核保障

摘要： 二次离子质谱(SIMS)测定铀微粒同位素比时,邻近微粒间可能产生干扰.在IMS-6f型SIMS上开展U350和U0002铀微粒在不同间距、不同测量顺序下铀同位素比测量研究,结果表明,微粒间距超过22 μm(U350)和35 μm(U0002)时,微粒的234U/238U、235U/238U、236U/238U测定结果与标称值相符;相同间距时,丰度低的微粒比丰度高的微粒受到的干扰严重,安全距离也更大;同一距离下,后测量的微粒比先测量的微粒受到的干扰严重,形貌疏松、尺寸小的微粒比密实、尺寸大的微粒受到的干扰严重.由已知两种丰度微粒计算得出的线性组合系数K4(234U/=238U)、K5 (235U/238U)和K6(236U/238U)是否相近可以作为可疑混合微粒的判断准则.采用微操作进行单微粒剥离是消除相邻微粒干扰的有效方法.该工作为SIMS分析过程中有邻近微粒干扰时,发现、处理和排除可疑混合微粒数据,准确测量铀微粒同位素提供了参考.

摘要： 美军的指导性文件要求,核保障是为部队稳定、可靠地供应核弹头,确保所有核工作与操作安全的一整套作战和技术组织措施。核保障的作用、地位、任务和发展方向,在美2018年版《核态势审议报告》、2019年版《核作战条令》以及国防部、能源部的其它文件中,都做出了明确规定。

摘要： 铀-236是一种重要的人工放射性核素,是三种天然铀同位素之外可以应用在环境示踪、核应急、核取证以及核保障中的一种铀同位素.人工236U主要是由核燃料235U经过中子照射后吸收中子产生,因此,不同"年龄"阶段核燃料中的236U和其他同位素的比值(指纹特征)截然不同.同时不同反应堆类型中相应指纹特征也不尽相同.通过监测核燃料、可疑核材料以及环境样品中不同236U/238U、236U/235U同位素比值等指纹特征即可确认反应堆运行状况、追溯核材料来源出处,甚至可以开展放射性核污染物在环境中的迁移模拟等问题.铀-236属于低丰度同位素,其在核样品和环境样品中含量极低,因此,精确测定其同位素比值对236U在环境示踪、核应急、核取证以及核保障中的应用尤为重要.本综述中,作者总结了近年来痕量236U测定时样品前处理和检测分析技术的发展,尤其着重于236U同位素比值的质谱检测技术的发展,以及236U在核保障和环境中的示踪应用的研究进展.最后,对痕量236U检测和应用方面的研究提出展望.

摘要： 综述了核保障活动中通用的富集度仪原理分析法、多组铀分析法(MGAU)和多效固定能响应函数分析法(FRAM)等测量铀富集度的γ能谱法进行对比分析,确定三种方法的适用测量范围及样品富集度、均匀性、几何形状和容器等因素对三种方法测量性能的影响.

摘要： 国际原子能机构(IAEA)建立了比较完整的核保障体系并不断加以完善,以确保有能力核查保障协定所涉核材料所作申报的正确性和完整性.本文对IAEA核保障技术的建立和发展情况进行了描述.国内在核保障技术方面做了大量研究.建立和完善的针对不同对象的核材料非破坏性分析技术和破坏性分析技术在核材料管制中得到应用;在实体保护方面研发了封记技术,防伪胶粘封记与光纤电子封记已得到应用;建立了系列环境样品分析方法,其中微粒分析技术能力通过IA EA认证,微粉分析实验室正式纳入IAEA微粒分析网络实验室.对IAEA保障技术的发展趋势进行了分析,提出了核保障技术发展的建议.

摘要： 文章研究了国际原子能机构保障视察员的视察工作流程,剖析了IAEA核保障监督视察工作标准化体系的主要内涵,得到了进一步完善我国核材料管制视察工作标准化的启发,有利于我国核材料管制水平的整体提升.

摘要： 介绍了γ谱法无损测定高浓铀材料中放射性杂质的分析方法.该方法使用便携式高纯锗γ能谱仪测量高浓铀材料的γ能谱,结合放射性衰变平衡理论计算,获得了高浓铀材料中铀同位素衰变子体的质量百分含量.实验结果表明:对于存放30 a的高浓铀材料,可检测出234 U、235 U和238 U衰变产生的19种放射性子体,可测量质量百分含量低至10-17％的某些放射性子体.该方法测量结果与理论值能较好吻合,可用干高浓铀材料溯源分析研究.

