最新刊期
      2022 年 第 45 卷 第 8 期

        同步辐射技术及应用

      • “在催化剂领域，研究者探究了Pt/TiO2和Pt/SiO2催化剂在高温煅烧时金属-载体相互作用的影响，发现金属氧化物的还原性决定了载体锚定Pt原子的能力。”
        贺文雪,李红梅,陈炜,潘亚,徐刘鑫,孙治湖,韦世强
        2022, 45(8): 080101. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2022.hjs.45.080101
        摘要：金属-载体相互作用（Metal-Support Interaction，MSI）通过改变金属颗粒的形貌、组分和电子密度，从而改变催化剂的活性、稳定性和选择性。负载型单原子和团簇催化剂在不同温度与气氛下处理，金属和载体的相互作用会随之发生变化。本文研究单原子和纳米颗粒共存的Pt/TiO2和Pt/SiO2催化剂在空气中升温煅烧时对金属-载体相互作用的影响。利用高分辨透射电子显微镜（High-Resolution Transmission Electron Microscopy，HRTEM）、球差校正高角环形暗场扫描透射电子显微镜（High Angle Annular Dark Field - Scanning Transmission Electron Microscope，HAADF-STEM）和同步辐射X射线吸收精细结构谱（X-ray Absorption Fine Structure，XAFS）、漫反射傅里叶变换红外光谱（Diffuse Reflaxions Infrared Fourier Transformations Spectroscopy，DRIFT）等技术，探究两种催化剂的不同结构演变行为。结果表明：经过700 ℃ 高温煅烧后，Pt/TiO2中的Pt物种全部表现为单原子，而在Pt/SiO2中则团聚成更大的颗粒。金属氧化物的还原性决定了载体锚定Pt原子的能力：Pt单原子与TiO2可以通过共价金属-载体相互作用（Covalent Metal-Support Interaction，CMSI）固定因而利于Pt原子分散，而Pt与SiO2不能形成CMSI，故导致颗粒烧结。  
        关键词：金属-载体相互作用;X射线吸收精细结构谱学;漫反射傅里叶变换红外光谱;共价金属-载体相互作用   
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        发布时间：2024-10-25

        核化学、放射化学、放射性药物和核医学

      • “广东某地岩洞型低中放废物处置库围岩对137Cs的吸附性能研究取得进展，为处置库建设提供数据支持。”
        阳刚,林静若岚,杨雪颖,庹先国,潘跃龙,刘羽
        2022, 45(8): 080301. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2022.hjs.45.080301
        摘要：结合我国广东某地岩洞型低中放废物处置库的建设实际，以该废物处置库的围岩及拟处置的核素137Cs为基础，研究了围岩对137Cs的吸附性能。一系列表征分析显示：处置库围岩晶体结构良好，SiO2含量最高；围岩表外为不规则的片状结构堆叠而成，片与片之间呈压实状态，表面拥有-OH、Si-O-Si、Si-O-Al、Si-O等基团。通过静态吸附试验，考察了时间、pH值、固液比、初始放射性活度浓度、不用离子等因素对吸附的影响，并对其吸附动力学及吸附等温模型进行了分析。结果显示：当固液比为5 g∙L-1、初始放射性活度为1 114.5 Bq∙L-1时，吸附平衡时间为12 h，平衡吸附率为40.41%，平衡吸附量为90.07 Bq∙g-1；吸附率随固液比而增大，随初始放射性活度的增大而减小；酸性条件下对吸附有抑制作用，中性及碱性条件下对吸附影响不大；不同离子均对处置库围岩吸附137Cs有抑制作用，其中K+抑制作用最大。围岩对137Cs的吸附更符合准二级动力学模型及Freundlich吸附等温模型。研究结果可为处置库的建设提供基础数据支持。  
        关键词：岩洞型处置库;围岩;137Cs;吸附   
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        发布时间：2024-10-25

