满足实际故障诊断的需求.
2.DUCG在核电站故障诊断中的推理机设计与实现
- DENG Hong-chen;邓宏琛;ZHANG Qin;张勤;ZHAO Yue;赵越;DONG Chun-ling;董春玲
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：DUCG(动态不确定因果图)理论模型以图形化方式简洁表达了任何情况下不确定因果关系,并基于证据化简图形和展开事件,以得到所关注的假设事件及其状态概率表达.本文以DUCG理论模型为基础,进行核电站故障诊断系统的推理机软件实现及算法优化,重点介绍DUCG展开、化简及表达式运算的推理程序实现过程,该推理机软件系统的实现可用于进一步的理论模型研究.
3.DUCG在核电站二回路故障诊断中的应用
- ZHAO Yue;赵越;ZHANG Qin;张勤;DENG Hong-chen;邓宏琛;DONG Chun-ling;董春玲
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：自美国三哩岛核电站事故以来,故障诊断在核电站中的作用越来越被重视.为探索故障诊断在我国核电站中的应用,介绍了应用于复杂系统不确定性行为的智能故障诊断方法——动态不确定因果图(DUCG).文中模型以中国广核集团有限公司宁德1号核电机组为原型构建,并利用与此机组对应的核电模拟机数据进行验证,保证了验证的有效性.验证结果表明,采用DUCG方法,能准确对核电站的典型故障进行识别和诊断,展现故障的发展过程,得到引发故障的原因事件和相应概率.
4.核电用铸造奥氏体不锈钢的热老化性能研究
- LI Cheng-liang;李承亮;DENG Xiao-yun;邓小云;YIN Zhi-ying;阴志英
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：压水堆核电厂主管道用国产铸造奥氏体不锈钢(CASS)长期服役会面临着热老化问题.在400°C高温下开展CASS材料的加速热老化实验,采用夏比冲击试验获得了材料室温吸收能量随热老化时间延长的下降规律,采用扫描电镜观察到不同热老化时间冲击断口形貌的变化趋势.实验结果表明:经过15 000 h的加速热老化实验,CASS材料的热老化程度逐渐达到饱和状态,吸收能量虽大幅下降,但仍能满足设计规范对CASS材料在未老化状态时的考核要求.
5.HTR-10辐照后石墨球14C含量研究
- WANG Shou-ang;王守昂;PI Yue;皮月;XIE Feng;谢锋;LI Hong;李红;CAO Jian-zhu;曹建主
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：高温气冷堆中球形燃料元件与不含燃料的石墨球在14C产生机制上基本相同,为获得10 MW高温气冷堆(HTR-10)中燃料元件及石墨球中14C的含量,研究了14C在石墨球中的产生机理.总结了石墨球及燃料元件中14C的产生途径,计算经过堆芯辐照后的石墨球中14C总量,比较现有石墨球的解体技术,提出了分解石墨球制取14C样品的实验测量方法.本文工作为进一步的实验研究工作奠定基础并提供理论计算结果比对.
6.HTR-1O放射性石墨粉尘取样回路中过滤元件的效率研究
- PI Yue;皮月;XIE Feng;谢锋;CAO Jian-zhu;曹建主;C.Chadwick;C.Chadwick
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)中石墨构件摩擦磨损不可避免地会产生石墨粉尘,其上可吸附固体裂变核素,可能影响反应堆安全正常运行.为研究石墨粉尘的粒径分布、微观形貌以及其表面的吸附特性,在HTR-10一回路氦净化系统入口建造了配置高性能烧结金属粉末过滤元件的放射性石墨粉尘取样回路.为对放射性石墨粉尘的取样过滤结果进行研究,首先对过滤元件的过滤机理、压降特征以及过滤效率进行分析.设计并搭建实验装置对烧结金属粉末过滤元件的过滤效率进行测量,实验结果表明过滤元件能去除气流中的大部分粉尘,实现对HTR-10一回路氦气中放射性石墨粉尘等悬浮物的高效过滤取样.
7.高温高压动水回路中A106Gr.B和A672Gr.B60耐冲蚀作用的研究
- TIAN Jue;田珏;WANG Hui;王辉;LI Xin-min;李新民
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：碳钢和低合金钢由于Cr含量较低,易发生流动加速腐蚀,对安全产生严重影响.现阶段最先进的第三代核电技术AP1000使用Cr含量较高的A672Gr.B60代替A106Gr.B作为供水管的材料来减小流动加速腐蚀(FAC)的影响.试验采用腐蚀失重、X射线光电子能谱(XPS)、扫描电镜(SEM)和X射线能量色散谱(EDS)等方法来分析流速、碱化剂以及物质组成对A672Gr.B60和A106Gr.B的影响.经336 h的实验,结果显示A672Gr.B60较A106Gr.B具有更好的耐冲蚀性能,氧化膜更致密,不易脱落.使用乙醇胺(ETA)作为碱化剂相比于氨水能更好地降低FAC,也能使氧化膜更加致密.流速的变化会影响氧化物颗粒的分布、大小、形状,也会影响氧化膜的厚度.实验生成的氧化膜主要成分为Fe3O4.
8.核电站用纤维保温材料辐照考验及微观分析研究
- BAI Bing;白冰;LIN Hu;林虎;GONG Dai-tao;龚代涛;YU Bin-tao;鱼滨涛;TONG Zhen-feng;佟振峰;YANG Wen;杨文
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：核电站反应堆内的保温材料由于长时间受到高温、中子辐照等因素的作用,性能会明显劣化,为了保证反应堆安全运行,研究其辐照性能十分必要.本文对秦山核电站提供的国产纤维布材料进行不同剂量水平的加速辐照,设计加工了一套带精确控温系统的辐照装置,保证辐照期间样品的温度为设定温度.通过研究不同温度对未辐照保温纤维布拉伸性能的影响,得出高温环境下其断裂强力有一定程度的下降.利用扫描电镜(SEM)等微观分析手段,分析了辐照剂量及温度对该纤维布结构和成分的作用.显微分析结果表明,经受过高温辐照考验后材料的成分含量、晶体结构均未发生明显变化,不同的试验温度会令样品断口产生一定差异.
9.核电站主控室数字化操纵员评价系统
- CHEN Yu;陈玉;YAN Sheng-yuan;颜声远;CHEN Wen-long;陈文龙
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：为准确和高效地进行核电站主控室人机系统匹配关系的评价,分析了操纵员评价人体模型的表达形式和人体参数,确定了数字化操纵员应具备的评价功能.基于二次开发技术开发了数字化操纵员评价人体模型,该模型可根据具体评价的需要,选择操纵员的生成方式、性别、操作姿态、单/双眼视域、左/右手可达域,用于评价显示信息是否在操纵员视域范围内以及评价操纵设备是否可触及;同时还具备作业空间和字符可视性评价等关键功能.实例应用表明,该方法能准确、高效和快捷地完成核电站主控室人机匹配关系的评价工作,使二者的协调关系达到最优.
10.PGNAA水泥分析系统中原料水含量影响分析及自校正技术研究
- WANG Qi-biao;王琦标;YANG Jian-bo;杨剑波;TUO Xian-guo;庹先国;WANG Xu;王旭;CAI Ting;蔡婷;DENG Li;邓立;MU Ke-liang;穆克亮
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：水泥原料中Ca、Fe、Si、A1等元素含量的高低决定着水泥的品质,而元素的含量与其对应的峰面积呈正比.由于氢元素既影响快中子慢化效率,同时又具有很高的热中子俘获截面,因此,本文利用蒙特卡罗软件MCNP建立了基于252Cf中子源的瞬发γ中子活化分析(PGNAA)水泥在线分析系统模型,分别对0％～5％水含量下的水泥原料进行模拟分析.通过解谱分析分别得到各关键元素的峰面积,分析了水含量变化对关键元素峰面积的影响,并建立了水含量自校正模型.结果显示,本文所建立的自校正模型能将未知水含量状况下各关键元素的峰面积校正为不含水状况下的峰面积,有效剔除了原料中水含量的影响,从而提高了各关键元素的测量精度.
11.基于数字化仪控技术的核动力装置协调控制器的设计
- CHENG Shou-yu;成守宇;PENG Min-jun;彭敏俊;LIU Xin-kai;刘新凯;ZHAO Qiang;赵强;DENG Xiang-xin;邓祥鑫
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：核动力装置是一多输人多输出、非线性、时变的复杂系统,其控制器通常采用基于模拟仪控的PID控制器来实现,系统参数易超调且响应时间较长.为改善核动力装置运行的动态品质和减小其系统的过渡时间,本文提出了在数字化仪控系统上实现专家系统和原控制器结合的协调控制器及其策略.为验证核动力装置协调控制技术及其策略,本文以1台全范围核动力装置模拟器为研究平台测试了协调控制技术.测试结果表明:基于数字化仪控技术来实现协调控制是可行的,协调控制器能有效改善核动力装置的动态运行特性,且协调控制器控制性能优于传统的PID控制器.
