Pu在膨润土层中的反应性迁移模拟研究(1)——地下水-膨润土体系演化的地球化学模拟

在某区含Pu高放废物处置系统的性能评价中,需要分析水-岩相互作用下蒙脱石、孔隙度、pH值等演化过程对膨润土材料性能及Pu反应性迁移的影响,为此,本文以工程屏障系统中厚度为1 m的柯尔碱膨润土回填材料为研究对象,基于地下水入渗景象,采用TOUGHREACT模拟了地下水-膨润土体系的地球化学演化。结果表明:膨润土完全饱和约需20年;膨润土中蒙脱石的伊利石化作用很弱,而去白云石化过程(白云石溶解、方解石形成)相对明显,这使得水中Ca^(2+)浓度减小、Mg^(2+)和HCO_(3)^(-)浓度增大、pH值呈弱碱性且维持在8.1~10.3范围内;膨润土的孔隙度和渗透率变化不明显(变化量不到2%)。这些演化过程将有利于维持膨润土的膨胀性,阻滞核素向外迁移。

磁约束核聚变托卡马克装置研究进展与展望

本文围绕磁约束核聚变实验阶段的重点科学问题以及聚变工程化过程中面临的主要挑战,重点介绍了国内外托卡马克装置的发展历程及现状,概述了主要在役托卡马克装置的基本参数、主要任务、重要里程碑、当前重点研究方向及相关发展规划等。国际磁约束聚变研究已由等离子体物理实验为主逐步迈向重点聚焦聚变堆核工程与技术研发阶段,加快建立聚变能开发产业体系是推动受控核聚变技术发展的关键。本文还对磁约束核聚变托卡马克的未来发展方向和技术路径进行了分析和展望,并归纳提出加速聚变发展需尽快布局的核工程与核技术重点方向。

《原子能科学技术》征稿简则

1)文稿务求论点明确,文字简练,数据可靠。2)文题简明(20个汉字以内);中英文摘要须包括题目、作者姓名、作者单位、省名、城市名和邮政编码,并应写成叙述性文摘(含有研究目的、方法、结果和结论),英文摘要不少于400个实词且不必与中文摘要全部对应;关键词3~8个。3文稿应采用阿拉伯数字进行分级编号。引言不编号,也不写“引言”字样。4)基金项目名称及项目编号、通信作者需在首页以页下注形式写明。5)文稿中外文字母、符号须分清大、小写上下角的字母、数码和符号等位置的高低应区别明显。

《原子能科学技术》征稿简则

1.文稿务求论点明确,文字简练,数据可靠.2.文题简明(20个汉字以内):中英文摘要须包括题目、作者姓名、作者单位、省名、城市名和邮政编码,并应写成叙述性文摘(含有研究目的、方法、结果和结论),英文摘要不少于400个实词且不必与中文摘要全部对应,关键词3~8个:3文稿应采用阿拉伯数字进行分级编号。引言不编号,也不写“引言”字样。

主编寄语——纪念《原子能科学技术》创刊65周年

1959年,新中国刚刚成立10周年,国内百废待兴,国际形势险恶,中国核科学事业如旭日初升。应时代之需,钱三强先生创办了我国第一本核科技期刊——《原子能科学技术》,并出任主编。郭沫若先生亲笔题写了刊名。从此,《原子能科学技术》肩负起促进学术交流、培养专业人才、服务国家核事业的重任,时至今日,已走过了65个春秋。

《原子能科学技术》征稿简则

1)文稿务求论点明确,文字简练,数据可靠。2)文题简明(20个汉字以内);中英文摘要须包括题目、作者姓名、作者单位、城市名、省名和邮政编码,并应写成叙述性文摘(含有研究目的、方法、结果和结论),英文摘要不少于400个实词且不必与中文摘要全部对应;关键词3~8个。

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《原子能科学技术》征稿简则

1)文稿务求论点明确,文字简练,数据可靠。2)文题简明(20个汉字以内);中英文摘要须包括题目、作者姓名、作者单位、城市名、省名和邮政编码,并应写成叙述性文摘(含有研究目的、方法、结果和结论),英文摘要不少于400个实词且不必与中文摘要全部对应;关键词3~8个。

《原子能科学技术》征稿简则

1)文稿务求论点明确,文字简练,数据可靠。2)文题简明(20个汉字以内);中英文摘要须包括题目、作者姓名、作者单位、城市名、省名和邮政编码,并应写成叙述性文摘(含有研究目的、方法、结果和结论),英文摘要不少于400个实词且不必与中文摘要全部对应;关键词3~8个。

