重离子径迹模板中组装半导体CdS一维纳米材料

用重离子辐照的聚碳酸酯为模板,采用电化学沉积法制备了半导体CdS纳米线和纳米管.通过选用不同蚀刻时间的模板,得到了直径20～100 nm、长度20～30 μm范围、粗细均匀且具有纤维锌矿结构的CdS纳米线与纳米管.利用扫描电子显微镜(SEM)、X射线衍射(XRD)和透射电子显微镜(TEM)对CdS纳米线与管的形貌和晶体结构特征进行了表征.     

擦拭样品中铀微粒甄别技术的研究

基于裂变径迹原理对擦拭样品中微米量级铀微粒筛选技术进行了研究.研究内容包括擦拭样品与载体分离、样品在裂变径迹片上沉积、样品辐照以及化学刻蚀、铀微粒筛选等.文章中对各实验环节进行细致描述和讨论.研究发现:(1)以无尘滤纸、脱脂棉、Texwipe牌TX304型棉布为擦拭载体的样品经过400℃ 6 h灰化为较好的分离方法;(2)经热中子辐照和化学刻蚀后裂变径迹主要呈星状和坑状.其中235U含量高的微粒对应于坑状径迹,含量低的微粒对应于星状径迹;(3)采用新的定位方法能够筛选出铀微粒.     

放射治疗中肿瘤靶区勾画的主观差异性分析

为了解医生的主观因素在肿瘤靶区(GTV)勾画中产生差异性并分析其原因,对肿瘤处在身体不同部位的12例病人的CT定位图像,组织了来自放射治疗和影像诊断的6位医师进行了GTV勾画,计算病人GTV的体积值及其变化范围,比较两个学科和两次勾画所产生的差异性.结果表明,9位病人GTV体积最大值/最小值比值＜2,3位病人的项比值＞2;16%的体积值对体积平均数的变动范围＞±25%.在已知影响准确性的重要客观因素一致的条件下,造成差异性的主要原因是医生间学科的不同,影像科医生比放疗科医生的变异性小、准确性高.因此,在确定GTV时,对于因主诊医生主观因素产生的误差要引起重视,放射治疗医生加强影像诊断学知识学习与协作,建立、完善并认真执行相关的QA与QC规程是解决问题的主要方法.     

放疗后早期肿瘤组织内99Tcm-rh-Annexin Ⅴ分布与Survivin、Caspase-3蛋白表达的相关性研究

采用99Tcm-rh-AnnexinⅤ作为核素凋亡显像示踪剂,观察小鼠放疗后早期肿瘤组织内Survivin、Caspase-3蛋白表达。结果显示,放疗组肿瘤组织内99Tcm-rh-AnnexinⅤ分布、TUNEL检测阳性细胞数及Caspase-3蛋白表达均明显多于对照组,Survivin蛋白表达A组明显高于B组,差异均存在显著性（P均<0.01）。相关性研究表明,肿瘤组织的放射性摄取与TUNEL阳性细胞数呈明显正相关（r=0.942,P=0.000）;肿瘤组织内Survivin蛋白表达与Caspase-3蛋白表达呈明显负相关（r=-0.836,P=0.000）。肿瘤组织内99Tcm-Annexin Ⅴ分布与Caspase-3蛋白表达呈明显正相关（r=0.948,P=0.000）,与Survivin蛋白表达呈明显负相关（r=-0.819,P<0.01）。以上结果提示,肿瘤组织内99Tcm-rh-AnnexinⅤ的分布可以反映放疗后早期肿瘤组织细胞凋亡的状况以及凋亡调控蛋白Survivin、Caspase-3表达水平的变化。     