12.基于Flowmaster的中国实验快堆汽轮机组仿真研究
- YAN Hao;闫昊;TIAN Zhao-fei;田兆斐
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：汽轮机组在中国实验快堆(CEFR)三回路中承担了将热能转换为电能的重要作用,但自安装以来,未在40％P0(P0为满功率)以上工况下运行,故需对其进行必要的仿真模拟.本文根据CEFR中汽轮机组的实际模型,通过Flowmaster仿真平台建立了汽轮机组的仿真模型.利用该模型,得到了满功率运行工况下的稳态结果,该结果验证了设计参数.同时,完成了由满功率到40％P0工况下的瞬态仿真模拟,验证了汽轮机组的部分性能和运行情况.仿真结果表明,利用Flowmaster建立的仿真模型运行情况基本符合设计要求,并为实际运行提供了一定的参考价值.该模型对后续验证快堆三回路其他系统的仿真模型具有一定的参考意义.
13.参数可调离心级联的静态特征根及扰动传播分析
- LI Wei-jie;李维杰;WU Zhong-di;武中地;ZENG Shi;曾实;NONG Guo-wei;农国卫
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：离心级联水力学特征根表征了级联的重要特性.本文借鉴扩散级联水力学中使用的方法,对参数可调离心级联进行研究,求解各级流体参数完全相同情况下的扰动方程,得到了离心级联各级流体参数完全相同时水力学的静态特征根.由于离心机轻馏分流量与轻馏分出口处压强无关,重馏分处于音速流状态,离心级联只有2个静态特征根,Z1是级联的主静态特征根,Z2是由供取料引起的.供料管道阻力系数、调节装置放大倍数等因素均会影响主静态特征根Z1的数值.Z1小于1时,供料管道阻力系数增大,Z1增大,调节装置放大倍数增大到一定程度后,对Z1的影响已很小.最后,利用解析求解和数值计算两种方法计算了级联出现扰动后的状态参数分布.
14.刚性级联物理性能初步理论研究
- TAO Li-ru;陶丽茹
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：本文建立了刚性级联模型,该模型采用双管道结构,各级贫料安装管塞.刚性级联可调节的参数很少,影响级联的因素主要包括管塞孔径和级联的供料流量的变化,因此本文主要针对这两种因素进行了比较分析.研究结果表明:随级联供料流量的增加,级联各级的供料流量也逐渐增加,级联产品丰度逐渐减小,对贫化段的影响较显著;浓化段孔径加工精度对级联的影响小于贫化段,越往精料端影响越小;加工的孔径尺寸偏离设计值时,可选择小尺寸的孔径.
15.一种测量弱吸收条件下锂同位素比率的新方法
- SONG Zeng-yun;宋增云;QU Ding-rong;瞿定荣;FAN Feng-ying;范凤英
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：在激光化学法锂同位素分离工作中,需对锂原子蒸汽密度进行实时监测.通过同位素比率的数值分析可提供分离实验中诸如激光功率、化学反应区温度、压强以及光化学反应时间等参数的优化依据.吸收光谱法可快速准确地测量非弱吸收条件下的锂同位素比率.对于低锂原子蒸汽密度的弱吸收条件,受示波器的分辨极限和存储时舍入误差的影响,不能得到准确有效的同位素比率数值.为了克服实验测量上存在的弱点,提出了一种基于差分电路采集信号的高分辨率高精度的研究方法,有效解决了弱吸收条件下的同位素比率测量问题.将该方法应用于天然锂进行了测试,得到的锂同位素比率为12.37±0.56.该方法对于采用吸收光谱法测量同位素比率具有通用性,也可在其他类似分离工作中应用.
16.高温气冷堆环境模拟装置热电偶信号波动问题研究
- REN Cheng;任成;LI Cong-xin;李聪新;YANG Xing-tuan;杨星团
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：清华大学核能与新能源技术研究院研制了模拟高温气冷堆堆内温度、环境氛围的材料测试装置,可进行1600°C及以下高温碳还原环境下的各类实验.基于NI高速同步采集技术,进行了信号干扰的分析实验,明确了干扰源及干扰途径.针对干扰信号的自身规律,提出了相应的软件抗干扰措施,较好地解决了高温堆环境模拟装置中的热电偶信号波动问题,保证了测试区内温度的精确稳定控制及测量.
17.高温气冷堆启动过程的模拟与分析
- LIU Dan;刘丹;SUN Jun;孙俊;XU Xiao-lin;徐小琳;SUN Yu-liang;孙玉良
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：本文利用工程模拟机可实时计算、多系统耦合求解的技术优势,对球床模块式高温气冷堆核电站(HTR-PM)的启动过程进行模拟.分析并掌握了HTR-PM主要运行参数的变化规律和调节手段,研究了模块式高温气冷堆在启动过程中的运行特性,特别是不同模块间所体现出的耦合效应对整个系统运行特性的影响,为电厂运行方式的确定和具体运行规程的制定提供了重要参考.
18.反应堆蒙特卡罗程序RMC模型可视化功能开发
- LIANG Jin-gang;梁金刚;GE Pan-he;葛攀和;WU Gao-chen;吴高晨;CAI Yun;蔡云;WANG Kan;王侃
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：反应堆蒙特卡罗程序RMC采用构造实体几何技术(CSG),建模过程需要用户输入所有的曲面、栅元等几何单元,其文本形式的建模方法具有高效、精确的优势,但同时存在表现力差、易于引入错误等问题,模型可视化是一项重要功能.本文基于程序的几何定位功能,结合像素化图形技术,研究了RMC的模型可视化方法,开发了程序的画图模块,该模块支持模型的二维或三维、几何或材料信息的可视化显示.对画图功能进行了测试,验证了模型可视化的效果与意义.
19.中国先进研究堆安全棒驱动机构调试
- ZHANG Ying-chao;张应超;DIAO Jun-hui;刁均辉;GAO Yong-guang;高永光;CHEN Li-xia;陈立霞
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：中国先进研究堆安全棒由水力驱动,最初设计制造的驱动机构存在较多问题,验证试验中发生多次卡棒.本文对安全棒驱动机构的设计和制造工艺进行了一系列改进,并制造了两套驱动机构,对其进行调试.新的安全棒驱动机构调试结果表明,所作改进对提高驱动机构性能是有效的.
20.差动变压器式单点液态金属液位计的研制
- BI Ke-ming;毕可明;HAN Ye;韩冶;CHAI Bao-hua;柴宝华;FENG Bo;冯波;WEI Guang-ren;卫光仁;LONG Yu-yi;龙俞伊
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：研制了一种全新的差动变压器(LVDT)式单点液态金属液位计,并对其性能进行了测试.结果表明,该型液位计不受诸多误差因素的影响(如温度效应),其探头可在0～650°C范围内长期工作,其对液面测量误差优于±2 mm.该型液位计配合专用的驱动机构,可实现液面的连续测量.
21.铀部件自吸收对寿命估算的影响
- ZHU Jian-yu;朱剑钰;WU Zhe-ying;吴哲英;XIE Wen-xiong;谢文雄
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：在核弹头核查认证过程中,认证核材料寿命一致是确认某核部件为宣称部件时非常重要的标准之一,利用特征γ射线分析铀材料寿命是一种被广泛研究的方法.本文通过对利用数值模拟结果的分析,研究了部件自吸收效应对利用特征γ射线强度估算铀材料寿命的影响.研究结果表明,利用210T1特征y射线对出射γ射线定标的方法可降低部件自吸收效应对寿命计算的影响.
22.电子辐照高纯铁电阻率回复的团簇动力学模拟
- GAO Chao;高超;HE Xin-fu;贺新福;LUO Wen-yun;罗文芸;LI Yang;李杨;YANG Wen;杨文
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：电阻率回复实验是研究材料辐照损伤机理的有效手段,可表征材料中辐照缺陷数量的变化.本文基于平均场速率理论开发了模拟辐照缺陷演化的团簇动力学程序,模拟了高纯铁经3 MeV电子辐照至2.0×10-6dpa后等时时效过程的缺陷演化过程,并与电阻率回复实验结果进行了对比.模拟结果表明,辐照缺陷数量随温度升高的演化过程与电阻率的变化趋势吻合得很好,电阻率回复的峰值分别对应于间隙原子、间隙原子团簇、空位团簇等缺陷的数量变化.该方法对于研究材料辐照损伤机理具有重要意义.
23.新型柔性中子屏蔽复合材料研制及性能研究
- CHAI Hao;柴浩;TANG Xiao-bin;汤晓斌;CHEN Fei-da;陈飞达;陈达;CHEN Da
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：为满足形状复杂核设备外围防护以及辐射防护服对于柔性中子屏蔽材料的需求,研制了一种新型B4 C/SEBS中子屏蔽复合材料,重点研究了不同B4C含量对SEBS基复合材料力学性能、热学性能及中子屏蔽性能的影响.实验结果表明:复合材料拉伸强度、扯断伸长率均随着B4C含量的增加而减小;增加B4C含量,复合材料撕裂强度呈现出先增大后减小的趋势,而复合材料邵氏硬度则不断增大;该材料热导率随着B4C含量的增加而不断升高;利用镅-铍中子源进行材料中子屏蔽测试,同厚度材料中子屏蔽性能随着B4C含量的增加而不断提高.综合考虑该新型柔性中子屏蔽材料良好的中子屏蔽性能、抗撕裂性能及柔韧性能等特性,其在形状复杂核设备外围防护及辐射防护服领域具有较大的应用前景.