摘要： 核保障光纤电子封记是核材料衡算与控制的重要技术手段之一.该封记属于主动封记,与被动封记相比该封记具有可重复使用和连续记录监视期间发生事件的日期、时间的功能.该封记利用光纤传输信号、单片机记录光信号的输入输出时间、USB通讯方式实现单片机同上位机的数据传输,以及通过专门的加密方式读入数据并存储在相应的数据库中以实现封记数据管理.经过长达两年的室外测试,该封记系统可经受大风、雪、雾等天气的考验,运行正常.测试结果表明,核保障光纤电子封记已经具备在核设施现场使用的能力,可用于现场视察减少视察的频率和工作量,降低视察的费用,避免人员遭受大剂量的辐照.本文叙述了核保障光纤电子封记研制和测试的主要结果.

摘要： 在核保障领域,铀富集度是一项重要核查指标.本文提出了一种通过分析235U、238U和228 Th(232U的衰变子体)的特征γ能峰拟合相对探测效率曲线确定铀富集度的方法,编写了铀富集度分析程序.用HPGe探测器对两种化学形态、富集度范围为1.8％～90.2％的铀样品进行了重复性测量.结果显示,富集度的测量分析值与标称值的相对偏差小于3％.%Uranium enrichment is recognized as a significant target of verification in nuclear safeguards.A method for uranium enrichment determination by analyzing gamma peaks of 235U,238U and 228Th (daughter of 232U) to calibrate relative detection efficiency was described.A code to verify the method by analyzing the spectrum was written.A HPGe detector was used to measure two types of uranium samples with enrichment ranging from 1.8％ to 90.2％ repeatedly.For the samples measured,the uranium enrichments are determined with an accuracy of about 3 ％.

摘要： 光子通过吸收物质时可能被吸收，也可能对物质的原子激发。文章讲述利用光子与原子之间的这两种特殊反应 所开发的K边界吸收(KED)技术和X荧光分析(XRF)技术，以及二者结合发展成的混合式KED/XRF(HKED)技术，核保障中将其应用于测量溶液样品中铀、钚元素浓度。文中详细介绍了各方法的原理、应用范围及测量精确度和优缺 点，该技术是IAEA保障监督过程中最常用无损分析方法之一，被广泛应用于核燃料后处理厂，具有测量速度快，分析 结果准确，不产生二次废物等优点。

摘要： 核保障技术是伴随着国际核保障体系的发展而逐渐发展完善的.国际核保障的主要目的是防止核武器的扩散,确保国际原子能机构提供的援助不得用于任何军事目的.由此需要对核材料生产、贮存和运输过程中实施全面的保障监督,既通过衡算和核实,以及采用实物保护保护实现上述目的。

摘要： 擦拭样品的微粒分析是国际原子能机构(IAEA)环境监测中的关键技术.铀浓缩设施是核保障重点监测对象和主要的擦拭取样点。UF6气体与空气中的水汽迅速反应水解生成氟化铀酰微粒。U02 F2中的氟元素在空气中随着时间缓慢脱去，紫外照射和升温均会加速U02 F2微粒分解脱氟。为探索紫外照射对U02 F2微粒分解脱氟的影响，首先在实验室中制备了U02 F2微粒，探索采用SEM/EDX方法分析经不同紫外照射时间后的U02 F2微粒中的F/U比变化，并优化了分析条件。在选定条件下，对不同材料表面的U02 F2微粒经不同紫外照射后的F/U比变化，没有明显规律，后续研究中需要进一步改进实验条件或探索采用其他测量方法。

摘要： 核查封记技术是国际核保障中一项非常重要的技术。本文对电子光纤封记的工作原理进行了研究，明确了电子光纤封记的原理，并针对其可能存在的脆弱性，提出了无痕解封的技术关键。

摘要： 鉴别测量未知放射性核素在核保障中是十分必要的。本文介绍了用γ能谱法鉴别测量放射性核素的基本原理，初步探讨了定量测量的主要影响因素，鉴定了铝块样品中未知放射性核素种类及其量。经一定时间间隔后，再次测量该样品的结果与理论推算值一致。验证了本方法是可靠的。

摘要： 针对核武器和核保障核查中大体积多层结构的复杂源项的测量特点,建立了一套相对转换系数法,通过γ能谱分析,可得到核材料的丰度、相对质量及储存时间等信息,并完成了初步的实验验证.

