摘要：衰变热在反应堆设计及安全分析中至关重要,目前计算衰变热主要基于行业标准和专用程序两种方法。通过对PWR燃料组件分别采用两种方法进行计算分析,相互验证了结果。详细分析了停堆不同时刻多种核素对衰变热的贡献,筛选出主要贡献者,为堆芯源项核素的选择提供参考。结果显示约50个核素即可包络停堆后100h^50a内95%以上的衰变热贡献。并对标准与程序结果的差异进行了分析,提出了标准适用范围的建议。

摘要：用于事故放射性后果评价的事故源项与堆芯源项密切相关,而通用的堆芯源项程序,如ORIGEN的计算结果包含几百个甚至更多的核素,如何在大量核素中筛选出重要核素,对于简便、准确地进行放射性后果评估具有重要意义。通过对事故后核素迁移至环境的跟踪,评价每个核素对最终放射性后果的贡献。结果显示30～50个核素的剂量贡献即可包络95%以上的剂量后果,这些核素可作为计算的基准,也是堆芯源项核素选择的依据。计算方法对剂量后果评价具有重要的参考价值。

摘要：按照合成新丰中子核￣（２３７）Ｔｈ的实验数据处理要求，设计了相应的数值方法和计算机程序，采用非迭代方法和随机搜索优化方法分解递次衰变曲线，得到了￣（２３７）Ｔｈ的半衰期，有关结果检验并支持了实验中合成￣（２３７）Ｔｈ的结论。

摘要：用低浓缩铀靶代替高浓缩铀靶辐照进行^(99)Mo、^(131)I等医用放射性核素生产是一个必然的趋势。本文利用输运计算程序DRAGON研究了靶件^(235) U富集度、中子注量率、辐照时间对^(99)Mo、^(131)I、^(90)Sr、^(95)Zr、^(239)Pu等核素比活度变化的影响,以及不同^(235) U富集度下裂变体系组成和总比活度的变化规律。计算结果表明,本文考察的10余种核素比活度的变化随辐照时间的不同而有所不同,其中^(99)Mo、^(131)I、^(147) Nd和^(133) Xe等核素的比活度可快速达到饱和,^(89) Sr、^(103) Ru、^(95) Zr和^(141) Ce等缓慢达到饱和,而^(99)Tc、^(85) Kr和^(90)Sr、^(239)Pu在计算时间内达不到饱和,但所有核素的比活度随时间的变化趋势与靶件^(235) U富集度无关;^(99)Mo、^(131)I、^(90)Sr、^(95)Zr等核素的比活度均随靶件^(235) U富集度提高而增加,而^(239)Pu比活度则随着靶件富集度的减少而显著增加,提示改用低浓缩铀靶进行^(99)Mo、^(131)I等医用放射性核素生产时应特别关注^(239) Pu带来的影响;核素比活度随中子注量率的增加而线性增加,且斜率基本相同;靶件辐照时间的改变不会明显影响裂变体系的组成,在低浓缩铀(^(235) U含量≤20%)区域,靶件^(235) U富集度对裂变体系的组成影响很小。

摘要：利用水解反应动力学模型,基于设计计算书中的玻璃固化体包容核素数据,自编程序计算了^(239)Pu、^(237)Np、^(241)Am和^(238)U几个包容量较大的典型核素在玻璃固化体中的迁移情况,计算结果表明:在完全释放情况下,长效α核素^(238)U的释放速率是最大的,在10^(-3)g/a这个量级上;在部分释放情况下,^(239)Pu、^(237)Np、^(241)Am和^(238)U核素的释放速率在10^(-10)g/a量级上;10万年这个时间尺度内,半衰期较短的^(239)Pu和^(241)Am需要加以关注,其释放率都在10~4 Bq/a以上。

摘要：本文主要介绍了“核素在含水层迁移的现场示踪实验”中所使用的一种称为“实验框架”的实验装置 ,它也是确保此类实验环境安全的重要措施之一。文中叙述了该框架设计的考虑、应用中的技术问题和实验的效果。设计要求该框架在其插入实验区时基本不扰动含水介质 ,也不扰动地下水流场。它的作用不仅能将示踪剂的迁移限制在一定的范围内 ,而且在实验结束后能完整、安全地取出框架内的土壤 ,获得框架内关心位置上的土壤样品 ,并使实验现场不残留放射性示踪剂 ( 3H除外 )。

摘要：本文对U,K,^(137)C_a,^(90)S_r等几种核素在土壤—水稻,土壤—茶叶,土壤—蔬菜之间以及水—鱼间的转移情况进行了研究;并考虑到这些核素含量较高的食品(如茶叶、黄豆)不直接全部食入人体,因此,根据人们的饮茶习惯及豆制品(水豆腐)的加工过程进行模拟,对其向人体转移的参数进行了实验研究。由上述实验结果给出了转移参数及相关方程。

摘要：为研究在不同环境温度条件下碘化钠γ谱仪的温度效应对陶瓷材料放射核素测定结果的影响,通过设计实验方案探索碘化钠γ谱仪的道址和计数率随温度变化的规律;考察不同环境温度下待测样品谱图与作为参考依据的本底、体源谱图样品测试结果与其标定值之间的差异。当同一样品以既定温度下所采集的本底和体源谱图作为数据分析参照标准时,验证其在不同温度条件下测定结果间的偏离程度,并寻求结果误差与环境温差的对应关系。试验表明:当环境温度变化时,放射性谱图数据采集须以当时实际温度条件下碘化钠γ谱仪有效的能量刻度为基准,室温高于17℃时应更新能量道址对应关系;为满足国标GB 6566——2010《建筑材料放射性核素限量》规定20%的不确定度要求,样品与建库分析用本底、体源的放射性谱图数据采集时环境温差变化幅度应不超过±3℃;若二者温差大于±4℃,则测定误差呈非线性递增。

摘要：我们对反应堆和核爆装置所需裂变产物中子数据进行分析,从300多种裂变产物核素中选出了重要核素50种。建立裂变产物中子数据库时,应首先考虑这些核素。1 裂变产物中子数据的作用1.1 反应堆的需要1.1.1 计算中子分布反应堆的性能和各种过程是由系统内中子的空间、能量、时间分布决定的。预言和测量这些分布是反应堆物理设计和运行控制的中心问题。由于快中子堆体积较小,能谱与角分布关系很重要,必须用中子输运理论求解。典型的中子输运方程包含中子速率、能谱和角分布,空间各处中子与核相互作用的总截面和微分截面等。在燃耗过程中还必需考虑裂变产物的衰变、与中子反应的全截面、各反应道截面、次级中子能谱和角分布等随时间的变化。

摘要：福岛事故后,放射性废液的处理受到了高度关注。严重事故后安全壳废液中的核素活度分析是废液处理的前提。根据严重事故后安全壳废液中放射性核素的来源及消减机理,建立了AP1000严重事故安全壳废液中核素活度计算模型,研究安全壳废液中放射性核素活度的变化。结果表明:在堆芯核素向安全壳释放阶段,废液中各组核素活度逐渐增大,随后除镧组核素外,其他各组核素活度随时间逐渐减小,碘总活度降低最快,铯组总活度降低最慢;在事故初期,碘是废液中的主要核素,其次是铯;铯组核素占总活度的份额先减小后增大,而其他组核素占总活度的份额先增大后减小。^(134)Cs、^(137)Cs、^(89)Sr、^(90)Sr、^(127)Tem、^(103)Ru、^(106)Ru、^(144)Ce、^(241)Pu、^(90)Y、^(91)Y、^(95)Nb、^(95)Zr衰减很慢,是放射性废液的重要组成成分。