        核电子学与仪器

      • “中国散裂中子源VSANS谱仪运动控制系统，采用步进电机、光栅和Beckhoff控制器，实现全闭环控制，重复定位精度优于±2μm，满足谱仪需求。”
        何泳成,肖松文,王广源,金大鹏,张玉亮,吴煊,薛康佳,朱鹏,王林,左太森,程贺
        2022, 45(8): 080401. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2022.hjs.45.080401
        摘要：微小角中子散射（Very Small Angle Neutron Scattering，VSANS）谱仪是结构校准的有力工具。为了保证中国散裂中子源（China Spallation Neutron Source，CSNS）VSANS谱仪的运动部件满足重复定位精度优于±2 μm的要求，设计了基于实验物理及工业控制系统（Experimental Physics and Industrial Control System，EPICS）软件架构的运动控制系统方案，并搭建了相应的运动控制系统样机。该样机使用步进电机、绝对式光栅和Beckhoff嵌入式控制器，实现了对平移台位置的全闭环控制。测试结果表明：该样机的重复定位精度优于±2 μm，且具有稳定可靠性高的特点，很好地满足了CSNS VSANS谱仪的需要。  
        关键词：中国散裂中子源;微小角中子散射谱仪;运动控制系统;实验物理及工业控制系统   
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        发布时间：2024-10-25
      • “在小型电子感应加速器国产化领域，研发了主控系统，实现了X射线产生，可应用于辐射型货物检查。”
        刘琦,王海涛,李金海,陈锐,陈海生,王仁波,汤彬
        2022, 45(8): 080402. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2022.hjs.45.080402
        摘要：为实现小型电子感应加速器的国产化，研制了一台加速器主控系统，包括励磁电源电路、电子注入电路、电子俘获电路、电子偏转电路。励磁电源电路采用励磁绕组与电容组构成的电感电容并联（Inductor-capacitor parallel，LC）谐振电路，励磁绕组在机头磁极气隙处产生符合电子稳定加速的磁场；电子注入电路利用热阴极电子枪提供电子源并将电子初步加速引入到加速腔里面；电子俘获电路产生一个脉冲辅助磁场辅助电子俘获；电子偏转电路利用脉冲磁场瞬间提高中心磁通量使电子束从平衡轨道偏转到靶上发生韧致辐射产生X射线。联合加速器机头测试，产生的X射线穿透力达到276 mm，空气丝分辨2 mm，空间分辨率3 mm，反差灵敏度符合成像要求，可满足一定类别的辐射型货物与车辆检查系统。  
        关键词：电子感应加速器;韧致辐射;X射线;辐射型货物与车辆检查系统   
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        发布时间：2024-10-25
      • “PandaX合作组在锦屏地下实验室搭建双探头高纯锗γ谱仪，提升暗物质和中微子实验灵敏度2~4倍。”
        姚玉坤,张涛,程晨,谌勋,刘江来,孟月,钱志成,司琳,王思广,武蒙蒙
        2022, 45(8): 080403. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2022.hjs.45.080403
        摘要：在暗物质和中微子等稀有衰变实验中，探测器材料中的放射性核素衰变所产生的射线诱发实验本底，其沉积能量可能与信号能区重叠。精确测量探测器材料的放射性，更好地理解本底来源和控制实验本底是提升探测器灵敏度的关键。高纯锗γ谱仪能量分辨率高，对样品几何形状没有要求，不需要对样品进行破坏性加工，是广泛应用的放射性测量仪器之一。PandaX合作组在锦屏地下实验室已搭建两套高纯锗γ谱仪（JP1和JP2），为暗物质和中微子实验甄选低本底材料。为提升高纯锗γ谱仪的灵敏度，精确测量更低放射性的材料，我们在现有JP1的基础上，设计双探头高纯锗γ谱仪。通过提升效率和降低本底两种方法，对暗物质和中微子实验关心的不同核素，相比于现有JP1，双探头高纯锗γ谱仪灵敏度预期可提升2~4倍。双探头高纯锗γ谱仪还可以用γ-γ符合方法测量小尺寸的样品，这种测量方式的灵敏度随测量时间有显著提升。  
        关键词：双探头高纯锗γ谱仪;极低放射性本底;稀有衰变实验;深地实验   
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        发布时间：2024-10-25