低能氮离子注入香菇生物学效应的研究

本文用能量为 15 keV,而注量不同的氮离子注入对武香一号香菇进行诱变,分析了不同注量下菌丝长速,菌丝生物量以及多糖含量的变化,对该低能离子与微生物间的作用规律进行了初步探索,为进一步筛选出多糖高产菌株提供前提.实验结果表明菌丝长速,菌丝生物量及多糖含量随不同注量的变化情况基本遵循"马鞍型曲线".注量小时菌丝日均长速较快,随着注量的增大,菌丝日均长速呈下降趋势,但在1.5×1016cm-2附近,菌丝长速有短暂回升.在注量较小时,随着注量的增加,菌丝生物量及多糖含量先升高后降低,注量为4×1015cm-2时,两者均达到最大值,而后会出现小的波动,注量增加到1.5×1016cm-2时,菌丝生物量及多糖含量又会达到-个较大的峰值.通过发酵动力学分析,研究了香菇液体菌种培养过程中菌丝球数量及形态、摇瓶总重、pH值、多糖含量等指标的变化情况,绘制该菌发酵产糖的过程曲线,这将为诱变前后液体发酵过程的控制提供参数.     

三代核电自主化依托项目的工程建造管理模式

2007年7月24日,国家核电技术公司、三门核电有限公司、山东核电有限公司、中国技术进出口总公司,与美国西屋联合体及分包商分别签订了第三代核电自主化依托项目4个机组的核岛设计及部分主设备采购合同;国家核电技术     

国外最新消息

伊朗总统宣布已开始安装6000台新离心机伊朗总统艾哈迈迪·内贾德2008年4月8日宣布,伊朗已开始在纳坦兹铀浓缩基地安装6000台新的离心机。(编译自法新社2008年4月8日报道)     

高压氘氚气氛下不锈钢吸附氚的初步研究

本工作对于氚在不锈钢表面的吸附和解吸行为进行了初步研究.样品在n(D)∶n(T)=1∶1,230℃时,15 MPa下恒温8 h后,接着在27 MPa下恒温6 h的情况下进行了氚的吸附,测量了室温下和加热到1173 K时的解吸氚量和总吸附量.其结果如下:不锈钢的总吸附氚量是857.4 MBq·cm-2,不锈钢的解吸氚量是722.2 MBq·cm-2;在本实验的条件下,在室温和加热条件下,不锈钢所释放的氚中,化学成分主要是HTO和HT两部分,大部分以HT形式存在;不锈钢的自由氚占吸附总氚量的7.34%;不锈钢的热解吸谱存在三个解吸峰,其解吸温度分别为439、530和843K.     

Continuous compositional spread investigation of SiC-based thin films prepared by MW-ECR plasma enhanced magnetron co-sputtering

A kind of combinatorial material methodology,also known as continuous compositional spread method,was employed to investigate the relationship between the optical band gap and composition of SiC thin films.A wide range of SixCy thin films with different carbon contents have been successfully deposited in a single deposition by carefully arranging the sample position on the substrate holder.The films were characterized by surface profiler,x-ray photoelectron spectroscopy,ultraviolet-visible spectroscopy,fourier transform infrared spectroscopy and Raman spectroscopy.The carbon content y increases linearly from 0.28 to 0.72 while the sample position changed from 85 to 175 mm,the optical band gap changed between 1.27 and 1.99 eV,the maximum value corresponded to the stoichiometric SiC sample at the position of 130 mm,which has the highest Si?C bond density of 11.7×10^22 cm^-3.The C poor and C rich SixCy samples with y value less and larger than 0.5 were obtained while samples deviated from the position 130 mm,the optical band gap decreased with the Si?C bond density.     

全国核与辐射设施退役学术研讨会简介

在国家政府有关部门及中核集团公司支持下,由中国核学会辐射防护分会会同相关学会于2007年11月5日至10日在四川绵阳召开了全国核与辐射设施退役学术研讨会.     

弥散型核燃料热导率计算模型研究

弥散型燃料热导率是反应堆安全分析和燃料元件性能评估中的重要参数。本文基于多孔物体热导率理论，考虑基体中弥散颗粒分布相关性的影响，建立弥散型燃料热导率的计算模型，并初步验证了模型的合理性，在此基础上研究了孔隙率、燃料相体积分数以及燃料相/基体热导率比对弥散型燃料热导率的影响。结果表明:弥散型燃料热导率随燃料相体积分数和孔隙率的增加而降低；燃料相与基体热导率之比越大，燃料相体积分数对热导率的影响越小。      

