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.     

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.     

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。     

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.     

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.     

基于统计软件R的安全壳泄漏率试验数据有效性分析

安全壳泄漏率计算过程中，最重要的环节是以不同时刻测量数据对时间进行线性回归分析。对回归的显著性检验以及方差分析是评价试验结果有效性的重要手段。本文基于统计软件R对某电厂调试阶段安全壳泄漏率试验的数据进行分析，通过对线性回归模型的独立性、正态性和异方差性检验以及极端样本点的剔除等方式，探讨泄漏率计算前的回归诊断对计算结果可靠性的影响。通过回归诊断的实例分析发现，在安全壳泄漏率计算的数据样本中，可能存在自相关、非正态和异方差性等问题影响回归结果，进而影响泄漏率的最终结果。因此，在计算泄漏率结果时，须通过回归诊断方法评价数据的有效性，对不能通过检验的样本应通过适当方法对最终结果进行修正。      

一回路压力边界泄漏率试验数据有效性分析

某研究性反应堆一回路压力边界气体泄漏率试验受容积小和设备冷却水等因素干扰,试验数据存在极端样本点,在不改变试验方法的基础上,通过使用回归模型的显著性检验和方差分析等方法确保试验结果的有效性。试验方法借鉴压水堆安全壳泄漏率试验方法,本文选用ANSI/ANS-56.8、RCC-G-1988、ПНАЭГ-10-021-90这3种常用的安全壳泄漏率计算方法进行计算分析,结果表明3种方法计算结果基本相同。通过对线性回归模型中残差的独立性、正态性以及等方差性进行分析,探讨回归诊断对计算结果的影响;同时对于回归诊断发现方差不齐、自相关和极端样本点等问题,结合残差加权最小二乘法和去除极端样本点对最终结果进行修正,提高了结果的可靠性。本文分析方法已应用到核安全审评中。      

气体泄漏幂函数模型在双层安全壳环廊密封性试验中的应用

双层安全壳核电机组的环廊密封性是核安全的重要保证，需在机组装料前完成测试。气体泄漏幂函数模型在计算民用建筑泄漏时比二次函数模型有更大的压力适用范围和更高的精度。本文以气体泄漏幂函数模型为基础，推导了环廊泄漏率的计算模型，以及带环廊负压修正的幂函数拟合方案，并采用某双层安全壳环廊密封性试验实测数据对该计算模型进行验证。结果表明，本文计算模型比带环廊负压修正的二次函数拟合方案和国外某公司使用的线性拟合方案有更高的精度，与双层安全壳实际泄漏情况更加吻合。     

双层安全壳环廊泄漏率分析方法研究

双层安全壳核电机组的环廊密封性是核安全的重要保证,需要准确测量以验证其与设计的符合性。本文以压差和流量之间的二次函数理论为基础推导了环廊负压和时间的函数关系,并利用此函数计算了环廊密封性试验期间内外压力平衡过程中各时间点的泄漏率,同时对环廊负压参考端的压力特性进行了分析,提出了带环廊负压修正的拟合方案。某核电厂实测数据验证结果表明,使用带环廊负压修正的二次函数拟合方案进行环廊泄漏率分析时精度较高。       

秦山核电厂安全壳系统B、C类密封性试验

叙述了秦山核电厂安全壳系统B、C类密封性能试验概况,主要包括试验范围、泄漏率分配、试验结果和总体评价等。     

基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算方法研究

为建立安全壳喷淋覆盖率可靠、快速的计算方法，以对安全壳喷淋系统的设计研究提供新的辅助手段，本研究采用理论分析的方法，建立了基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算模型。通过与基于计算机辅助设计（CAD）的安全壳喷淋覆盖率计算结果进行对比，验证基于蒙特卡罗喷淋覆盖率计算方法的适用性。结果表明，两种方法的计算误差在1%以内。因此，本研究建立的基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算方法可靠且具有广泛适用性，对比CAD软件的喷淋覆盖率计算法，新的方法计算速度更快，人因错误率更低，有利于敏感性分析，可大幅提高安全壳喷淋系统设计能力。      

Air–steam leakage through cracks in concrete walls

In the context of a severe accident in a PWR nuclear plant, the evaluation of the leakage through the containment wall remains a key point of the safety analysis. Here we calculate the leakage of an air steam mixture through a traversing crack taking into account condensation. A 40 h test has been performed on a representative concrete slab with measurements of crack openings and flow rates. The CAST3M code enables us to simulate this test by making thermo-mechanical calculations and calculation of the leakage flow rate. Thermo-mechanical calculations provide data needed by the leakage calculations which are not measurable in the experiment. These are the internal crack profiles (variation of the opening with the curvilinear coordinate of the crack inside the concrete slab). Thermo-mechanical calculations are difficult to perform because boundary conditions of the test are complicated. Leakage calculations are performed with various hypotheses for the internal cracks profiles. A coefficient is applied on the friction factor to take into account additional complexity of the crack geometry.     

On-power containment integrity monitoring in CANDU multi-unit stations

Based on a general review of current on-power test methods and experience in CANDU multi-unit containments, it is concluded that such tests make a significant contribution to plant safety. In particular continuous monitoring at low pressure differentials merits further development and more widespread application.Current on-power tests include individual component testing, quarterly reduced pressure tests (typically at −15 kPa (g)), and continuous pressure trend monitoring at normal operational pressure of −3 kPa(g). A continuous monitoring concept is outlined which consists of a periodically updated mass balance. Instrument error uncertainty for this technique was estimated to be on the order of a 1 cm hole. However systematic fluctuations (often attributable to physical causes) dominate the error analysis in on-power tests. With precautions on sampling interval, a moving regression may be used to generate a leakage rate time series such that the fluctuations can be bounded or eliminated.Experience to-date has indicated that most containment boundary impairments are detectable by component tests or continuous monitoring. On-power tests methods are capable of addressing a significant portion of the containment failure mode spectrum. Station risk assessment and regulatory testing requirements are identified as means by which these methods can be credited in demonstrating containment integrity.     

压水堆释放源项快速估算程序开发

事故时向环境释放的源项是确定核电厂(NPP)应急响应水平和防护行动决策的重要依据。基于电厂工况估算源项是核电厂严重事故应急响应期间重要的应急评价内容之一。在国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)的有关技术文档基础上,本文介绍了基于压水反应堆(PWR)工况进行事故释放源项估算的步骤和基础数据,并归纳了7种实用的事故释放源项估算方法。基于这些方法,开发了PWR事故时环境释放源项快速估算程序。该程序为不同估算方法提供4种释放途径:安全壳泄漏、安全壳旁通、蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)和直接环境释放,除直接环境释放途径外,其他释放途径都估算了核素释放过程中的衰变、滞留、喷淋和过滤等减弱过程。对比发现,软件计算结果与美国核管会的RASCAL软件释放源项计算结果接近。