        核物理、交叉学科研究

      • “在辐射安全防护领域，某型α放射性气溶胶监测仪受高氡背景干扰，研究显示，提高测量时长可降低干扰，确保监测结果可靠。”
        陆小军,何林锋,孟令超,忻智炜,宋家斑,韩刚,李小双
        2022, 45(8): 080501. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2022.hjs.45.080501
        摘要：α放射性气溶胶监测仪广泛用于核设施、铀矿采冶、核燃料加工、核电站及核医学等行业领域的辐射安全防护，高氡背景会干扰监测结果的准确性。本研究以某型α放射性气溶胶监测仪为实验对象，制备239Pu滤膜参考源为测量标准，利用标准氡室进行不同氡背景下表面发射率响应、非线性及判断限（95%置信水平）测试，结果显示：1）高氡背景影响下，表面发射率响应均大于本底条件下的响应，在相同测量周期内，连续测量模式下的表面发射率响应大于精确模式，精确模式下测量精度更高；2）当239Pu滤膜的表面发射率大于104 min-1·2πSr时，高氡背景影响减小，表面发射率响应的偏差小于5.3%（精确模式下仅2.9%）；3）为保证监测结果的可靠，α放射性气溶胶监测的单次测量时长宜大于60 min。存在较高的氡背景时，应使连续采样测量时间大于24 h。研究方法对α放射性气溶胶监测仪在计量、生产和算法改进等方面具有重要的参考价值。  
        关键词：高氡背景;α放射性气溶胶监测仪;响应;影响   
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        发布时间：2024-10-25
      • “在细胞膜通透性研究中，0.25% Triton X-100透膜效果优于4% SDS，处理时间10分钟，不影响染色结果和细胞形态。”
        刘霞,孔华庭,张继超,诸颖
        2022, 45(8): 080502. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2022.hjs.45.080502
        摘要：十二烷基硫酸钠（Sodium Dodecyl Sulfate，SDS）和聚乙二醇辛基苯基醚（Triton X-100）是实验室中常用的表面活性剂，能溶解细胞膜中的脂类物质，增加细胞膜的通透性，辅助染色试剂快速渗透，在免疫染色或组织透明化中发挥着重要的作用。本工作研究了SDS和Triton X-100对细胞膜通透程度的差异，优化了最佳的透膜条件；考察了SDS和Triton X-100的选择对具体实验结果的影响，并应用合肥光源软X射线纳米显微线站的全场透射成像技术研究了透膜前后细胞形态的变化。结果表明：0.25% Triton X-100的透膜效果优于4% SDS。0.25% Triton X-100的最优处理时间为10 min；在过氧化物酶催化3,3'-二氨基联苯胺（3,3'-Diaminobenzidine，DAB）聚合的实验中，SDS会影响酶的催化活性进而影响染色效果，而Triton X-100不会影响染色结果；同步辐射高分辨成像结果显示，采用Triton X-100进行透膜，还不会显著影响细胞的形态。  
        关键词：十二烷基硫酸钠;聚乙二醇辛基苯基醚;细胞膜通透;X射线成像   
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        发布时间：2024-10-25
      • “核素径迹贡献研究对反应堆物理和源项分析至关重要，专家采用线性子链方法，开发了核素径迹贡献统计计算模块，为核素转化途径分析提供新方案。”
        杨洪新,张竞宇,李平烈,赵晓泽,谭琳,肖懿鑫
        2022, 45(8): 080503. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2022.hjs.45.080503
        摘要：核素径迹贡献研究对于反应堆物理和源项分析十分重要，有助于了解在实际工程应用中核素的转化途径及各路径的贡献百分比以辨识重要核素或核反应。通常而言，材料受中子辐照后，会导致核素的活化，因此核素径迹贡献统计研究与活化计算密切相关。线性子链方法可以将复杂的反应网络拆解成独立的线性链进行解析计算，在计算核素存量的同时可以选择对反应链进行保留，因此在本文中选用线性子链方法研究活化计算中核素径迹贡献统计问题。首先，采用回溯法搜索线性子链，随后对指定核素进行径迹追踪并给出每条产生该核素路径的贡献百分比，最后在自主化活化程序ABURN的框架内开发了核素径迹贡献统计计算模块，并对一系列基准题进行了测试验证。将ABURN的核素径迹贡献统计计算结果与欧洲活化程序FISPACT的计算结果进行比较，对于核素产生的路径，两者完全一致，对于各路径的贡献百分比，两者也基本一致。两者符合较好，说明了所使用的径迹贡献统计研究方法和程序的准确性，程序已具备径迹追踪与贡献统计功能。  
        关键词：活化计算;线性子链方法;回溯法;径迹贡献统计   
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        发布时间：2024-10-25