高庙子膨润土胶体释放影响因素试验研究

高放废物处置库中缓冲回填材料膨润土与地下水相互作用时会释放出胶体,而胶体会直接影响放射性核素的迁移行为,因此,膨润土遇水释放胶体研究是处置库系统安全评价的重要内容之一。本文以高庙子膨润土为研究对象,通过室内试验,获得了离子种类、离子强度、pH、温度与浊度的关系曲线,并对这些因素影响胶体释放的机理进行了分析。结果表明:阳离子种类抑制膨润土释放胶体排序依次为Li^(+)<Na^(+)<K^(+)<NH_(4)^(+)<Zn^(2+)<Mg^(2+)<H+<Ca^(2+);阴离子中除OH-对胶体释放有显著促进作用外,其他阴离子基本对胶体释放影响不大;溶液离子强度越大,抑制膨润土胶体释放的能力越强;膨润土在中性条件下更容易释放胶体;在20~50℃之间,升高温度有利于膨润土胶体的释放。

钠冷快堆关键热工水力问题研究现状及展望

钠冷快堆因其高热效率、高燃料利用率和固有安全性,以及能够实现闭式燃料循环以减少长寿命放射性废物的独特优势,被认为是第四代核能系统的首选堆型,也是目前国际核能领域的研究热点。本文概述了国际钠冷快堆及热工水力领域的发展历程和未来方向,并指出了当前钠冷快堆热工水力领域发展所面临的主要问题。结合我国的发展现状和挑战,本文针对热工水力研究领域的三个关键核心方面进行了深入分析:冷却剂钠的流动换热特性、堆芯热工水力分析方法,以及自然循环余热排出的设计与验证。总结了国际范围内的研究成果,分析了遇到的技术挑战和未来研究的发展趋势,并探讨了我国在这些领域的研究现状及未来的研究方向。这些分析和总结旨在为中国钠冷快堆技术在提高安全性和经济性方面的技术挑战提供指导,同时也为未来钠冷快堆的热工水力设计和优化提供重要的参考依据,以推动我国钠冷快堆技术的进一步发展。

池式钠冷快堆堆内自然循环余热排出设计研究

基于装量功率比约为1 t/MW的较典型池式钠冷大功率快堆的堆内自然循环设计,采用ERAC程序,对两组4种不同事故余热排出系统(DHRS)输入条件下,反应堆在紧急停堆后堆内的自然循环余热排出特性进行分析。结果表明,从DHRS启用到其对堆芯产生显著冷却效应,需要较长时间,在千秒量级。在该段时间内,堆芯余热的排出依靠反应堆固有的热工流体安全特性。随后,在堆内关键温度上升到限值之前启用DHRS带出池内热量,使堆内关键温度处于下降趋势即可满足安全要求;相比将独立热交换器(DHX)布置在冷池,将其布置在热池时,热池温度及主容器壁温相对要低,这有利于主容器的温度控制,其效果要优于布置于冷池。另外,不同布置会对堆芯盒内、盒间流流量产生影响,但总体上对堆芯的冷却效应影响不大;池式钠冷快堆余热排出设计中,要充分利用固有热工流体安全特性,降低对DHRS的时效性要求。可以考虑将全部的DHX都布置在热池,并缩小设备体积、降低散热功率设计值,或在不降低安全性的前提下选用其他更经济便捷的有效方式等,以此大幅降低余热排出设备投入成本,降低反应堆运行成本,提高经济性。本文研究结果可为我国后续的商用快堆、一体化快堆等池式液态金属堆的堆内自然循环设计提供重要参考。

多核素示踪粤西广海湾水体和颗粒物输运过程

利用放射性同位素在海洋环境中的迁移行为,探索与其相对一致的海洋学过程,已成为海洋学研究的一种重要技术手段。本文利用海洋放射性同位素示踪技术,以溶解态镭同位素^(224)Ra、^(223)Ra、^(228)Ra和颗粒态核素^(7)Be、^(210)Pb、^(234)Th为示踪核素,于2019年10月至2020年1月期间开展了粤西广海湾水体和颗粒物输运过程的调查研究,并用修正^(224)Ra/^(228)Ra模型计算了广海湾水体滞留时间。结果表明,广海湾水体及其携带溶解态物质向外海迁移的时间尺度约为1 d。在定量评估广海湾颗粒态^(7)Be和^(210)Pb的各项来源与归宿的基础上,构建了两核素箱式模型。结果表明:大气沉降是广海湾^(7)Be和^(210)Pb的重要来源,广海湾向湾外输送是^(7)Be的最大归宿;珠江来沙随粤西沿岸流以涨落潮形式进入广海湾,构成广海湾^(210)Pb的潜在重要来源。利用典型海湾^(7)Be、^(210)Pb和^(234)Th颗粒物滞留时间模型,分别估算了广海湾悬浮颗粒物滞留时间,通过对比三核素估算结果,本文认为以^(210)Pb示踪的广海湾颗粒物滞留时间(τ_(p,Pb)=12~45 d)能更好地指示广海湾颗粒物及其携带颗粒活性污染物(如重金属、部分有机污染物)输运过程的时间尺度。

