摘要：采用参考坐标系B、顶点类型、重合段、处理单位Unit等概念 ,有效地处理了交点的计算以及裁剪线通过顶点或边的情况 由于利用了多边形窗口结构上的有序性和完整性的特点 ,文中算法不仅适用于凹多边形窗口 。

摘要：在HL-2A装置上发展了基于硫化锌银闪烁体的成像型中性粒子分析器,对磁约束聚变等离子体中高能量粒子(EP)的分布、能量和螺距角等关键信息,以及EP与磁流体不稳定性之间的相互作用等物理问题进行了研究.在中性束注入路径上逃逸出的具有等离子体中快离子能量和螺距角信息的中性粒子,通过由入射孔和碳微晶体膜片组成的准直系统后转化为离子,在装置边缘磁场中受洛伦兹力偏转而撞击到闪烁体屏上.通过分析发光点的位置和光强度,可以推断出装置中快离子的位置、能量和螺距角等关键信息.在HL-2A装置高能量粒子物理实验中,通过该诊断和理论计算初步证实了长寿模不稳定性是由能量、螺距角和位置分别为E=12.5—32 keV,θ~149.2°(v///v~0.86)和R=170.5—171.5 cm的芯部快离子激发.

摘要：本文介绍一种可用于125／123I标记的A-85380类前体化合物——(S)-5-(三丁基锡烷基)-3-[[1-(叔丁氧基羰基)-2-甲氧基]氮杂环丁基]吡啶的设计、合成及125I标记研究。实验以2-糠胺和(S)-氮杂环丁基甲酸为起始物,先合成(S)-5-(三丁基锡烷基)-3-[[1-(叔丁氧基羰基)-2-氮杂环丁基]甲氧基]吡啶前体化合物,再用125I标记,制得5-[125I]I-A-85380。整个放射性标记的时间为50-55min,标记率大于30％。5-[125I]I-A-85380在室温下放置3天,其放化纯度仍在95％以上,表明其在体外具有较高的稳定性。

摘要：锆合金(如:锆铌(Zr-Nb)合金)的辐照损伤问题是裂变堆结构材料和燃料棒包壳材料设计的关键,而深入理解辐照损伤的物理机制,往往需借助于原子尺度的计算模拟,如:分子动力学和第一性原理等.针对随机置换固溶体合金的模拟,首先需构建能反映合金元素随机分布特征的大尺寸超胞,然而第一性原理计算量大,不宜使用过大(如≥200原子)超胞.通常第一性原理计算使用的是特殊准随机(SQS)超胞,SQS超胞可部分反映合金元素的随机分布特性,但对于特定组分只对应一种构型,这种模型是否能反映真实随机置换固溶体中多种局域构型的统计平均还有待进一步研究验证.分子动力学可在更大的尺度上进行计算模拟,能够通过随机取代(RSS)模型研究更多的合金构型,因此,本文基于RSS超胞模型及SQS扩展超胞模型,运用分子动力学方法对Zr-Nb合金进行了研究.首先通过构型误差分析确定了能真实反映固溶体合金性能统计性的RSS超胞的临界尺寸;然后计算比较了Zr-Nb合金SQS扩展超胞和一系列RSS超胞的晶格常数、形成能和能量—体积关系.研究表明,利用SQS超胞模拟得到的固溶体的晶格常数、形成能和能量体积曲线与一系列RSS超胞的对应统计值接近,因而SQS超胞可用于研究随机置换固溶体合金.

摘要：基于闪烁体的快离子损失探针是用于测量托克马克装置中损失快离子的重要诊断设备。它能对损失快离子的能量和俯仰角进行同时测定,得到损失快离子通量随时间演化的信息,对研究快离子的约束输运行为有重要意义。针对HL-2A对损失快离子诊断的具体需求,对用于HL-2A的快离子损失探针的闪烁体屏尺寸、闪烁材料种类以及准直系统做了研究设计。同时对适用于ITER的闪烁材料种类进行了分析讨论。

摘要：放射治疗计划中有关射野射束元初始强度分布优化和子野(适形野)权重优化的问题,如果充分考虑散射和约束条件的影响,将会带来一定的优化困难。为此,本文提出了基于体元分布的目标剂量的两步法解决方案,首先是只考虑约束和给定的计划靶区处方剂量而完全不考虑散射的影响优化出剂量分布,该剂量分布称之为基于体元分布的目标剂量。然后采用这个满足约束条件的目标剂量,在只考虑散射而不考虑约束条件限制的情况下进行强度(权重)的最终优化。从而把一个有约束的问题转变为了一个不含约束的问题。结果显示,基于体元分布的目标剂量应用于射野射束元初始强度分布的优化、子野(适形野)权重的优化以及剂量分布之间的相对比较具有较好的效果。