24.基于γ全吸收型BaF2探测装置的波形分析和定时方法研究
- ZHANG Qi-wei;张奇玮;HE Guo-zhu;贺国珠;HUANG Xing;黄兴;RUAN Xi-chao;阮锡超;LI Zhi-hong;李志宏;ZHU Xing-hua;朱兴华
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：中国原子能科学研究院正在建造的γ全吸收型BaF2探测装置用于精确测量keV能区的中子俘获反应截面.本文应用FlashADC采集得到装置输出的脉冲信号,通过波形的面积积分获取60Co和137Cs源的能谱,并与传统电子学测量结果进行比较.结果表明,应用3种数字化波形分析方法(脉冲形状鉴别、基线补偿和时间窗限定)有效剔除了BaF2探测器自身固有的a粒子和电子学噪声的本底.采用多种定时方法研究了γ射线到达BaFz探测器的时刻,比较了时间分布谱的半高宽(FWHM),结果表明,恒比定时法和数字化恒比定时法更适用于在线实验.
25.基于半球型碲锌镉探测器的多功能剂量率仪适用性研究
- WANG Ying;王莹;XIONG Wen-jun;熊文俊;LUO Zhi-ping;骆志平;MA Ji-zeng;马吉增;CHEN Ling;陈凌
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：常用的剂量率仪主要针对能量在50 keV以上的强贯穿γ射线,半球型碲锌镉(CZT)探测器对中低能γ、X射线具有较好的探测效率和能量分辨率.本文从能量范围、能量分辨率、环境适应性和角响应等方面阐述基于半球型CZT探测器作为多功能剂量率仪的适用性.除存在角响应以外,其他方面均说明基于半球型CZT探测器的多功能剂量率仪较常用的场所辐射监测仪器(如电离室等)具有更大的优势,其不仅能测量周围剂量当量率,还可进行放射性核素识别.本文提出了利用两个半球型CZT探测器共阳极的解决方案来改善其角响应问题.
26.溴化镧探测器效率计算及刻度实验
- LU Yi;卢毅;SONG Zhao-hui;宋朝晖;TAN Xin-jian;谭新建;JIANG Wen-gang;姜文刚
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：采用蒙特卡罗方法计算了不同尺寸溴化镧闪烁体的吸收效率以及峰总比曲线.采用137Cs、60Co、152Eu三种点源对Φ50 mm×10 mm LaBr3:Ce探测器进行了效率刻度实验,低能段刻度实验结果与蒙特卡罗计算结果基本一致.将实验结果与计算结果相结合,给出了探测器对0～10 MeV γ射线的全能峰效率曲线,并给出了相应的拟合公式.结果表明,对于实验条件有限的情况,采用模拟计算相对效率曲线再结合部分能点绝对刻度校准的方法可快速有效地得到探测器的效率曲线.
27.液体闪烁能谱仪测量氚的效率刻度方法研究
- ZHAI Xiu-fang;翟秀芳;WANG Yao-qin;王耀芹;LI Wei-ping;李伟平;LIANG Wei;梁威;XU Hui;徐辉;ZHANG Rui-rong;张瑞荣
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：本文研究了液体闪烁能谱仪测量低能核素氚的效率刻度方法.分析了不同化学猝灭剂(酸碱试剂、硝基甲烷、四氯化碳、丙酮)和颜色猝灭剂(铬酸钠)对液体闪烁能谱仪测量氚的猝灭影响.对每种猝灭剂,分别采用样品道比(SCR)法、样品谱(SIS)法和外标谱指示参数(SQP(E))法进行效率刻度,并比较3种方法的适用性.结果表明:多种化学猝灭剂引起的猝灭可归一为化学猝灭进行效率刻度;颜色猝灭与化学猝灭的校正曲线差异较大,该现象与所使用的效率刻度方法无关;SCR法不适合低放射性活度或高猝灭水平的氚样品分析,SQP(E)法与样品计数率无关,尤其适合低放射性活度样品的效率刻度,而SIS法对高放射性活度样品分析准确性很高,结合SQP(E)和SIS法,可实现对不同猝灭水平样品的准确效率刻度.
28.AXUV探测器标定及受辐照响应衰减研究
- HAO Zheng-kun;郝正坤;DUAN Yan-min;段艳敏;HU Li-qun;胡立群;MAO Song-tao;毛松涛;ZHANG Ji-zong;张继宗
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：在EAST和HT-7装置上,具有宽能谱响应的AXUV光电二极管探测器主要用于辐射功率的绝对测量.探测器在经历多轮等离子体放电中的累积辐照效应后,观察到其表面发生变化.为了解探测器响应衰减程度,设计了相对标定实验,分别采用标准可见光光源和软X射线管作为标定光源,对EAST和HT-7实验中经历过不同放电次数的5个探测器进行了标定.标定结果表明,AXUV探测器在经历了EAST上约25 000次的等离子体放电累积辐照后,其在软X射线能段的响应下降约15％.而探测器在可见光能段的辐照损伤效应主要表现为同一个探测器不同通道之间对可见光响应的不一致性加剧.结合探测器在等离子体放电辐射场中的几何参数,对探测器受到的累积辐照剂量进行了估算.
29.CZT探测器辐射性能实验研究
- JIANG Shi-lun;蒋世伦;JIANG Shu-qing;蒋树庆;HU Meng-chun;胡孟春;ZHANG Jian-hua;张建华
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：使用高电阻率CZT(碲锌镉)晶体制备了适用于脉冲γ辐射探测的探测器.通过在脉冲γ发生器和60Co放射源上开展实验,获得了CZT探测器的时间响应和1.25 MeVγ辐射灵敏度.结果表明,CZT探测器较传统Si基PIN探测器有暗电流低、时间响应好、灵敏度高的优势,适用于低强度γ辐射脉冲测量.
30.氧化层对裂变偶动态响应特性的影响研究
- LU Yi;鲁艺;LIANG Wen-feng;梁文峰;LI Meng;李勐
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：针对裂变偶的传热过程,建立了基于ANSYS的理论模型,分析了氧化层对裂变偶输出响应特性的影响规律,并得到了CFBR-Ⅱ上的实验验证,获得了带氧化层裂变偶的输出响应曲线,且与理论模拟结果一致.结果表明:对于阶跃变化的堆芯温度和中子注量,氧化层的存在会给裂变偶的响应性能带来明显影响.
31.用于脉冲堆裂变总数测量的闪烁体探测器研制
- GAO Hui;高辉;RONG Ru;荣茹;DAI Shao-feng;代少丰;LI Bing;李兵;LIU Xiao-bo;刘晓波;FAN Xiao-qiang;范晓强
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：采用波形积分法研制了用于脉冲堆裂变总数测量的闪烁体探测器,采用脉冲峰和脉冲坪信号分路引出的设计,同时测量裂变率相差较大的脉冲峰和脉冲坪.该探测器具有线性电流大、测量范围宽的特点,在测量小产额脉冲时更具优势.该裂变总数测量方法与其他方法获得的结果一致.
32.PET应用中的硅光电倍增器研究
- CHEN Zong-de;陈宗德;WANG Yue;王玥;LI Chen-hui;李晨晖;CHEN Wen-fei;陈文飞;YANG Ru;杨茹;LIANG Kun;梁琨;HAN De-jun;韩德俊
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：本文介绍了硅光电倍增器(SiPM)研制所取得的最新进展及PET应用中SiPM的研究现状.新器件实验室(NDL)制造出光敏面积为2.2 mm×2.2 mm的SiPM器件,并将SiPM与2 mm×2 mm×10 mm的LYSO晶体耦合,实验结果显示,器件探测FDG 511 keV光子的能量分辨率达12.83％,符合时间分辨率达564 ps.
33.基于随机抽样的核脉冲信号发生器的研究
- TAN Cheng-jun;谭承君;ZENG Guo-qiang;曾国强;XIONG Chuan-yun;熊川雲;GE Liang-quan;葛良全;LUO Qun;罗群;LIU Xi-yao;刘玺尧
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：本文设计了一种基于FPGA的任意核能谱脉冲信号发生器.该脉冲信号发生器以32位随机数发生器为基础,通过对参考谱线在幅度上的抽样,使输出脉冲信号在幅度上满足参考谱线的概率密度分布函数.系统对脉冲出现的时间进行1024区间分割,并计算得到不同分割区间内脉冲信号出现的概率及该时间间隔的平均时间,采用随机抽样使输出脉冲信号在时间上满足指数分布规律.实际测试结果表明:该信号发生器输出脉冲在计数率上满足泊松分布,在幅度上满足参考谱线的概率密度分布函数;系统噪声低于2.86 mV;输出脉冲计数率可调,满足核脉冲信号的规律.
34.压水堆严重事故管理入口标准研究
- ZHANG Long-fei;张龙飞;LEI Shi-xiong;雷世雄;YU Fang-wei;余方伟
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：使用严重事故分析程序RELAP/SCDAPSIM,对3种不同尺寸的压水堆热段大破口事故进行了分析.主要研究了15、20、25 cm大破口事故分别在无事故管理和有高压安全注射条件下事故进程.计算结果表明,当堆芯表面峰值温度达1500 K时,堆芯出口温度不能反映堆芯的损伤状态;当堆芯出口温度达900 K时,进行严重事故管理不能有效阻止堆芯熔化.将堆芯热通道出口温度作为严重事故管理入口标准的计算分析结果表明,在堆芯热通道出口温度达900 K时实施严重事故管理可有效阻止堆芯熔化,此信息可作为进入严重事故管理的入口标准.
