摘要：铌、钽作为稀有贵金属,因其优良的物理性质和稳定的化学性质,在高精尖器械及军事装备领域被广泛应用。我国铌钽资源丰富,多为共伴生矿床,与多种金属矿物共存,具有较高的综合利用价值。针对铌钽精矿中铀、钍及稀土资源分离及回收问题,采用HF-H_(2)SO_(4)混酸法优先提取铌、钽,同时将铀、钍及稀土富集于渣中。本研究应用单因素试验法研究了铌、钽的浸出规律,并讨论了过程机理及其动力学。结果表明,使用高浓度HF,提高HF、H_(2)SO_(4)用量有利于铌、钽的浸出,减小矿石粒径、提高温度和延长浸出时间均能提高铌、钽浸出率。获得的最优浸出参数如下:HF浓度40wt%、HF用量1120 g/kg、H_(2)SO_(4)用量392 g/kg、平均粒径-25μm(75%)、浸出温度80℃、浸出时间4 h。此条件下铌浸出率大于98%,钽浸出率大于97%,铀、钍及稀土保留在渣中,渣中富集率达3.0~4.2。动力学研究表明,铌、钽的浸出过程符合收缩核模型,并属于混合控制类型,铌、钽的表观活化能分别为34.00和36.26 kJ/mol。该方法有效提取了铌、钽并对其余有价元素进行富集,为后续分离提纯工艺的设计奠定基础。

摘要：正电子发射断层扫描(PET)是一种功能性核医学成像设备,已广泛应用于临床检验和临床前研究。其核心探测器主要采用闪烁晶体阵列耦合光电器件阵列的模块化设计。该类型探测器需要对其泛场图像进行分割,制作晶体位置查找表。本文开发了一种针对双层错位的DOI-PET探测器的泛场图像晶体响应中心自动识别和分割算法。基于奇异值分解和均值漂移的算法实现顶层晶体中心的识别;基于自组织映射(SOM)神经网络的算法和均值漂移实现底层晶体中心的识别;采用基于欧氏距离的算法,实现了泛场图像晶体单元的分割。将本文所开发的算法用于整环(48张)PET泛场图像,晶体模块中心识别的准确率为99.34%,完成分割整张泛场图像的平均耗时为101 s。测试结果表明,本文所开发的泛场图像晶体响应中心自动识别和分割算法适用于双层错位的DOI-PET探测器,算法鲁棒性强、准确率高、运算速度快。

摘要：该文选用了一种现有的大动物单光子发射断层成像(single photon emission computed tomography, SPECT)探测器架构,在此基础上对其中的准直器系统进行了参数设计。通过理论计算视野(field of view, FOV)中心点的空间分辨率和探测效率以及投影交叠比例并设置一定约束条件,选出了6组设计方案作为评估对象,并利用了一种性能评估方法,通过计算选定像素的局部脉冲响应的对比度恢复系数(contrast recovery coefficient, CRC)和方差,对6组不同准直器设计方案进行了评估,给出了最优化的设计方案,并通过热圆柱模型的数值模拟成像实验对该设计方案进行了成像效果验证。理论计算和数值模拟结果表明:该设计方案在满足视野中心探测效率不低于0.03%的情况下,热圆柱成像空间分辨率不低于3.0 mm,达到了技术指标要求。

摘要：单光子发射计算机断层成像技术(SPECT)是放射性核素心脏显像重要的成像手段之一。受传统SPECT的平行孔准直器的灵敏度和空间分辨率的影响,SPECT心脏成像的图像质量不佳。本文在临床SPECT系统的双探头基础上,通过设计高灵敏度、高空间分辨率的多针孔准直器,取代传统的平行孔准直器,实现高性能的心脏成像。通过解析计算对系统性能进行了评估,结果表明:中心灵敏度为0.038%,空间分辨率为1 cm,优于传统的平行孔SPECT。基于数值模拟的心肌成像实验,获得了高质量的心肌重建图像,证明了基于多针孔准直器心脏SPECT成像的设计可行性。

摘要：铍是核反应堆内的重要反射层材料,其辐照后的尺寸变化对反应堆的安全性具有重要的影响。为获得铍组件堆内长期服役后的尺寸变化,以对其堆内的服役性能评价提供基础数据,设计并加工了一套高放样品远程转运平台,使用三坐标测量机完成了绵阳SPRR-300堆内铍组件的尺寸变化测量实验。实验测量结果表明,SPRR-300堆的铍组件在服役29 a后,在最高中子通量高达6.78×10^(21)cm^(-2).的辐照环境下,铍组件外形尺寸总体上保持良好,截面有微量的收缩变形,最大形变约0.13 mm,这表明在长期中子辐照环境下,辐照蠕变是导致铍组件尺寸变化的主要原因。