乏燃料棒M5锆合金包壳的透射电镜分析

压水堆燃料元件的锆合金包壳,在服役期间会经受高中子注量辐照,其微观组织将发生很大变化,从而影响其宏观性能,因此锆合金包壳的中子辐照行为研究一直是核领域的研究重点。但由于材料经中子辐照后具有较强的放射性,相关的实验必须在热室内进行,因此针对辐照后燃料包壳微观组织的研究也一直是工作的难点。本文在中国原子能科学研究院热室设施上,通过透射电镜分析手段,研究了M5锆合金包壳材料中子辐照后的微观组织。样品来源于国内商业压水堆AFA3G型乏燃料棒,其燃耗分别为14 GW·d/tU和41 GW·d/tU。从燃料棒上截取长度约10 mm的包壳样品,在热室内完成去芯块与化学清洗,获得空包壳样品,然后通过机械制样方法,制备出?3 mm薄片状包壳基体样品,最后采用电解双喷减薄方法,制备出包壳透射电镜观察分析样品。另外,为对比锆包壳辐照后的组织变化,采用同样方法制备了相同材料的冷态观察分析样品。冷态样品与辐照样品的观察分析结果表明:冷态Zr合金包壳基体组织内部存在原生的第二相粒子,基体内部整体较为干净,纳米析出相稀少,未观察到明显的位错结构;辐照后,基体内原生的第二相粒子尺寸和分布与冷态样品差异不明显,但出现了明显的纳米析出相和高密度位错组织;随着燃耗的增加,纳米析出相尺寸有增加的现象;低燃耗与高燃耗样品位错组织具有相似性,表明在14 GW·d/tU燃耗下,锆合金包壳内由辐照产生的位错组织已基本趋于饱和状态;电子选取衍射结果表明,辐照后,基体内原生的第二相粒子虽存在一些非晶组织,但仍以bcc晶体结构为主,表明在41 GW·d/tU燃耗下,第二相粒子保持了一定的辐照稳定性;另外,第二相的EDS结果表明,随着燃耗的增加,Nb元素的含量有贫化趋势;分析认为,Zr合金经中子辐照,第二相粒子中的Nb原子扩展至Zr基体内,将促进Nb元素以纳米富Nb相形式在Zr基体中析出。

先进中子检测技术在核工业材料研究中的应用

中子检测技术具有深穿透性、同位素灵敏、无损及可开展原位实验等优势,在核工业材料研发领域具有重要支撑作用。中国原子能科学研究院依托中国先进研究堆中子科学平台,针对核燃料元件、压水堆包壳、压力容器钢、阀杆不锈钢和堆用多组元合金新材料等核工业关键部件和材料开展了中子无损检测研究,获得了燃料元件元素分布、锆合金包壳氢聚行为、压力容器钢焊接残余应力、阀杆老化纳米尺度演化、核级材料织构等关键信息,为核工业材料研发和关键部件性能评估提供了重要方法及关键数据。

核反应堆系统多维度多物理场耦合有限元分析研究

核反应堆系统庞杂且运行环境严苛,存在多物理场耦合的复杂现象。早期开发的多物理场耦合软件具有扩展性和通用性不足的缺点。因此,搭建多物理场耦合框架,针对耦合问题中的关键技术开展研究,对加快我国自主化多物理场耦合平台开发进程具有重要意义。本文介绍了西安交通大学核反应堆热工水力研究室开发的核反应堆多维度多物理场耦合有限元分析平台,主要包含热工流体计算模型的开发、燃料性能分析技术的研究以及多物理场耦合框架的建立等工作。在热工流体计算方面,开展了核反应堆系统两相流分析模型和液态金属快堆子通道分析模型研究,开发了系统分析程序NUSAC和子通道分析程序FLARE;在燃料性能分析技术方面,开展了包覆颗粒弥散燃料和板状燃料的性能分析研究,开发了针对多种燃料的燃料性能分析程序BEEs;在多物理场耦合分析方面,搭建了多物理场耦合框架,结合热工水力、中子物理和燃料性能分析程序,实现了核反应堆多物理场耦合的精细分析。本文搭建的核反应堆系统多维度多物理场耦合有限元分析平台可为核反应堆系统多维度多物理场耦合高保真数值模拟分析提供有力支持。