35.压力容器水位参数在堆芯损伤评价方法中的应用
- WEI Yan-song;魏严凇;LI Wen-shuang;李文双;SHI Xiao-lei;史晓磊;LI Zai-peng;李载鹏;JI Song-tao;季松涛
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：事故工况下,堆芯会随着冷却能力的下降而逐步升温,长时间的裸露会导致堆芯损伤,而堆芯出口温度和压力容器水位可直观反映堆芯的冷却能力.本文利用MEL-COR进行严重事故分析的基础上,分析堆芯裸露时间与压力容器水位间的关系,探讨将压力容器水位作为主要评价参数,应用于现行的堆芯损伤评价方法的可行性.
36.燃料元件瞬态性能分析程序FTPAC验证及应用
- HAN Zhi-jie;韩智杰;JI Song-tao;季松涛;ZHANG Ying-chao;张应超
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：为对事故条件下单棒燃料元件热工-力学响应进行研究,开发了燃料元件瞬态性能分析程序FTPAC,主要包括温度模型、力学模型、内压模型和包壳氧化模型.采用FRAP-T6程序例题对FTPAC进行验证,并对NSRR和CABRI反应性引入事故试验的4根燃料元件进行计算.结果表明,FTPAC对未发生破损的燃料元件瞬态响应预测合理.
37.UX-30型UF6运输货包核临界安全分析
- QUAN Yan-hui;权艳慧;ZHOU Qi;周琦;YIN Sheng-gui;尹生贵
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：利用MONK-9A和MCNP程序对UX-30型UF6运输货包进行了正常与事故工况下的核临界安全分析与评价.首先选取国际公布的临界基准实验数据,验证并确定了MONK-9A和MCNP程序计算分析类似物料形态时的偏倚和次临界限值.其次采取较为包络的临界安全假设条件,计算分析了UX-30型UF6运输货包正常与事故工况下的中子有效增殖因数,评价了运输过程的安全性.计算结果表明,UX-30型UF6运输货包在最严重事故工况下最大的keff小于确定的次临界限值,处于次临界的安全状态.根据临界安全指数的定义,UX-30货包的临界安全指数CSI可定为0.
38.基于多层流模型和故障树的可靠性分析方法研究
- CHEN Qiang;陈强;YANG Ming;杨明
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：多层流模型(MFM)和故障树以不同的形式描述系统知识,在相同的系统边界条件和假设下,两者表达的系统可靠性逻辑是等效的.本文以此为基础,结合MFM的特点,提出了MFM转换为故障树的方法,为快速建立故障树提供了一种途径,实现了基于MFM的可靠性定性分析,并以压水堆核电厂的安全注入系统为例建立了系统的MFM,定性地分析了系统的可靠性.分析结果表明,MFM转换为故障树的逻辑是正确的,且MFM易于理解、建立和修改,相对于传统建故障树的方法,大幅减少了分析人员的工作量,节省了建模时间.
39.基于量纲分析法的稳压器卸压喷放比例分析
- LI Xiang-bin;李向宾;ZHANG Meng-chao;张孟超;ZHANG Yu-hao;张钰浩;WEI Cen;魏岑
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：为使实验结果能尽可能反映原型的实际情况,采用量纲分析方法,对稳压器卸压工况下不同阶段的蒸汽流动过程进行了比例分析,以确定其需要遵循的相似准则数.结果表明,现象相似需满足:几何结构相似;采用等物性模拟及相同的初始条件可极大简化相似参数的选择;喷放阶段,须使喷洒器出口模型与原型的蒸汽质量流密度一致;自然对流阶段,须重点考虑傅里叶数和格拉晓夫数,同时评估相关参数的不确定性.
40.CITP-Ⅱ辐照装置的安全性及可行性研究
- ZHANG Zhi-hua;张之华;MI Xiang-miao;米向秒;LI Run-dong;李润东
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：CITP-Ⅱ辐照装置是进行聚变能源产氚增殖剂辐照实验研究专用装置,以热中子反应堆为中子源.为确保设计的安全可靠,以正硅酸锂为目标增殖剂,计算了辐照装置装入反应堆后对反应堆物理参数的影响,分析了装置在n-γ混合场中的热工性能及增殖剂温度梯度,校核了装置部件的刚度及强度,对装置的安全特性进行了评估;论证了间隙气体调温和增殖剂气力驱动更换的可行性.计算数据和分析结果为辐照装置的综合特性评估提供了数据.
41.核事故实时释放量集合卡尔曼滤波反演算法研究
- TANG Xiu-huan;唐秀欢;LI Hua;李华;BAO Li-hong;包利红
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：为探索适用于核事故现场实时释放量的快速反演计算方法,将集合卡尔曼滤波方法和高斯多烟团扩散模型结合,建立了核事故源项释放量集合卡尔曼滤波计算流程,研究讨论了集合成员数、初始值、扰动值对反演结果的影响.模拟仿真实验显示,集合数为50、偏大初始值以及较大扰动值为参数的集合卡尔曼滤波反演较佳,释放积分相对误差在5％以内.研究表明,集合卡尔曼滤波反演核事故源项释放量算法具备有效性和可行性,原则上可实时跟踪反演核事故源项释放量.
42.环保型氟利昂介质在核电厂严重事故条件下的氢气惰化机理研究
- ZHANG Sheng-jun;张圣君;SHEN Feng;沈峰
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：针对采用气体惰化方式的严重事故条件下氢气风险控制措施,开展了不同介质对氢气的最小惰化浓度对比评价研究,揭示了传统惰化剂(N2、CO2)与氟利昂介质的惰化机理差异.采用基团贡献法对各类基团的阻燃抑制系数进行了估算,依据可燃气体的火焰燃烧速度、化学计量比与惰化气体浓度之间的关系,对3种氟利昂介质的最小惰化浓度进行了预测.计算结果表明,3种氟利昂介质HFC-134a、HFC245fa和HFC-125的最小惰化浓度分别为15.87％、14.12％和10.39％,惰化性能依次增强;3种氟利昂介质的抑燃浓度分别为34.9％、32.7％和25.9％,显著低于N2与CO2的抑燃浓度(分别为94.5％和90.9％),氟利昂介质的抑燃性能良好.
43.福岛第一核电厂2号机组严重事故进程模拟分析
- CHEN Yao-dong;陈耀东;CUI Lei;崔蕾;LIAO Min;廖敏
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：本文应用MELCOR程序,通过建立全厂详细的模型,对福岛第一核电厂2号机组在地震发生后4天(96 h)内的严重事故进程进行了模拟分析并与电厂实测数据进行了比较.基于文中假设的模拟计算得到的趋势与电厂现有实测数据较为一致,分析结果表明:假设TORUS隔间内海水淹没一半时,作为新增的外部热阱与RCIC系统耦合工作,可有效地将堆芯衰变热排出,并延缓了安全壳压力上升.96 h内安全壳压力未达到过滤排放系统开启值;RCIC系统在事故发生后近3天失效,此后4.6h操纵员通过开启主蒸汽泄压阀(SRV)对反应堆进行快速卸压,然而堆芯在消防水注入时接近完全裸露,继而发生强烈锆水反应;6h内产氢量达到近800 kg.事故后期堆芯通道依然维持可冷却几何形状,最终操纵员通过开启第2组泄压阀对反应堆进行卸压,消防水泵得以有效向反应堆注入冷却水,堆芯重新淹没并冷却.
44.AP1000乏燃料贮存格架临界安全分析
- CHEN Zhi-hong;陈志宏;SHEN Ji;沈季;LI Kang;李亢
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：基于SCALE6程序包对西屋公司采用燃耗信任制技术的AP1000核电厂乏燃料贮存格架(SFSRs)临界安全分析过程进行了复现,在此基础上结合AP1000核电厂堆芯反应性控制特性,分析了轴向燃耗分布对系统反应性的影响.结果表明,高燃耗下采用机械补偿(MSHIM)轴向燃耗分布计算得到的系统反应性更保守,同时临界安全分析中需考虑吸收体在组件燃耗过程中对反应性的影响,且不应信任可溶硼.
45.AP1000核电厂IRWST低压安注性能研究
- XIAO San-ping;肖三平;QIAN Hui;钱辉;WU Hao;吴昊;CHEN Shu-shan;陈树山
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：本文采用AFT Fathom软件分析了AP1000核电厂安全壳内置换料水箱(IRWST)的低压安注性能,分析了AP1000核电厂在压力容器直接注入管线双端断裂工况下事故后期的安全注射能力.分析结果表明,AP1000核电厂低压安注能力足以带出堆芯热量,并有较大的裕量.
46.EPR核电厂放射性气体释放前运动及延迟滞留状态论证
- ZHANG Xue-ling;张学岭;CHEN Yi-de;陈亦德;HUO Ming;霍明;NIU Li-jun;牛俐珺;LV Wei-feng;吕炜枫
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：以EPR堆型为基础,建立堆芯裂变产生的放射性惰性气体在废气管理系统中运动的模型,以1个换料周期为时长,计算系统吹扫单元和滞留单元两个主要结构部分在两类模式,即稳态运行模式和波动运行模式,以及28类工况下,气体运动的起止时刻、流量等参数,重点分析Kr和Xe等放射性核素经由活性炭的延迟滞留状态,并推导出关键核素在系统内的停留时间.同时,结合系统参数及衰变方程推导出释放的活度流量.该计算方法和结果为分析EPR气态流出物国家法规标准符合性奠定理论基础.