固-固二元复合材料等效导热系数模型研究综述及评价

等效导热系数（ETC）是表征复合材料导热性能的重要参数，与连续相导热系数k_c、分散相导热系数k_d、分散相填充率ø、分散相形状及排列方式等密切相关。因此，复合材料等效导热系数的预测是一个非常复杂的过程。虽然目前存在多种复合材料等效导热系数计算模型，但这些模型在预测固 固二元复合材料等效导热系数时仍存在较大的不确定性，因此，应根据不同的应用工况选择预测精度较高的等效导热系数计算模型。本文首先总结了目前广泛应用的颗粒状分散相固-固二元复合材料等效导热系数预测方法，包括已有经验或理论模型、最小热阻法、热阻网络法、数值模拟方法、渐进均匀化方法、逾渗理论方法等，然后基于国内外开展的固-固二元复合材料等效导热系数实验或数值模拟结果，综合评价已有经验或理论模型，给出不同应用工况下预测精度较高的等效导热系数经验或理论模型。     

基于在线耦合的球形燃料元件温度场计算

由于三层各向同性(TRISO)颗粒弥散型燃料元件结构复杂且其材料性能随着辐照水平不断变化，不同燃耗下燃料元件的等效热导率不易确定。本研究基于COMSOL软件完成了TRISO颗粒性能分析程序开发，并与BISON程序预测值进行了对比分析。随后，基于COMSOL软件与MATLAB联合仿真建立了球形燃料元件等效热导率的计算方法，实现了球形燃料元件和TRISO颗粒模型间的在线耦合计算。在此基础上，获得了不同边界温度、燃耗条件下燃料元件径向等效热导率分布及温度场分布。计算结果表明，快中子注量达到3×10²⁵m^–2时，TRISO等效导热率下降约20%，燃料等效热导率下降约15 W/(m·K)。为了验证本研究方法的有效性，用微分-有效介质理论模型(D-EMT)计算燃料的等效导热率，得到的球形燃料中心温度预测值相比本研究方法的预测值低约25 K。本文研究方法更能真实反映球形燃料元件在反应堆内的温度场变化。     

基于弦长抽样方法的弥散燃料蒙特卡罗中子输运模拟

The dispersion fuel is with the advantages of high burnup, strong ability of containing fission products and good thermal conductivity. It is widely used as an advanced fuel element in new types of nuclear reactors. However, the dispersion fuel element in which the fuel particles statistically distributed in the matrix material presents some new challenges for the conventional neutron transport simulation methods. In this paper, the Monte Carlo neutron transport simulation method based on the chord length sampling is developed. The method can realize the on-the-fly modeling of the dispersion fuel, in which the fuel particles are randomly distributed in the matrix material. The method can obtain neutron transport simulation results accurately and effectively. The method was verified with numerical benchmarks, which indicated the accuracy and reliability of the method in dealing with the dispersion fuels in criticality calculations.     

基于弦长抽样方法的弥散燃料蒙特卡罗中子输运模拟

弥散燃料因具有燃耗深、包容裂变产物能力强和导热性好等优点而被广泛应用于新型核能系统设计中。然而，弥散燃料因其燃料颗粒在基体材料中的随机分布特性给传统中子输运模拟方法带来了新挑战。基于弦长抽样法发展了弥散燃料蒙特卡罗中子输运计算方法和数值模拟程序，其可以实现弥散燃料的在线建模，充分考虑中子输运过程中燃料颗粒在基体材料中的随机分布特性，快速获得准确可靠的中子输运模拟结果。利用数值例题对本文方法及程序开展了基准验证，证明了本文方法及程序在弥散燃料临界计算中的正确性。      