摘要： 采用CZT探测器、数字谱仪、准直器等组成了一套便携式CZT探测器铀富集度测量装置.该装置主要用于对铀丰度进行现场实验测定,以便确定铀浓缩厂相应铀产品丰度符合规定要求,没有违约产品的生产.实验研究中,对几类产品容器、多种丰度产品进了刻度测量,对容器厚度进行校正,建立了CZT探测器针对铀浓缩厂物料容器及取样器中UF6物料铀丰度的测量方法.现场测量结果表明,铀丰度测量结果相对偏差小于3%,方法简单可靠,装置简便,能满足核材料保障监督和核设施现场测量中的需求.

摘要： 采用CZT探测器、数字谱仪、准直器等组成了一套便携式CZT探测器铀富集度测量装置.该装置主要用于对铀丰度进行现场实验测定,以便确定铀浓缩厂相应铀产品丰度符合规定要求,没有违约产品的生产.实验研究中,对几类产品容器、多种丰度产品进了刻度测量,对容器厚度进行校正,建立了CZT探测器针对铀浓缩厂物料容器及取样器中UF6物料铀丰度的测量方法.现场测量结果表明,铀丰度测量结果相对偏差小于3%,方法简单可靠,装置简便,能满足核材料保障监督和核设施现场测量中的需求.

摘要： 采用CZT探测器、数字谱仪、准直器等组成了一套便携式CZT探测器铀富集度测量装置.该装置主要用于对铀丰度进行现场实验测定,以便确定铀浓缩厂相应铀产品丰度符合规定要求,没有违约产品的生产.实验研究中,对几类产品容器、多种丰度产品进了刻度测量,对容器厚度进行校正,建立了CZT探测器针对铀浓缩厂物料容器及取样器中UF6物料铀丰度的测量方法.现场测量结果表明,铀丰度测量结果相对偏差小于3%,方法简单可靠,装置简便,能满足核材料保障监督和核设施现场测量中的需求.

摘要： 采用CZT探测器、数字谱仪、准直器等组成了一套便携式CZT探测器铀富集度测量装置.该装置主要用于对铀丰度进行现场实验测定,以便确定铀浓缩厂相应铀产品丰度符合规定要求,没有违约产品的生产.实验研究中,对几类产品容器、多种丰度产品进了刻度测量,对容器厚度进行校正,建立了CZT探测器针对铀浓缩厂物料容器及取样器中UF6物料铀丰度的测量方法.现场测量结果表明,铀丰度测量结果相对偏差小于3%,方法简单可靠,装置简便,能满足核材料保障监督和核设施现场测量中的需求.

摘要： 本发明公开了一种数字式核探测器的状态评估与保障维护方法及系统。使用本发明能够在不增加额外的硬件电路的情况下，给出了核探测器的评估和保障维护的量化指标，能够实现在线监控并作出有效的预期，降低核探测器的使用与维修成本，提升核探测器的可靠性、稳定性和可用度。本发明首先设置探测器的类型属性参数，确定探测器的待评估的性能特征参数，采集与待评估的性能特征参数相关的数据并生成列表式数据；然后利用列表式数据计算得到核探测器的当前性能特征参数；然后结合历史数据，分析评估探测器的当前性能水平及其变化趋势，获得当前健康状态的量化指标，最后根据量化指标状态给出探测器的保障维护辅助决策。

摘要： 本发明属于核电站设计技术，具体涉及核电站核废物厂房工艺用全年冷负荷节能保障系统。其结构包括通过冷却水供水总管、冷却水回水总管相连接的冷却塔和水冷冷水机组，所述的水冷冷水机组通过冷冻水供水总管和冷冻水回水总管与含水废物干燥器连接，所述的冷却水供水总管分别与连接液压站的冷冻水供水管路和冷冻水回水管路连接，其中，所述的冷却塔为闭式冷却塔，在冷却水供水总管和冷却水回水总管之间设有流量调节阀。本发明保障了核废物厂房工艺系统在各个季节的高效、节能运行。

摘要： 一种众核处理器及其核间通信的方法、主核和从核，其中，所述众核处理器核间通信的方法包括：从核在对应的共享交互区的数据区装填消息，之后利用核间中断通知主核；所述主核在收到所述从核发送的核间中断后申请共享缓存空间，若申请共享缓存空间失败则申请对应所述从核的预留缓存空间；所述主核从所述共享交互区获取消息并保存到申请到的缓存空间，之后所述主核释放所述共享交互区；所述主核处理所述消息，在处理完所述消息后，释放所述申请到的缓存空间。本发明的众核处理器及其核间通信方法不会造成消息丢失，提供了可靠的核间通信机制。