47.典型核电厂双相停堆工况LOCA缓解措施对比研究
- SUN Jing;孙婧;GUO Qiang;郭强
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：本文选取VVER-1000堆型和二代国产两环路核电厂,采用RELAP5程序研究分析了双相停堆工况下等效直径为10～100mm破口失水事故(LOCA)进程.计算结果表明,核电厂安全系列设置和整定信号等设计区别对操纵员不干预时间和有效缓解措施有较大影响.如借鉴VVER-1000相关设计理念对国产两环路核电厂做出适当调整,可增加两环路核电厂中、小LOCA的安全裕量.本文研究结果可为三代自主化核电厂研发和事故管理导则的研究工作提供参考,并为增强反应堆的安全性提供思路.
48.SBLOCA叠加高压安注失效事故全范围事故分析
- HOU Hua-qing;侯华青;SHEN Yong-gang;沈永刚;CUI Xu-yang;崔旭阳;JIANG Xiao-hua;蒋晓华
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：小破口失水事故(SBLOCA)在核电厂堆芯熔化频率(CDF)中的贡献是概率最大的事故序列之一.本文采用CATHARE程序详细分析了“二代加”压水堆核电厂发生SBLOCA叠加高压安注(HHSI)失效状况下的全范围事故,根据该分析结果初步识别出了现有核电厂安全设计的薄弱环节,对此,本文提出了初步改进建议措施.
49.百万千瓦级压水堆核电厂二次侧非能动余热排出系统启动响应研究
- LU Xiang-hui;卢向晖;ZHANG Ji-sheng;张吉胜;LUO Han-yan;罗汉炎;ZHANG Xiao-ying;张小英
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：为进一步理解适用于国内二代加百万千瓦级压水堆核电厂的二次侧非能动余热排出(SPRHR)系统的启动特性,采用RELAP5程序对SPRHR系统进行建模,针对SPRHR系统在启动过程中的响应以及可能发生的汽锤现象进行了研究.结果显示,在合适的时间步长和空间步长下RELAP5程序的计算结果反映出汽锤现象,在不同的启动策略下SPRHR系统响应存在明显差异.分析表明,选择恰当的启动方式和启动速度可有效弱化甚至消除系统启动时的汽锤冲击,提高系统启动稳定性.
50.秦山Ⅱ期核电站采用环形燃料LBLOCA研究
- ZHANG Yi;张毅;JI Song-tao;季松涛;ZHANG Ying-chao;张应超
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：环形燃料是一种采用双层包壳和环形芯块内外冷却的新型压水堆燃料,与传统的棒状燃料相比,新的结构形式使环形燃料具有更好的安全性能.秦山Ⅱ期核电站被选用为参考电站,对装载环形燃料元件的秦山Ⅱ期核电站进行大破口失水事故(LBLOCA)研究,并将环形燃料堆芯的计算数据与棒状燃料堆芯的比较.结果表明,采用环形燃料的核电站在事故过程中具有更好的安全性能.
51.基于RELAP5的三环路非能动反应堆典型LOCA分析
- MENG Zhao-can;孟召灿;WANG Xi;王溪;LI Fei;李飞;FU Xiao-liang;傅孝良;SHEN Feng;沈峰
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：为进一步提高反应堆经济性,发展大功率反应堆成为一个重要趋势.我国引进的AP1000非能动反应堆技术为两环路设计,本文通过增加一个环路,并考虑堆芯、安全设施的相应变更,给出了一种三环路大功率非能动反应堆初步方案,并应用RELAP5系统程序建立了相应计算模型,开展了稳态满功率工况及典型LOCA序列的计算.本文给出了典型事故下的事故序列与动态响应曲线,初步说明了三环路非能动反应堆的可行性.
52.基于集成神经网络与模糊逻辑融合的稳压器泄漏监测方法
- HAN Long;韩龙;ZHOU Gang;周刚;SUN Xu-sheng;孙旭升
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：针对稳压器泄漏难以监测的问题,将集成神经网络(INN)与模糊逻辑融合(FLF)方法相结合,研究了稳压器泄漏监测方法.在该方法中,利用RBF神经网络(RBF-NN)建立稳压器泄漏诊断模型;采用两个Elman神经网络(Elman-NN)分别建立稳压器参数预测模型与稳压器泄漏诊断模型;应用模糊逻辑融合方法对RBF-NN与Elman-NN诊断的结果进行融合,并将其作为稳压器泄漏最终监测结果.为验证该方法的可行性,利用压水堆核动力装置模拟器对其监测效果进行了验证.结果表明,与单神经网络诊断方法相比,所提出的监测方法具有更高的可靠性;与其他泄漏监测方法相比,该方法简便、易行.
53.BP神经网络在AP1000核电站事故诊断应用中的初步研究
- ZHAO Yun-fei;赵云飞;ZHANG Li-guo;张立国;TONG Jie-juan;童节娟;ZHANG Qin;张勤;QU Jing-yuan;曲静原
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：核电站发生事故时,快速准确诊断出事故类型对于应急中采取相应的安全防护措施至关重要.本文采用BP神经网络对AP1000核电站的部分事故进行事故诊断,以部分事故分析结果为训练数据训练网络,以其他分析结果为测试数据,验证网络诊断事故类型时的准确性.结果表明,BP神经网络能正确诊断所分析的事故序列.
54.凸度测量过程中点扩展函数的蒙特卡罗模拟与解析表达研究
- HU Ke-min;胡克敏;WU Zhi-fang;吴志芳;MIAO Ji-chen;苗积臣;TAN Chun-ming;谈春明
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：散射校正是高精度凸度测量中的技术难点.本文采用点扩展函数(PSF)理想模型估计的方法,建立了点扩展函数的蒙特卡罗(MC)计算模型,分析了PSF随射线能量和钢板厚度的变化关系,并提出用多个单能的线性组合来代替连续能谱计算的方法,取得了较好的效果.采用双高斯函数模型,结合蒙特卡罗模拟的计算结果,对凸度测量系统的单能点扩展函数进行了解析求解,并给出0.18 MeV射线下,凸度测量系统PSF的解析公式,为凸度测量系统的散射校正奠定了基础.
55.基于约束的MLEM图像重建算法
- ZHANG Bin;张斌;WANG Ying;王英;AI Xian-yun;艾宪芸;WEI Xing;魏星
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：在编码孔γ相机的二维辐射图像重建中,最大似然期望最大化法(MLEM)相较传统线性算法能更好地抑制噪声,恢复出高质量的图像,但其缺点是收敛速度慢,且在投影数据有较高统计涨落或含有较大噪声时,迭代次数过高会导致重建图像中噪声急剧增加,图像质量转而变差.本文基于直接解调法思想对MLEM算法进行优化,在MLEM迭代重建过程中加入先验物理约束条件,并将交叉相关法重建结果作为迭代初值.仿真结果表明,添加约束后的MLEM迭代收敛速度得到加快,重建图像的收敛性显著改善.MLEM算法中添加合理约束条件是提高其重建图像质量的一种有效方法.
56.基于改进爬山法的带电粒子圆径迹重建
- NIU Li-bo;牛莉博;LI Yu-lan;李玉兰;FU Jian-qiang;傅楗强;HUANG Meng;黄孟;HE Bin;何彬;LI Yuan-jing;李元景
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：基于改进爬山法提出了一种带电粒子圆径迹重建算法,该算法可方便应用于时间投影室中带电粒子的径迹重建.算法首先通过空间映射将圆径迹寻迹问题转换为参数空间上的聚类问题,然后使用改进爬山法寻找参数聚类中心,该中心在参数空间中的位置即为圆径迹参数拟合值.在充分考虑探测器的探测效率、位置分辨率和噪声水平的基础上,使用蒙特卡罗方法产生模拟径迹,研究了该算法在不同情况下对模拟径迹参数的拟合精度.结果显示,该算法在不同噪声水平下均能获得到较高的径迹参数拟合精度,具有良好的鲁棒性和抗噪声干扰能力.此外,本文还介绍了该算法在多条径迹重建中的应用.
57.电子回旋波在非圆截面托卡马克等离子体中的传播与功率沉积
- LI Jing-chun;李景着;GONG Xue-yu;龚学余;LU Xing-qiang;路兴强;HUANG Qian-hong;黄千红
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：通过求解等离子体平衡方程、波迹方程和准线性Fokker-Planck方程,数值模拟了电子回旋(EC)波在非圆截面托卡马克等离子体中的传播轨迹和功率沉积.模拟结果表明:当EC波从顶部发射时,相比于圆截面的EC波波迹,非圆截面的波迹会向等离子体弱场侧偏移,增大等离子体中心电子密度,波迹也会偏向弱场侧,相应的波功率沉积有所降低;当EC波O模从中平面弱场侧发射时,随着平行折射率的增大,波迹弯曲幅度变大,增大到一定数值时会折回弱场侧穿出,波功率沉积随极向发射角的增大而降低,环向发射角约取10°时,波功率沉积达到最大.