        核能科学与工程

      • “在核反应堆辐射安全分析领域，专家发展了基于网格活化分析的精细活化分析方法，建立了MCFisMA程序，提升了活化源项及衰变γ剂量场计算精度，为反应堆屏蔽设计等提供理论与数据支撑。”
        李雷鸣,江书益,陈珍平,苑旭东,杨超,谢金森,于涛
        2022, 45(8): 080601. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2022.hjs.45.080601
        摘要：核反应堆结构材料活化分析是核反应堆辐射安全分析的重要内容。传统栅元活化分析方法由于无法描述结构材料内部的非均匀空间活化效应，导致活化源项、活化剂量与真实结果存在较大偏差，有必要开展核反应堆结构材料精细活化分析研究。因此，本文发展了基于网格活化分析的核反应堆结构材料精细活化分析方法，基于蒙特卡罗核粒子输运程序系统（Monte Carlo N-Particle Transport Code System，MCNP）和活化计算程序FISPACT建立了“中子输运-材料活化-活化剂量”耦合的反应堆结构材料精细化活化计算分析程序（MCNP and FISPACT coupled Mesh-based Activation code，MCFisMA），实现了结构材料活化源项精细计算及衰变γ辐射场的精确评价。基于国际热核聚变实验堆计划（International Thermonuclear Experimental Reactor，ITER）发布的停堆剂量基准题，对MCFisMA程序进行了基准验证，证明了本文方法和MCFisMA程序的正确性与可靠性；此外，基于NUREG/CR-6115压水堆开展了结构材料精细活化分析应用研究。本方法对于提升核反应堆结构材料活化源项及衰变γ剂量场的计算精度具有理论研究意义，为反应堆屏蔽设计、检修换料方案、退役策略提供理论与数据支撑。  
        关键词：结构材料;严格两步法;核反应堆;网格活化   
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        发布时间：2024-10-25
      • “在空间深海探索领域，NUSTER堆芯热工力学性能研究取得进展，验证了堆芯设计安全性。”
        刘博,刘利民,丁冠群,肖瑶,顾汉洋
        2022, 45(8): 080602. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2022.hjs.45.080602
        摘要：热管冷却反应堆作为能量密度高、适应能力强的核电源系统，能在空间、深海探索等任务中发挥重要作用，因而越来越受到各国重视。由于热管堆堆芯具有较强的固态属性以及高温特性，热膨胀和热应力效应十分显著，需要考虑核热力的耦合作用。为了研究一种典型热管冷却反应堆——静默式海洋热管冷却反应堆（Nuclear Silence ThermoElectric Reactor，NUSTER）堆芯的热工力学性能，以及评估该反应堆在典型工况和瞬态事故下的安全性能，基于有限元软件ANSYS的FLUENT和MECHANICAL模块对堆芯分别进行稳态与反应性引入事故工况下的核热力耦合计算，获得温度与应力场分布。通过将堆芯各组件的温度峰值、应力峰值与对应的材料熔点、材料屈服强度进行比较，对堆芯设计进行安全性评估。结果表明：稳态和事故工况下的NUSTER堆芯均能在安全限制范围内正常运行，事故下各组件温度有200 K以上的安全裕度，各组件应力有150 MPa以上的安全裕度，堆芯设计安全得到验证。  
        关键词：热管冷却反应堆;核热耦合;热力耦合;堆芯安全评估   
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        发布时间：2024-10-25
      • “在核反应堆严重事故缓解领域，专家开发了LHTCM模型，准确预测下封头蠕变行为，为防止放射性物质泄漏提供解决方案。”
        杨皓,张斌,高鹏程,唐绍伟,单建强
        2022, 45(8): 080603. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2022.hjs.45.080603
