一、利用聚变中子处置放射性废物（论文文献综述）
张小康[1]（2020）在《聚变堆水冷包层放射性源项分析与精确停机剂量方法研究》文中研究说明中国聚变工程试验堆（CFETR）在运行时将产生大量聚变中子。聚变中子在聚变堆部件中扩散,会造成聚变堆固体部件及冷却剂活化,并产生二次放射性源项,导致停机剂量及放射性迁移,对聚变堆辐射安全造成重大影响。因此,聚变堆放射性源项的计算分析具有重要意义。本文基于2015版CFETR聚变堆设计,采用水冷陶瓷增殖包层（WCCB）方案,开展了放射性源项分析与精确停机剂量方法研究。使用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP和DAG-MCNP5,获得CFETR高精度中子通量;使用活化计算程序FISPACT-II和ALARA完成活化计算,得到其在给定辐照方案下,不同冷却时间的放射性活度浓度、衰变热、多群衰变光子及辐照损伤等放射性特性。通过耦合MCNP及FISPACT-II,完成了 CFETR固体和冷却剂材料的活化计算;基于DAG-MCNP5、ALARA 和 PyNE,实现了 PyNE sub-voxel R2S 并应用于 CFETR水冷包层停机剂量率的计算与分析。针对目前聚变堆固体材料及冷却剂活化分析计算流程复杂、数据量大、效率低、易出错等问题,开发了适用于聚变堆系统化输运和活化耦合计算以及放射性废物分类计算工具NAMF,针对CFETR放射性废物特点提出废物最小化建议。NAMF程序通过耦合MCNP粒子输运和FISPACT-II活化计算,自动化完成CFETR各部件的活化及结果分析,并给出该部件按照给定放射性废物标准的分类结果。对CFETR真空室内部件的活化分析表明,CFETR真空室内所有部件都可以在一定时间的贮存后使用抗辐照的远程操控系统进行再循环再利用。基于中国,英国和美国的放射性分类标准,开展CFETR固体放射性废物分类分析并对结果进行比较,发现中国高水平放射性废物包含了更多的种类,使得聚变堆产生的部分没有长期高衰变热的材料被短暂划分为高放废物并很快衰变至中低放水平。根据CFETR放射性废物特点,从源头控制、清洁解控、再循环再利用和优化处理方式等方面提出废物最小化建议。根据CFETR WCCB冷却剂系统设计,使用MCNP程序计算了冷却剂管道各处的中子通量。根据水冷却剂的流动状态,使用流动时间加权方法,获得不同管段的平均中子通量,应用NAMF,使用一维流动模型计算出冷却剂管道各处的水活化产物的浓度与放射性活度。使用CATE程序,完成了 WCCB冷却剂系统活化腐蚀产物的计算分析,得到冷却剂及管壁的各种活化腐蚀产物的含量,支撑水冷却剂系统辐射安全分析。目前的R2S方法由于网格单元均匀化,忽略了局部几何效应,导致计算精度较低。因此,本文创新性地引入子网格（sub-voxel）方法,修正网格内几何效应导致的光子源分布变化,并应用于核工程计算工具库PyNE及DAG-MCNP5的严格两步法,通过FNG-ITER基准例题验证,结果表明其收敛更快、更准确。使用PyNE sub-voxel R2S计算得到了 CFETR真空室内部件的停机剂量场,为CFETR运行维护人员安全及核安全提供重要参考依据。针对我国停机剂量率计算工具对MCNP软件的依赖的问题,开发了使用开源工具DAG-OpenMC的PyNE R2S计算流程,并完成FNG-ITER基准例题验证,为CFETR的放射性源项计算与停机剂量率计算提供了开源的工具,保障了我国聚变核分析不受限制。
郭庆洋[2]（2020）在《水冷堆活化腐蚀产物多物相多区域迁移模型的研究》文中研究指明在压水堆和聚变堆的水冷回路中,结构材料与冷却剂接触时会不断发生腐蚀作用,腐蚀产物随冷却剂流经辐照区时产生的活化产物是核电厂在正常运行和停堆检修期间重要的放射性来源。对于活化腐蚀产物源项的准确计算有利于合理选择一回路材料和水化学参数,从而有效降低工作人员受到的辐射剂量。目前大部分的活化腐蚀产物计算模型或程序都依赖于实验或电厂运行数据,并且在核素种类、物质形态和空间区域上做了大量的简化处理。实际上,腐蚀产物活化后会产生成百上千种核素,活化腐蚀产物源项计算受制于每种核素存在的物质形态、在材料中的富集度以及在冷却剂中的溶解度等因素,所以需要综合考虑这些因素的影响才能得到较为准确的计算结果。