摘要：为测试国产水模体的技术性能,采用对比方法,以Elekta Precise直线加速器的6、15MV光子和6、18MeV电子作测量对象,用自行设计研制的自动水模体(AD200F)与国际领先的水模体——瑞典蓝色水箱(Blue Phantom)分别测试百分深度剂量比曲线和射野离轴比曲线,分别比较曲线的重合情况,评价国产自动水模体系统的测试性能。通过测试数据的比较,光子束在对应深度上的百分深度剂量比误差小于1%,电子束对应深度上的百分深度剂量比在最大剂量点后的误差小于1%,光子束和电子束的射野离轴比是一致的,说明国产水模体的测试性能达到当前的国际水平。

摘要：锆合金的水侧腐蚀是核燃料棒包壳材料设计的关键问题之一.包壳材料的耐腐蚀性能与锆合金氧化膜中t-ZrO_(2)含量和t-m相变密切相关.目前,Zr-Sn-Nb系合金是新型锆合金发展的主流方向.合金元素Sn,Nb在氧化膜中可呈现多种价态,显著影响ZrO_(2)稳定性,然而Sn,Nb对t-ZrO_(2)含量和t-m相变的影响机制尚不明晰.本文基于第一性原理计算了不同价态Sn,Nb掺杂ZrO_(2)的晶体结构性质、形成焓和氧空位形成能,从原子尺度揭示了Sn,Nb对ZrO_(2)稳定性的影响机理.研究表明Sn^(2+),Nb^(3+)引起显著晶格膨胀;Sn^(4+)则造成轻微晶格膨胀,而Nb^(5+)引起晶格收缩,可见高氧化态下Nb比Sn更利于减小氧化膜的内应力.低价合金元素降低ZrO_(2)稳定性,且会增大t,m相形成能差距;高价的Nb^(5+),Sn^(4+)均可提高t-ZrO_(2)相对稳定性从而抑制t-m相变,其中Nb^(5+)效果显著,Sn^(4+)则作用微弱.0—3.5 GPa范围内,t-ZrO_(2)相对稳定性随压力增大而增强.合金元素的低价态比高价态更利于在t-ZrO_(2)中形成氧空位,因而在氧化膜/金属界面附近低氧化态区域,低价元素和压应力是稳定t-ZrO_(2)的主要因素.通过电子结构分析,发现氧空位形成能与合金元素离子和氧空位间的电荷转移幅度(或电子局域化程度)呈正相关.这些结果有助于针对锆合金耐腐蚀性的成分优化和结构设计.

摘要：碳化硅(SiC)由于性能优异,已广泛应用于核技术领域.在辐照环境下,载能入射粒子可使材料中的原子偏离晶体格点位置,进而产生过饱和的空位、间隙原子、错位原子等点缺陷,这些缺陷将改变材料的热物性能,劣化材料的服役性能.因此,本文利用平衡分子动力学方法(Green-Kubo方法)采用Tersoff型势函数研究了点缺陷对立方碳化硅(β-SiC或3C-SiC)热传导性能的影响规律.研究过程中考虑的点缺陷包括:Si间隙原子(Si_(I))、Si空位(Si_(V))、Si错位原子(Si_(C))、C间隙原子(C_(I))、C空位(C_(V))和C错位原子(C_(Si)).研究结果表明,热导率(λ)随点缺陷浓度(c)的增加而减小.在研究的点缺陷浓度范围(点缺陷与格点的比例范围为0.2%-1.6%),额外热阻率(ΔR=R_(defect)–R_(perfect),R=1/λ,R_(defect)为含缺陷材料的热阻率,R_(perfect)为不含缺陷材料的热阻率)与点缺陷的浓度呈线性关系,其斜率为热阻率系数.研究表明:空位和间隙原子的热阻率系数高于错位原子的热阻率系数;高温下点缺陷的热阻率系数高于低温下点缺陷的热阻率系数;Si空位和Si间隙原子的热阻率系数高于C空位和C间隙原子的热阻率系数.这些结果有助于预测及调控辐照条件下碳化硅的热传导性能.

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。