        摘要：在发生反应堆严重事故时，熔融物堆内滞留（In-Vessel Retention，IVR）是一种非常有效和重要的严重事故缓解措施。反应堆压力容器下封头对于IVR策略的成功实施具有重要的作用。在IVR发生过程中，下封头处于高温环境中，其主要失效形式为蠕变失效。下封头一旦发生失效则有可能导致放射性物质释放到环境中。因此，为了确保IVR策略的成功实施，防止放射性物质泄漏，有必要开发一种有效的反应堆压力容器下封头的热蠕变模型从而对下封头进行深入分析。本文应用薄壳理论并结合诺顿-贝利蠕变方程开发了LHTCM（Lower Head Thermal Creep Module）模型，并使用四种失效准则分别对下封头的完整性进行评估。最终将LHTCM模型集成到一体化严重事故分析程序ISAA中对OLHF（OECD Lower Head Failure）实验进行了验证计算。通过对LHTCM模型中四种失效准则的分析，最终采用Larson-Miller准则的LHTCM模型预测的下封头失效时间与实验数据的相对误差仅在2.0%以内，并且其预测的下封头最底部伸长量与Kachanov准则等其他三种判据相比更加符合实验结果。结果表明：本文开发的LHTCM模型能够准确地预测下封头的蠕变行为，所计算的下封头失效时间、位置以及底部伸长量等与实验结果符合很好。  
        关键词：IVR策略;下封头;蠕变失效;OLHF实验   
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        发布时间：2024-10-25
      • “在铅铋快堆安全运行领域，专家采用非参数统计法，基于CFD/PFS程序，对无保护超功率事故进行不确定性分析，为评估反应堆安全特性提供解决方案。”
        余清远,漆静雯,赵鹏程,赵亚楠,于涛
        2022, 45(8): 080604. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2022.hjs.45.080604
        摘要：典型瞬态事故对铅铋快堆安全运行具有极大挑战，将不确定性量化分析方法应用于瞬态事故计算，可降低瞬态安全参数的“不确定带”，更精确地评估反应堆安全特性。基于自主开发的快堆分析程序CFD/PFS，采用非参数统计法开展了小型自然循环铅铋快堆无保护超功率事故（Unprotected Transient Overpower，UTOP）的不确定性分析。首先，通过文献资料以及工程经验判断，考虑了三类不确定性输入参数：热工水力模型参数、中子物理模型参数以及燃料制造公差；然后，采用拉丁超立方对输入参数进行抽样，对瞬态安全参数进行不确定性量化分析，并通过相关系数分析法评估输入参数对瞬态安全参数的敏感度。分析结果表明：包壳、燃料峰值温度等目标参数的不确定带均能包络名义值；燃料峰值温度容忍上限值为2 757.25 K，包壳峰值温度容忍上限值为1 208.66 K；稳态燃料平均温度以及反应性反馈系数是最主要的不确定性来源。  
        关键词：铅铋快堆;CFD/PFS;无保护超功率事故;不确定性分析;敏感性分析   
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        发布时间：2024-10-25
      • “在核反应堆领域，专家通过CAMPSIS软件评估，揭示了堆芯功率变化对燃料包壳污垢沉积的影响规律。”
        廖家鹏,叶杰,金德升,商超皓,胡友森
        2022, 45(8): 080605. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2022.hjs.45.080605
        摘要：压水堆一回路腐蚀产物流经堆芯时，在燃料包壳表面过冷泡核沸腾的作用下在燃料包壳表面沉积产生堆芯燃料污垢，燃料污垢的沉积行为受一回路腐蚀产物浓度和堆芯沸腾率的影响。本研究从反应堆堆芯功率变化对一回路腐蚀产物浓度和堆芯沸腾率的影响角度出发，采用自主污垢行为分析软件CAMPSIS进行评估计算，揭示堆芯功率变化对燃料包壳表面污垢沉积质量和最大污垢厚度的影响规律。结果表明：在75%⁓100%满功率（Full Power，FP）范围内，反应堆运行至相同日历天，受堆芯沸腾率和腐蚀产物浓度综合作用的影响，堆芯功率越低，循环末期堆芯污垢质量越小，但堆芯最大污垢厚度越大。当堆芯功率降低至50% FP时，堆芯最大沸腾率接近零，循环末期的堆芯污垢质量和堆芯最大污垢厚度均最小。  
        关键词：压水堆核电站;燃料包壳;堆芯功率;燃料污垢   
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