中国原子能科学研究院核物理基础研究最新进展与展望

核物理是物质科学研究的基础研究前沿和重大应用领域之一,对人类探索物质结构的微观层次、国家的地位与安全发挥了重大作用。中国原子能科学研究院(简称原子能院)核物理基础研究团队依托北京放射性核束装置、HI-13串列加速器、锦屏深地核天体物理加速器等实验设施,开展了核物理基础相关实验与理论研究,在质子晕核破裂机制、不稳定核衰变新模式、核天体反应深地高精度测量、激光驱动核反应等方面取得了多项创新研究成果。本文评述了“十四五”期间原子能院在核物理基础研究方面取得的一些最新进展,并展望了原子能院未来在核物理大科学装置、特色中小型装置、核理论、新型实验技术、学科交叉融合等方面的发展思路。

钍基熔盐反应堆内化学研究进展和展望

熔盐反应堆是第四代核能系统中唯一使用液态燃料的反应堆,在钍基熔盐反应堆研制和运行中有许多直接与化学相关的关键问题,堪比“化学堆”。于是,因熔盐反应堆研发和运行的需要诞生了放射化学在裂变能利用中的一门新分支学科——熔盐反应堆化学。本实验室利用加速器驱动的中子源和γ能谱分析技术开展了钍基熔盐反应堆化学研究。本文介绍了钍铀转换中间核素~(233)Pa和裂变产物~(131)I及~(95)Nb在熔盐反应堆模拟燃料盐中分布和行为的研究进展。基于对美国橡树岭国家实验室(ORNL)的熔盐反应堆实验装置运行中的燃料盐、锕系元素和裂变产物等相关若干问题分析,提出了在钍基熔盐反应堆框架内熔盐反应堆内化学方面应该进一步开展的研究内容,包括钍基熔盐反应堆运行的化学检测和诊断、影响熔盐氧化还原电势的因素、熔盐氧化还原电势检测的新技术等。熔盐反应堆化学研究的进一步深入将拓展熔盐反应堆化学实践和理论,使钍基熔盐反应堆化学水平提升到新高度,为未来钍基熔盐反应堆高效安全运行提供科学技术方面的支撑和保障。

放射性氙高灵敏度现场快速自动化监测系统研制

放射性氙监测是禁核试核查现场视察和核设施安全监测的重要项目之一,能够快速准确地甄别违约核活动和预警识别核设施的泄漏。本文综合运用超低温动态吸附、中空纤维膜除杂和现场低本底测量等技术,研制了一套放射性氙高灵敏度现场快速自动化监测系统,用于放射性氙现场取样、分离和测量。测试结果表明,该系统在氡浓度为20 Bq/m^(3)、采样体积为2 m^(3)、分析周期不大于120 min时,氙回收率为79.9%,对^(133) Xe的最小可探测活度浓度(MDC)小于0.26 Bq/m^(3),测量结果的不确定度小于±12%。该系统具有灵敏度高、分析周期短、全流程自动化的特点,能够应用于核设施安全监测、现场视察放射性氙监测、核应急放射性气体监测等场合。

中国原子能科学研究院紧凑型强流质子回旋加速器的发展和应用

中国原子能科学研究院(简称原子能院)自1958年建成我国第1台回旋加速器以来,已经研发出了一系列强流回旋加速器装置,为我国核学科和核技术应用等发展发挥了极其重要的作用。原子能院在1996年建成了我国第一台专用于医用同位素生产的30 MeV/350μA强流质子回旋加速器,在2014年建成了国际上最大的紧凑型强流质子回旋加速器大科学装置(100 MeV/520μA)。在2021年,原子能院自主研发出了国内首台引出流强1 mA以上的14 MeV强流质子回旋加速器。该加速器的建成,为我国基于小型化强流质子回旋加速器的中子源应用奠定了基础。基于14 MeV强流质子回旋加速装置,先后建成了国内首台用于硼中子俘获治疗(BNCT)的治疗装置样机和用于中子成像无损检测的实验验证样机,并开展了相关实验研究。目前,原子能院正在研制用于BNCT临床等应用的18 MeV/1 mA强流质子回旋加速器,并且正在开展流强达到3~5 mA的基于H_(2)^(+)的新型强流回旋加速器的研发。原子能院的强流回旋加速器,在基于加速器中子源的BNCT和中子成像、加速器生产医用放射性同位素等应用方面将发挥重要的作用。