58.强激光与固体靶相互作用所致硬X射线剂量的蒙特卡罗模拟
- YANG Bo;杨博;QIU Rui;邱睿;LI Jun-li;李君利;ZHANG Hui;张辉
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：本文利用蒙特卡罗程序FLUKA建立了强激光与固体靶相互作用所致硬X射线剂量估算模型,通过与文献结果进行比较,对计算模型进行了验证.利用该计算模型研究了不同电子温度、不同靶材料(包括金、铜和聚乙烯3种常见靶材)和厚度对X射线剂量的影响.计算结果表明,X射线剂量与电子温度密切相关,并会受到靶参数的影响.相同靶厚情形下,Au靶产生的X射线剂量约为Cu靶产生的X射线剂量的1.2倍,约为PE(聚乙烯)产生的X射线剂量的5倍.另外,相较于其他靶厚,当选取电子的平均射程为靶厚时,产生的X射线剂量较大.这些计算结果将为强激光装置中电离辐射剂量的评估提供相关参考.
59.激光均匀性对冲击波平面性的影响
- LI Ye-jun;李业军;TIAN Bao-xian;田宝贤;WANG Zhao;王钊;LIANG Jing;梁晶;HAN Mao-lan;韩茂兰;TANG Xiu-zhang;汤秀章
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：利用两种方法研究了激光空间均匀性对冲击波平面性的影响.一种是根据冲击波在靶背卸载辐射可见光的平面性来判断冲击波平面性;另一种是基于成像型速度干涉仪测量的靶背自由面速度变化引起干涉条纹跃变间断面的平面性判断冲击波平面性,同时由条纹移动后持续时间了解流体力学不稳定性演化情况.研究表明,不均匀性为2％的激光驱动的冲击波平面性较好,能发射高速飞片,且飞片具有很好的平面性与完整性;不均匀性为5％的激光产生的冲击波平面性很差,不能发射完整的高速飞片.说明激光均匀性对冲击波平面性具有决定性的影响.
60.盘荷波导行波电子直线加速结构功率效率的优化
- YANG Jing-he;杨京鹤;LI Jin-hai;李金海;LI Chun-guang;李春光
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：盘荷波导行波结构(TWS)是电子加速器中重要的加速结构,在科学研究和工业生产中得到了较为广泛的应用.在对该加速结构进行设计时,加速结构的功率效率是一重要指标,对工程造价和商业运行的经济性具有重要影响.本文对TWS关键参数指标与功率效率的关系进行了研究,使设计优化TWS的工作快速有效,为TWS的优化设计提供了依据和方向.通过与相关实验结果对照,验证了分析结论的正确性,结果具有一定的工程指导意义.
61.边耦合腔直线加速器的冷却结构设计与热分析
- LI Chun-guang;李春光;LI Jin-hai;李金海;YANG Jing-he;杨京鹤;ZENG Zi-qiang;曾自强
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：采用理论计算与ANSYS仿真相结合的方法,针对一种工作频率为975 MHz,平均电场强度为3.7 MV/m,加速质子能量范围从80 MeV至300 MeV的边耦合腔直线加速器的加速腔,进行了散热结构的设计.通过理论计算确定了冷却结构的基本尺寸,然后采用ANSYS进行了热-结构-高频多场耦合仿真.得到了该冷却结构下的频移为—0.427 MHz,频移对温度的敏感度为9.93 kHz/°C,均处于可控范围内.该设计方法和流程可用于其他类型的谐振腔冷却结构的设计.
62.ADS注入器Ⅱ控制系统软件平台设计
- GUO Yu-hui;郭玉辉;YU Chun-lei;于春蕾;XU Wei-bin;徐卫彬;LUO Bing-feng;罗冰峰;JIANG Zi-yun;姜子运;LIU Hai-tao;刘海涛
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：加速器驱动的次临界系统(ADS)的强流质子加速器(ADS注入器Ⅱ)主要用于产生连续强流质子束,其控制系统需实现对现场加速器设备的远程参数调节和状态监测.整个控制系统基于分布式控制软件实验物理与工业控制系统(EPICS)架构设计.为实现各子系统软件开发平台之间的数据共享和信息通信,基于EPICS软件架构,采用共享内存、通道访问接口软件、CA Lab等多种方法实现各系统间的数据透明访问,提高了上层控制软件的远程诊断和集成控制能力.结果表明:整个软件平台运行可靠、稳定,完全满足目前注入器Ⅱ的调束和运行要求.
63.Burn-in对SRAM器件电离总剂量效应的影响
- LIU Min-bo;刘敏波;YAO Zhi-bin;姚志斌;HUANG Shao-yan;黄绍艳;HE Bao-ping;何宝平;SHENG Jiang-kun;盛江坤
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：针对辐照前高温老练(Burn-in)影响SRAM器件的抗总剂量辐射能力问题,进行了实验研究.选取了3种不同工艺尺寸SRAM存储器,利用60Co放射源对经过高温老炼和不经过高温老炼(No Burnin)的样品进行了总剂量辐照实验,测量了辐照引起的SRAM器件的数据位翻转数,得到了Burn-in对不同工艺尺寸SRAM器件总剂量效应的影响规律.针对0.25 μm工艺SRAM器件开展了不同Burn-in温度影响器件抗辐射能力的实验研究,得到了器件抗辐射性能与Burn-in温度之间的关系.结果表明,SRAM器件的工艺尺寸越小,抗总剂量能力越强,且受Burn-in的影响越小;Burn-in时的温度越高,对器件的抗总剂量水平影响越大.
64.瞬时电离辐射敏感开关设计及效应分析
- LI Rui-bin;李瑞宾;CHEN Wei;陈伟;WANG Gui-zhen;王桂珍;LIN Dong-sheng;林东生;QI Chao;齐超;BAI Xiao-yan;白小燕;YANG Shan-chao;杨善潮
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：采用瞬时辐射敏感开关可避免电子器件在瞬时电离辐射环境下发生闩锁而失效或损毁.性能较好的开关须满足灵敏度高、抗辐射、抗干扰、驱动能力强等要求.本文在RC延时电路的基础上设计了放电型和充电型两种辐射敏感开关,并通过瞬时电离辐射实验对两种开关的敏感度、关断时间稳定度、抗干扰能力进行了测试.结果表明,放电型开关的关断时间稳定度和抗干扰能力不及充电型开关,且探测单元采用晶闸管较采用二极管或三极管综合性能好;充电型开关更适合用于多次脉冲辐射环境,但开关中的缓冲单元输入端不能含有静电保护电路,否则影响开关关断时间.
65.脉宽调制器单粒子效应测试系统研制
- ZHAO Wen;赵雯;GUO Hong-xia;郭红霞;ZHANG Feng-qi;张凤祁;GUO Xiao-qiang;郭晓强;LUO Yin-hong;罗尹虹;WANG Yan-ping;王燕萍;XIAO Yao;肖尧
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：本文在分析脉宽调制器(PWM)单粒子效应主要失效模式的基础上,研制了具备频率异常测试、占空比异常测试和参考电压测试功能的PWM单粒子效应测试系统,并在中国原子能科学研究院HI-13串列加速器上开展了单粒子效应试验.试验结果表明:单粒子效应会导致PWM输出信号的脉冲丢失和占空比改变,脉冲丢失时间和占空比改变的持续时间有时可达数ms;UC1825AJ型PWM的单粒子效应LET阈值约为4.4 MeV·cm2·mg-1,UC1845AJ型PWM的抗单粒子性能受工艺批次的影响较大.
66.中子辐照后CMOS工艺静态随机存储器瞬时电离射翻转效应实验研究
- LIU Yan;刘岩;陈伟;CHEN Wei;YANG Shan-chao;杨善潮;QI Chao;齐超;WANG Gui-zhen;王桂珍;LIN Dong-sheng;林东生;郭晓强;GUO Xiao-qiang;JIN Jun-shan;金军山
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：对0.15μm特征尺寸CMOS工艺商用静态随机存储器(SRAM)开展了中子辐照后的瞬时电离辐射效应实验研究,获得了中子辐照后SRAM器件的瞬时剂量率翻转效应规律,并与未经中子辐照SRAM器件的瞬时剂量率翻转效应规律进行对比.结果表明:中子辐照能有效提高CMOS工艺SRAM器件的瞬时剂量率翻转阈值,中子辐照引起的少数载流子的寿命降低是产生这种现象的主要原因.
67.EEPROM瞬时剂量率效应实验研究
- WANG Gui-zhen;王桂珍;齐超;QI Chao;LIN Dong-sheng;林东生;BAI Xiao-yan;白小燕;YANG Shan-chao;杨善潮;LI Rui-bin;李瑞宾;刘岩;LIU Yan;JIN Xiao-ming;金晓明
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：对3种不同容量的EEPROM开展了“强光一号”瞬时剂量率效应实验研究,测量电路的剂量率闩锁特性、高剂量率辐照下的数据保持能力及电路功能.辐照前,利用编程器在EEPROM中全地址写入55H,加电辐照,测量辐照后的电源电流;辐照后,再利用编程器对EEPROM的存储数据及读写功能进行测量.研究结果表明:EEPROM在瞬时辐照下,主要表现为外围电路的剂量率闩锁效应;在1.0×109 Gy(Si)/s的高剂量率辐照下,3种电路存储的数据保持完好,未发生变化,存储器的擦除、编程及读出功能正常.给出了3种EEPROM电路的剂量率闩锁阈值,并对EEPROM的瞬时剂量率效应特点进行了分析.
