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：^(211)At是一种α核素,其半衰期为7.2 h,不仅适用于α靶向内放射治疗,也可替代长半衰期核素用于α辐解的研究。为解决现有^(211)At干馏工艺产额低、稳定性差的问题,本研究优化设计了^(211)At干馏生产工艺,集成了一套半自动化^(211)At干馏分离装置。采用碘干馏模拟实验确定了影响干馏分离的主要影响因素,改进得到了简便可行的^(211)At干馏分离工艺步骤。^(211)At干馏分离结果表明:当加速器α束流强度为20μA、能量为28.5 MeV时,轰击Bi靶4 h后,^(211)At的3次平均产额为17.87 mCi(6.61×10^(8) Bq),产品核纯度>99.9%,无Bi、Cu等杂质。^(211)At收率达98%以上,分离耗时45~60 min。本研究不仅为各类^(211)At应用工作的开展垫定了良好的基础,也可为后续^(211)At干馏自动化装置的研制提供参考。

摘要：核释热率是反应堆堆芯设计与辐照试验的关键参数,通常通过在反应堆实验孔道中进行实验测定的方法获得,基于量热法的堆内量热计是裂变反应堆内部核释热率测定的重要工具。本文综述了常见堆内量热计的工作原理,评述了国内外堆内量热计技术的现状和进展;对比了单模块量热计和多模块(差示)量热计的结构设计方法和性能特征,并介绍了代表量热计发展方向之一的多模态集成化测量装置设计方法。阐述了量热计堆内和堆外校准方法及其原理,分析了系数法、归零值法和附加电流法三种校准方法的优缺点,展望了堆内量热计的发展趋势和研究方向。

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：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：介绍了电场磁场平行型中性粒子分析器(E//B NPA)的剥离单元和分析单元的结构设计。剥离单元由剥离室(包括两个差分管和供气波纹管)、真空室(包括一个中性粒子进入孔和一个离子排出孔)和真空抽气系统组成。计算了分析器的剥离效率,用综合效率的形式R×f_(+1)表示,R是透射率,f_(+1)是电荷态为+1的粒子的比例。E//B NPA的分析磁场由永磁铁、磁极和磁轭构成的磁体来实现,永磁铁的材料是NdFeB,磁极和磁轭的材料是低碳钢。磁极采用收口式设计,以聚焦离子的飞行轨迹,并提高磁场的利用率。通过对电磁场中带电粒子飞行轨迹的模拟,观察到H^(+)和D^(+)在探测面上的离子轰击点分为上下两行,并分别按照能量由低至高从左到右排布。所模拟H^(+)和D^(+)的能量范围分别为20~200keV和10~200keV,可以满足HL-2A和HL-2M装置上中性束注入加热等离子体时快离子质谱和能谱的诊断需求。

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：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：本文通过从几十微米到几埃的多尺度表征展示了多弧离子镀制备铬涂层的详细结构.经XRD,SEM,FIB,TEM和HRTEM表征,结果显示该涂层是一种多重结构,包括表面上的微米级颗粒、缺陷带钉扎的微米或次微米级液滴、以堆垛层错为晶界的柱状晶、以刃位错和螺型位错为区分的微晶、位错末端的原子畸变以及原子排列无序化的区域.这些结构通过改变涂层的结晶度,影响了晶格常数、表面粗化和FIB溅射裂纹.此外,通过分析HTEM照片,确定了这些堆垛层错和位错的类型.最后,讨论了沉积参数对这些晶粒结构的影响.

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.