摘要： 本发明公开了一种电力系统蓄电池在线核容保障电路，包括电压采集回路、控制回路；所述电压采集回路包括控制单元、电压采集单元，控制单元与电压采集单元连接；所述控制回路包括直流接触器的常闭触点K1、肖特基二极管D1及继电器K2；所述常闭触点K1的一端、肖特基二极管D1的阴极与开关电源的正极连接，所述常闭触点K1的另一端、肖特基二极管D1的阳极与蓄电池组的正极连接；所述控制单元与继电器K2连接，所述直流接触器的常闭触点K1由控制单元与继电器K2控制开闭。

摘要： 本发明公开了一种数字式核探测器的状态评估与保障维护方法及系统。使用本发明能够在不增加额外的硬件电路的情况下，给出了核探测器的评估和保障维护的量化指标，能够实现在线监控并作出有效的预期，降低核探测器的使用与维修成本，提升核探测器的可靠性、稳定性和可用度。本发明首先设置探测器的类型属性参数，确定探测器的待评估的性能特征参数，采集与待评估的性能特征参数相关的数据并生成列表式数据；然后利用列表式数据计算得到核探测器的当前性能特征参数；然后结合历史数据，分析评估探测器的当前性能水平及其变化趋势，获得当前健康状态的量化指标，最后根据量化指标状态给出探测器的保障维护辅助决策。

摘要： 本发明属于核电站设计技术，具体涉及核电站核废物厂房工艺用全年冷负荷节能保障系统。其结构包括通过冷却水供水总管、冷却水回水总管相连接的冷却塔和水冷冷水机组，所述的水冷冷水机组通过冷冻水供水总管和冷冻水回水总管与含水废物干燥器连接，所述的冷却水供水总管分别与连接液压站的冷冻水供水管路和冷冻水回水管路连接，其中，所述的冷却塔为闭式冷却塔，在冷却水供水总管和冷却水回水总管之间设有流量调节阀。本发明保障了核废物厂房工艺系统在各个季节的高效、节能运行。

摘要： 一种众核处理器及其核间通信的方法、主核和从核，其中，所述众核处理器核间通信的方法包括：从核在对应的共享交互区的数据区装填消息，之后利用核间中断通知主核；所述主核在收到所述从核发送的核间中断后申请共享缓存空间，若申请共享缓存空间失败则申请对应所述从核的预留缓存空间；所述主核从所述共享交互区获取消息并保存到申请到的缓存空间，之后所述主核释放所述共享交互区；所述主核处理所述消息，在处理完所述消息后，释放所述申请到的缓存空间。本发明的众核处理器及其核间通信方法不会造成消息丢失，提供了可靠的核间通信机制。

摘要： 本实用新型涉及一种电力系统蓄电池在线核容保障装置，包括电压采集回路、控制回路和继电器K2，其中所述控制回路包括直流接触器的常闭触点K1、二极管D1；其中电压采集回路的一端用于与后备蓄电池组的负极、开关电源的负极、负载的一端连接；电压采集回路的另一端用于与后备蓄电池组的正极、直流接触器的常闭触点K1的一端连接、二极管D1的阳极连接；直流接触器的常闭触点K1的另一端、二极管D1的阴极用于与开关电源的正极、负载的另一端连接；所述直流接触器的常闭触点K1由电压采集回路及与所述电压采集回路串联的继电器K2控制。

摘要： 本实用新型提出一种核应急作业医学伴随保障箱，该保障箱的口袋放置标签、记录本和防护口罩外侧固定有手术剪和止血钳；箱体内部一层结构上设置的每个卡槽放置洗耳球、放射性沾染皮肤清洗液、个人剂量计、一次性注射器、一次性镊子、鼻咽拭子、促排灵注射液、采样袋、洗手刷、接水盘、冲洗液、试片、注射液、手电筒、雾化吸入器中的一种或几种；二层结构的每个隔断区域放置医用绷带、医用胶布、氯霉素眼药水、止血带、乳胶手套、签字笔、热释光剂量计、三角巾和烧伤纱布中的一种或几种。解决了急需研制一款核武器作业医学伴随保障箱，用于在核应急医学救援队到达之前伤员紧急处置的问题，本实用新型体积小、重量轻，便于携带；箱体设计便于使用。

摘要： 本实用新型公开了一种电力系统蓄电池在线核容保障电路，它包括：电压采集回路，所述电压采集回路与控制回路导线连接；所述电压采集回路包括数据分压模块、运算放大模块和MCU电路控制单元；数据分压模块与运算放大模块导线连接；运算放大模块与MCU电路控制单元导线连接；解决了现有技术的通信基站蓄电池组现有离线核容的可靠性差，安全性低，操作时间过长，蓄电池组脱离系统时间过长造成通讯基站系统的不稳定等技术问题。