68.脉冲激光和重离子辐照FPGA产生的多位翻转效应的比较
- FENG Guo-qiang;封国强;JIANG Yu-guang;姜昱光;ZHU Xiang;朱翔;HAN Jian-wei;韩建伟
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：以SRAM型FPGA为试验对象,研究脉冲激光模拟重离子产生单粒子多位翻转效应的可行性.FPGA的多位翻转依据其物理位置关系的不同分为3种类型:同帧同字节、同帧相邻字节和相邻帧.针对Virtex-ⅡFPGA分别进行脉冲激光与重离子的单粒子多位翻转效应的测试,对比脉冲激光和重离子在Virtex-ⅡFPGA产生多位翻转的类型、多位翻转的物理位置关系.结果表明,脉冲激光触发的Virtex-ⅡFPGA的多位翻转物理位置关系与重离子相同,对比脉冲激光与重离子的饱和翻转截面发现,应用脉冲激光和重离子得到的Virtex-Ⅱ饱和翻转截面基本一致,表明脉冲激光可模拟重离子研究Virtex-ⅡFPGA的多位翻转效应.
69.掺杂活性炭的混凝土试块氡析出率变化及其机理研究
- NIU Fa-fu;牛法富;ZHANG Lei;张磊;ZHANG Yong-gui;张永贵;YANG Jin-min;阳金珉;GUO Qiu-ju;郭秋菊
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：建筑材料是高层建筑室内和某些特殊场所环境中氡气的主要来源,降低建材氡析出率是从源项上降低室内氡浓度的有效途径.针对通过在建材中掺杂活性炭来降低建材氡析出率的方法,本研究对掺杂不同含量(质量分数为0％～2％)活性炭的混凝土试块氡析出率进行了实验测量,结果表明:混凝土试块的氡析出率随活性炭掺杂量的增加而降低,二者有明确的负相关关系;活性炭掺杂量为1.37％时,混凝土氡析出率可降低到未掺杂活性炭时析出率的35％左右.为探讨掺杂活性炭后混凝土氡析出率降低的物理机制,对掺杂不同含量活性炭的混凝土建材进行了孔隙度测量,测量结果排除了活性炭颗粒堵塞混凝土内部空隙的可能性;综合考虑其他影响因素,最终断定活性炭对氡的吸附作用是造成混凝土氡析出率降低的主要原因.在此基础上根据活性炭的吸附特性,通过建立数学模型及计算,结合实验测量结果拟合得到了活性炭降低建材氡析出率的经验公式.
70.RESRAD程序在极低放废物填埋场辐射影响评价中的应用研究
- LIU Ai-hua;刘爱华;HUANG Dan;黄丹;JIA Chuan-zhao;贾传钊;SHEN Hai-bo;沈海波;HUANG Ke-dong;黄可东
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：运用RESRAD程序对开放利用国内某极低放废物填埋场的辐射影响进行了评价.简述了RESRAD程序的基本原理、子模型和计算方法,分析了RESRAD程序场址特定参数的选取和处理.选定“农业居民用”情景,计算了填埋场关闭后进行开放利用对居住者的辐射剂量,并进一步分析了关键照射途径和关键核素.结果表明,开放利用这一特定填埋场,居住者最大年有效剂量为0.003 mSv,是全球公众天然本底辐射剂量平均值的0.13％.短寿命放射性核素对剂量贡献很小;阻滞系数小的中长寿命放射性核素对剂量贡献大,且主要通过地下水途径对居住者进行照射;加强室内通风是减小氡辐射剂量的有效方式.
71.基于处置的放射性废物的分类方法应用研究
- PANG Jin-xin;逄锦鑫;YUE Wei-hong;岳维宏
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：对放射性废物进行分类管理,能有效减少最终处置的废物量,减轻营运单位的负担,并减少对环境的影响.废物分类方法有很多种,将废物分类与处置联系起来是国际原子能机构建议的优选分类方法.本文以中国原子能科学研究院(原子能院)为例,通过研究国内外的废物分类体系,分析原子能院产生的废物的特点,提出了以处置为中心的废物分类建议,将废物分为豁免废物、极短寿命废物、极低水平废物、低中水平放射性废物和α废物5类;同时研究提出了原子能院全过程废物信息管理要求.
72.SPRR-300堆生物屏蔽层活化情况调查
- XIA Wen-you;夏文友;HUANG Xian-guo;黄宪果;SU Rong-bo;苏容波;ZENG Jun-hui;曾俊辉;LI Tao-wen;李涛文;WU Zhong-yi;吴中义
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：反应堆生物屏蔽层是反应堆退役阶段的重要源项之一.通过建立计算模型,使用MCNP和ORIGEN2程序计算获得了SPRR-300堆生物屏蔽层的活化情况.为校核理论计算结果,对SPRR-300堆生物屏蔽层混凝土进行了取样分析.取样分析结果与理论计算结果较为一致,证明了理论计算模型的准确性.通过对取样分析结果进行拟合,获得了SPRR-300堆生物屏蔽层针对60Co核素的活化厚度,即1.1m高度处的活化厚度为840mm,1.5m高度处的活化厚度为680mm.
73.车载中放废液运输贮罐装置的验证与仿真分析
- CHU Li-li;初丽丽;LV Hai-lei;吕海雷;ZHANG Cun-ping;张存平;LI Mei-shan;李美山;TANG Wen-tao;汤文涛
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：为了验证并分析车载中放废液(ILW)运输贮罐装置在机械性能、辐射防护等方面的安全性,本文通过理论计算和软件仿真分析等方法,对该装置机械性能方面的主要技术参数和辐射防护方面的屏蔽效果进行验证和分析,结果表明:该装置的壁厚、盖厚和焊缝应力满足钢制压力容器国家标准(GB150.3-2011)的要求,其屏蔽效果能满足该装置技术规格书的要求,主筒体及封头的应力分布是均匀的,且壳体变形位移在允许范围内,该装置在机械性能和辐射防护方面是安全可靠的.
74.D-T中子管屏蔽过滤系统设计
- ZHAO Kuo;赵括;GUO Hui-ping;过惠平;WANG Hong-chao;王洪超;WEI Zhi-hao;魏志浩;LV Ning;吕宁;BAO Wei-hong;鲍卫红
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：中子监测是辐射场所监测的常规项目之一,提高辐射监测仪的标校技术在确保监测质量方面显得尤为重要,针对辐射监测仪受现场和工作条件限制不能上溯至较高的国家计量标准进行校准的问题,提出了贮存场所辐射监测仪现场标校技术研究.为获得单能中子源,实现涉核场所的现场标校,分析了D-T中子管的结构特点和中子源特点,采用蒙特卡罗方法模拟了典型材料与不同能量中子的作用效果,将多层屏蔽材料进行组合优化,得到了屏蔽中子管中子源的最佳方案.在此基础上,设计了锥形准直过滤结构,利用蒙特卡罗方法模拟了准直结构作用效果.结果表明,锥形准直过滤结构可获得单色性能较好的14.1 MeV、0.18 MeV和热中子等单能中子,为现场标校提供了多个单能源.
75.基于micro-CT图像的骨复合体素模型建模研究
- REN Li;任丽;QIU Rui;邱睿;WU Zhen;武祯;LI Jun-li;李君利
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：已建立的人体体素模型中,骨松质均采用均匀模型代替,使骨剂量的计算精度受到影响.目前国际上利用白种人骨松质的NMR、micro-CT图片开展了骨微观模型的建模及剂量学研究,但我国尚未开展这方面的研究.本文利用micro-CT成像,建立了基于中国人骨松质的骨微观模型,同时与已建立的中国成年男性参考体素模型中的宏观骨模型相结合,建立了骨复合体素模型.利用该模型初步计算了骨盆骨小梁体源、骨小梁面源和红骨髓源对骨内膜的电子吸收分数.计算结果显示,基于中国入骨松质的骨微观模型计算的吸收分数曲线变化趋势与白种人的计算结果一致,最大差异分别为5.7％、1.4％和2％.
76.中国女性参考人曲面模型的光子有效剂量转换系数计算
- LIANG Xiao;梁潇;LIU Chun-yu;刘春雨;DONG Liang;董良;YANG Zhi-da;杨志达;ZHOU Jie;周杰;WANG Jun-ling;王俊玲;LUAN Xiu-chun;栾秀春
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：本文基于人体断层解剖图像,根据所建立的中国女性参考人曲面模型和体素模型,采用MCNP计算了6种标准照射方式下光子在0.01～10 MeV能量范围内20个能量点的光子有效剂量转换系数,并对曲面模型和体素模型的计算结果进行了比较.结果表明;在不同照射方式下曲面模型和体素模型的光子有效剂量转换系数的变化趋势基本一致,大部分能量点其差异在10％之内.光子有效剂量转换系数的差异主要是由于模型器官的位置和质量对剂量有一定影响,在低能级下差异较为明显.