摘要：应用MCNP程序模拟设计了一套11MeV质子回旋加速器的自屏蔽体。该自屏蔽体由慢化层和吸收层两个部分组成。首先通过源项分析得到了本次屏蔽设计的中子能谱及其角分布,再通过材料效果的模拟对比确定了慢化层材料为聚乙烯和吸收层材料为含硼聚乙烯,最后给出了配备该自屏蔽体后的加速器机房的预评价设计。

摘要：基于离散纵标方法(SN)的三维中子/光子输运模拟程序因计算量大、计算时间长,难以很好地满足实际工程应用需求。本文基于几何区域剖分方法,在并行自适应结构网格应用支撑软件框架(JASMIN)上通过重新设计底层数据结构、功能模块并组装计算流程,实现了遗产程序的并行重构,提高了程序效率,拓展了计算大规模物理问题的能力。针对外源和临界计算两类典型问题,利用遗产程序自带测试例题和国际基准题验证了重构后并行程序的正确性。在可扩展性测试中,512个处理器核上模拟数亿自由度临界问题时,并行效率可达37.07%。

摘要：使用JMCT(J Monte Carlo Transport Code)对来自MIT的全堆芯pin-by-pin精细建模的国际基准模型BEAVRS的热零功率(HZP)状态进行了模拟计算,并与测试数据进行了对比和分析.比较的物理量包括临界本征值、控制棒价值、反应性温度系数、轴向积分的全堆探测器测量值和不同位置四个组件轴向相对功率密度分布.HZP状态下不同控制棒位置插入和硼浓度的临界本征值计算,JMCT结果与理论值1.000的误差小于0.2%,控制棒价值计算结果与测量值符合.JMCT对轴向积分的探测器径向相对功率分布和四个组件的轴向归一化的探测器的计算结果与测量值进行了比较和分析,计算结果与测量值一致,同时清晰地展示了模型增加格架后,轴向功率曲线在相应位置出现下凹的现象.此外,JMCT给出了轴向积分的组件径向相对功率密度分布和轴向相对功率最大处(Z轴位置)的pin径向相对功率密度分布,并与国际知名程序MC21结果进行了对比,两个图像都符合得非常好.随着计算机与并行计算的高速发展,蒙特卡罗程序开始从传统的反应堆校验工具向反应堆设计工具转变.

摘要：为深入研究Cr涂层对锆合金包壳管力学行为的影响,采用电弧离子镀膜技术在锆合金包壳管表面制备不同厚度(15,25,35μm) Cr涂层,通过环向拉伸与环向压扁2种应变形式的力学试验,对比无涂层与具有不同厚度Cr涂层的锆合金包壳管抗拉强度与延伸率等力学性能的差异;通过拉伸断口与压扁截面的宏观及微观表征,分析不同厚度涂层的开裂行为。结果表明:涂层影响锆合金包壳拉伸断口的扩展路径及基体初始裂纹的萌生,并以此导致抗拉强度的上升与延伸率的下降。较厚的涂层断口扩展路径更短,延伸率降幅更大。综合涂层对包壳管抗拉强度、延伸率及断裂行为的影响规律,Cr涂层厚度在低于25μm的范围内具有更好的力学性能。

摘要：针对第三代核电厂反应堆堆腔耐高温中子屏蔽需求,由于当前国内外的材料均无法满足设计要求,急需开发一种耐高温的中子屏蔽材料。本文以耐高温的苯基硅树脂及苯基含氢硅油为基体材料,以碳化硼粉末为中子吸收体,制备出一种耐高温中子屏蔽复合材料并着重探讨了复合材料的耐热性能及不同苯基含量的影响。热重分析(Thermal Gravimetric Analysis,TGA)研究表明:随着苯基含量的升高,复合材料的热失重逐渐减小,5%失重率时的温度高达487℃;利用热老化烘箱经300℃条件下500 h的耐热试验,材料失重率低于10%,说明该材料具有较好的耐高温性能,为核能等辐射屏蔽领域提供了一种耐热性能优异的中子屏蔽材料,有望得到进一步的工程应用。