UO2-碳纳米管复合燃料导热性能研究

设计和制备了UO₂-碳纳米管（MWNTs）复合燃料芯块,研究了复合燃料的导热性能,分析了影响复合燃料热导率的关键因素。结果表明：复合燃料热导率主要与MWNTs的体积含量、界面和MWNTs的长径比有关。复合燃料的热导率随MWNTs体积含量的增加而升高,当体积含量超过10%时,提升效果进一步加强;界面对复合燃料的热导率影响显著,在1 521 ℃以上,UO₂会与MWNTs发生界面反应生成UC等界面相,阻碍了燃料热导率的提高。在1 450 ℃,热压烧结芯块的热导率提高25.65%,在1 650、1 700和1 750 ℃,无压烧结芯块的热导率分别提高了22.67%、20.32%和18.3%;复合燃料热导率随着MWNTs长径比的增大而升高,掺杂MWNTs的长径比分别为3×10³、5×10³、7×10³和9×10³时,燃料热导率分别提高了18.3%、19.93%、22.42%和25.09%。     

TRISO燃料颗粒等效导热系数理论模型研究

三层各向同性碳包覆（TRISO）燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成，具有良好的裂变产物包容能力，其等效导热系数是计算弥散微封装燃料等效导热系数的重要基础。本文首先从球坐标下基本导热方程出发，基于多相固体宏观等效导热理论，建立了TRISO燃料颗粒等效导热系数理论计算模型；然后，结合固-固二元复合材料等效导热系数Chiew-Glandt模型分析了锆基微封装燃料（M3）芯体等效导热系数。结果表明，本文开发的模型可有效模拟TRISO燃料等效导热系数。基于开发的TRISO等效导热系数模型计算获得了全陶瓷微封装燃料（FCM）的等效导热系数。      

TRISO燃料颗粒等效导热系数理论模型研究

TRISO (tri-structural isotropic) fuel particle consists of a fuel kernel in the center coated with four layers, with good fission product retention capability. The effective thermal conductivity of TRISO fuel particle is an important basis for calculating the effective thermal conductivity of dispersed fuels. In the present work, the theoretical model of the effective thermal conductivity of TRISO particle is built based on the theory of the effective thermal conductivity in multiphase solids in the framework of spherical coordinate and then the effective thermal conductivity of metal matrix microencapsulated fuel (M3) is analyzed combined with the Chiew-Glandt model which is the effective thermal conductivity model for solid-solid binary composite. The results show that the present model provides an excellent prediction of the thermal conductivity of TRISO particle. Finally the effective thermal conductivity of fully encapsulated fuel (FCM) is presented.     

Neutronic performance comparation of MOX, nitride and metallic fuel based 25–100 MWe Pb–Bi cooled long life fast reactors without on-site refuelling

In this paper the performance of 25–100 MWe Pb–Bi cooled long life fast reactors based on three type of fuels: MOX, Nitride and Metal are compared and discussed. In general MOX fuel (UO₂–PuO₂) has lower atomic density compared to the nitride or metal fuel, but MOX fuel has some advantages such as higher Doppler coefficient, high melting point and availability. Nitride fuel has advantages such as high density, high thermal conductivity, and high melting point, but need N-15 to avoid C-14 problems.

The results show that nitride fuel as well as MOX fuel can be used to develop 25–100 MWe (75–300 MWth) Pb–Bi cooled long life reactors without on-site fuelling. The results show that nitride fuels have more superior neutronic characteristics compared to that of MOX fuel due to higher density. However, in the large power level both fuels can be easily applied. In lower power level the MOX fuel need higher fuel volume fraction to reach the comparable target of nitride fuelled cores.     

Thermal conductivity of U–Mo/Al dispersion fuel: effects of particle shape and size,stereography, and heat generation

This paper describes the effects of particle sphericity, interfacial thermal resistance, stereography, and heat generation on the thermal conductivity of U–Mo/Al dispersion fuel. The ABAQUS finite element method (FEM) tool was used to calculate the effective thermal conductivity of U–Mo/Al dispersion fuel by implementing fuel particles. For U–Mo/Al, the particle sphericity effect was insignificant. However, if the effect of the interfacial thermal resistance between the fuel particles and Al matrix was considered, the thermal conductivity of U–Mo/Al was increased as the particle size increases. To examine the effect of stereography, we compared the two-dimensional modeling and three-dimensional modeling. The results showed that the two-dimensional modeling predicted lower than the three-dimensional modeling. We also examined the effect of the presence of heat sources in the fuel particles and found a decrease in thermal conductivity of U–Mo/Al from that of the typical homogeneous heat generation modeling.