77.pu4+在人体血浆中分布的计算机模拟研究
- DENG Bing;邓冰
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：建立了由多种金属离子和小分子配体组成的多相人体血浆热力学平衡模型,并用该模型模拟研究了Pu4+在血浆中的形态分布及二乙三胺五乙酸(DTPA)和CO32-、Citrate3-浓度对细胞液中pu4+形态分布的影响.结果显示,血浆中的低浓度pu4+易以Pu(OH)4(1)的形态蓄积在肝脏中,钚浓度升高则形成沉淀Pu(OH)4 (s),难以排出体外.在DTPA浓度为2.5×10-5 mol/L时,血浆中水溶性小分子[Pu(OH) DTPA]2-含量达到最高并保持稳定.酸性条件下随着Citrate3-浓度的升高,血浆中pu4+与Citrate3-结合形成可溶性的[PuCitrate2]2-和[PuCitrate]+的离子化合物.DTPA浓度大于4.6×10-5 mol/L时,血浆中的DTPA以与Ca2+、Mg2+结合形成的[CaHDTPA]2-、[Ca2 DTPA]-、[CaDTPA]3-、[MgHDTPA]2-、[MgDTPA]3-小分子结合态为主.
78.β粒子腋臭治疗仪的研制
- CAI Shan-yu;蔡善钰;LI Zhi;李治;LIU Yun-sheng;刘运生;TENG Ke-zhi;滕克治;WANG Ding-quan;王丁泉
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：研制了一种专门用于治疗腋臭的新型近距放疗仪,即β粒子腋臭治疗仪,又称β粒子腋臭敷贴器.该治疗仪由照射器、护持器、屏蔽罩、升降器、控制器和治疗车组成,利用设置在照射器内的90Sr/90Yβ放射源对患者腋窝下的大汗腺实施全覆盖敷贴治疗,达到消除腋臭的目的.初步临床试验表明,无论是直接进行大汗腺照射,还是术后残留大汗腺的辅助照射均取得了确切疗效.该治疗仪为腋臭患者提供了又一种非手术、无痛苦、无创伤的治疗手段,且具有安全、有效、简便和操作自动化等特点.
79.改进的AHP法在辐射防护最优化中的应用
- WANG Chuan;王川;ZHANG Jian-guo;张建国;YU Lei;于雷
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：针对传统AHP法的不足,本文应用改进的AHP法建立了层次结构模型.将该模型应用于辐射防护最优方案选择中,并与传统AHP法进行了比较.结果表明:改进后的AHP法减少了人为判断的主观性,计算过程简洁可靠,可为辐射防护最优化提供科学依据.
80.中子场及γ射线自吸收在PGNAA测量中的影响研究
- CHENG Can;程璨;JIA Wen-bao;贾文宝;HEI Da-qian;黑大千;SHAN Qing;单卿;LING Yong-sheng;凌永生;ZHANG Yan;张焱
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：在中子活化瞬发γ射线分析(PGNAA)技术测量中,被测样品内部中子场分布及γ射线自吸收对测量结果有一定影响.针对一套水溶液样品中有害元素的检测装置,通过对两种效应统一考虑并进行了理论计算,建立了一套相应的理论修正模型,并将其应用于检测装置的蒙特卡罗模拟计算结果中.结果表明,经该理论模型修正后,样品中中子场分布及γ射线自吸收对分析结果所造成的影响得到了显著改善.
81.单晶钨高温长期服役下的显微组织演变行为
- HUANG Hong-tao;黄洪涛;ZHENG Jian-ping;郑剑平;WEI Yong-feng;魏永峰;CHEN Sheng-jie;陈圣杰;WANG Zhen-dong;王振东;TAN Cheng-wen;谭成文
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：本文利用电子背散射衍射技术(EBSD)以及金相显微技术研究了热离子能量转换器发射极表面单晶钨涂层高温下服役1000 h的显微组织演变行为.研究结果表明,化学蚀刻后单晶钨涂层的蚀刻形貌与晶面指数具有——对应关系,{110}晶面表面为平行排列的台阶结构,{112}晶面表面为较为规则的立方体形,且层层相叠.服役后发射极单晶钨涂层表面蚀刻形貌沿轴向存在不均匀现象,与中间部分相比,端部蚀刻形貌保持相对完整.在发射极单晶钨涂层表面观察到小晶粒带,小品粒平均尺寸约为200μm.也出现一些棱角不太分明没有完全突出且尺寸较小的亚晶,小品粒尺寸比亚晶尺寸大.小晶粒表面指数并不是唯一的,没有明显的择优取向,但小晶粒和基体的取向差角均小于30°.
82.热老化下RPV模型钢中溶质析出机理的原子尺度模拟研究
- JIA Li-xia;贾丽霞;HE Xin-fu;贺新福;YANG Wen;杨文
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：压力容器是压水堆核电站全寿期不可更换的关键部件,决定着核电站的安全和寿命.本文利用分子动力学和蒙特卡罗方法研究了热老化下压力容器模型钢FeCu0.5Ni0.8Mn1.5中溶质析出机理.模拟结果表明:热老化后,富铜沉淀物会析出,同时晶界上会有合金元素Ni、Mn析出;Ni、Mn等合金元素的晶界析出会增强晶界结合能.
83.压水堆核电站硅含量异常升高原因分析
- CAO Lin-yuan;曹林园;TIAN Jue;田珏;XIN Chang-sheng;辛长胜;WANG Hui;王辉
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：采用静态浸泡法研究了玻璃纤维滤芯在硼锂水溶液中SiO2的浸出行为及浸出机理,探讨了温度、pH值、过滤精度对SiO2浸出行为的影响.实验结果表明:SiO2浸出率随浸泡时间的延长而迅速减小,60d后逐渐趋于稳定值,表明滤芯表面生成一层胶体保护膜.浸出速率随温度的升高显著增大,过滤精度为0.6μm的滤芯在浸泡最初的4d,298 K时的浸出速率(0.0098g/(m2·d))较343 K时的浸出速率(0.204 g/(m2·d))约低1个数量级,说明SiO2浸出过程不是单一的离子扩散反应或网络溶解反应,而是两者共同参与或多种机制共同控制的复杂过程;相同条件下,玻璃纤维的过滤精度越高,浸出SiO2的速率越大.
84.应用于压水堆的钍铀燃料循环经济性分析
- FAN Li;范黎;SUN Qian;孙茜
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：以大亚湾1号机组为参考堆型,使用经验证的程序计算分析20年运行中,分别采用铀燃料循环和钍铀燃料循环所对应的燃料循环成本.计算结果表明:如果采用后处理模式,则钍铀燃料循环经济性优于铀燃料循环.若天然铀价格高于120$/磅U3O8,则钍铀燃料循环一次通过模式下的燃料循环成本高于后处理模式下对应的成本,因此,若天然铀价格持续处于高位,采用后处理模式的钍铀燃料循环将更具经济优势.
85.AP1000机组MR40转运容器结构设计
- WU Jie;吴捷;GAN Di;甘谛
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：MR40转运容器专门用于抓取和转运AP1000机组水回路系统中产生的放射性废过滤器芯.本文结合抓取对象的结构形式和操作工况等要求,给出了1套设备的结构设计方案,采用1套带有提升机构的无动力自重式机械抓具的铅容器来满足废过滤器芯的抓取和辐射防护等要求,并进行了相关的辐射防护和力学计算.最终,设备制造完成后顺利完成了各项试验,证明该结构设计满足使用要求.
86.中核运行秦二厂第二循环堆芯燃料管理的优化与改进
- DAI Qian-jin;代前进;PAN Ze-fei;潘泽飞;ZHAN Yong-jie;詹勇杰;YE Guo-dong;叶国栋;WANG Cong-mei;汪聪梅
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：在反应堆工程设计上,第二燃料循环堆芯燃料管理设计的限制较多,设计困难较大,在很大程度上制约了电厂经营管理者对燃料循环长度的要求.通过对中核运行秦二厂第二燃料循环堆芯燃料管理策略的不断优化和改进,在其4台机组满足安全限值的要求下,实现了电厂年度换料的经营管理要求,提高了燃料使用效率和电站的经济性.对秦二厂第二燃料循环堆芯燃料管理策略改进的成功实践可为其他电厂提供借鉴.
87.用于LBLOCA试验的模拟燃料棒的设计
- XU Qian;许倩;ZHANG Pei-sheng;张培升;JI Song-tao;季松涛
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：介绍了用于堆外大破口失水事故(LBLOCA)试验的模拟燃料棒的结构设计,阐述了内部电加热、红外加热和包壳管直接加热3种加热方式的优缺点.对电加热元件功率、预充压、几何等重要设计参数的选取进行了研究.本文工作为堆外LBLOCA试验的开展提供了技术基础.
88.基于Unscented卡尔曼滤波器的反应堆周期计算算法研究
- XIONG Hua-sheng;熊华胜;LI Duo;李铎
- 《北京核学会第十届（2014）核应用技术学术交流会》 | 2014年
摘要：基于Unscented卡尔曼滤波器(UKF)对反应堆周期的计算算法进行了研究,给出了相应的反应堆周期计算算法,并使用仿真和实验数据对算法进行了验证.结果表明:提出的基于UKF的反应堆周期算法是可行的,可较好地抑制噪声对反应堆周期估算的影响,从而复现信号的本来特征.