过度简化的计算模型不能精确模拟出真实工况下活化腐蚀产物在各个设备或部件中的物相和空间分布规律,会对源项计算的精度造成不利影响。本论文立足于不同物相的活化腐蚀产物在不同空间区域的迁移问题,对活化腐蚀产物的产生与行为机理进行深入研究。基于控制体理论,将冷却剂回路按照工程需求进行离散分区,每一个区域对应某个重要部件或其中一部分,在每一区域内主要考虑氧化层、沉积层、离子、颗粒4种物质形态。对不同物质形态之间的物相转化及不同空间区域之间的物质迁移过程中涉及的物理化学现象予以精确描述,建立多物相多区域机理模型。对模型中的腐蚀率系数、对流传质系数、溶解度等关键参数分别建立了相应的理论计算方法,其中溶解度的实时计算使得模型能够支持氧化停堆运行等特殊工况下的源项计算,突破了以往模型对运行工况的限制。借助课题组的沉积实验数据,对粒子沉积的理论模型进行pH值的修正,考虑了 pH值对不同尺寸粒子沉积的影响。精细化的计算模型中包含了多种放射性核素、多个核反应类型、多个空间区域,从数学特性上来说是大规模、强刚性、非线性的常微分方程组。论文应用经典的GEAR数值方法对计算模型进行直接求解,提供源项的高精度基准解,并明确直接求解时所能达到的计算精度和效率。在此基础上,全面分析了空间区域、物质形态、放射性核素属性对于模型计算效率的影响,最终提出了一种筛选目标核素与偏离效应定量分析相结合的加速方法。以聚变堆ITER（International Thermonuclear Experimental Reactor）包层水冷回路为例,采用该方法后,计算模型的求解效率相对于直接求解时提高了 200倍以上,成功实现了活化腐蚀产物源项的精细、高效计算。基于上述工作,开发了适用于压水堆和聚变堆水冷回路活化腐蚀产物精确计算的源项分析程序CATE-V3.0。实现了分析任意放射性核素的能力,能够同时满足压水堆和聚变堆不同材料、不同运行工况下的计算需求。通过典型算例对程序中的每一项改进/新增的功能展开了分析,并与早期程序CATE-V2.0进行比较,结果表明改进后的CATE-V3.0程序在物相、空间区域、核素种类、求解方法、运行工况等方面均具有显着优势。为了验证本论文所开发的多物相多区域迁移模型及程序的正确性和可靠性,从实验及程序两个角度出发进行了算例验证。在实验验证方面,选取压水堆MIT-PCCL实验回路进行模拟,CATE-V3.0程序的计算结果与实验测量结果吻合良好。在程序验证方面,选取了秦山二期核电厂一回路和ITER水冷回路进行模拟,CATE-V3.0程序的计算结果与国际同类程序符合较好。通过上述算例,验证了论文模型和程序的正确性以及对水冷反应堆中源项计算的适用性。最后,本文应用CATE-V3.0程序完成了中国聚变工程实验堆CFETR和新型三代压水堆的活化腐蚀产物源项的精细分析,提出了相关的辐射防护工作优化建议。论文建立的活化腐蚀产物多物相多区域迁移模型及其高效求解算法具有一定的方法学研究价值,开发的CATE-V3.0程序和完成的相关算例也具有一定的工程应用价值,有助于全面提升活化腐蚀产物源项分析能力,对电厂工作人员及环境的辐射安全有着重要意义。
杨海林[3]（2020）在《磷酸钾镁水泥用于高放废液应急固化的研究》文中研究说明高放废液是核反应堆乏燃料后处理流程排放的具有腐蚀性的强酸性废液,其中包含了乏燃料中的大部分放射性,具有很强的放射性和生物毒性,是放射性废物处理处置中的焦点问题。目前的高放废液固化技术均以固化后的最终地质处置为目标,但高放废液在事故情景下面临重大的核泄露风险,其应急固化问题也应受到足够的重视和深入研究。应急固化作为一种极端情景下的技术预案,要求设备简单、工艺成熟、操作方便、安全可靠、耗能低、固化迅速。磷酸镁水泥（MPC）是由氧化镁与磷酸盐之间通过酸—碱反应而快速凝结硬化的一种新型胶凝材料,具有凝结硬化快、强度高、体积稳定性好、可在酸性环境下使用等优点。本文研究将由磷酸二氢钾配制的磷酸钾镁水泥（MKPC）用于高放废液的应急固化。采用中心复合响应曲面法设计试验方案进行应急固化的工艺可行性研究,研究表明在废液3≤pH≤7,水泥基材2≤M/P≤5范围内,MKPC可以实现模拟高放废液的快速应急固化。固化体可在10min内初凝,40min内终凝,凝结硬化时间短,3h抗压强度可以达到7MPa,28d抗压强度达到50MPa。核素Cs+和Sr2+的固化效果好,Cs+在3h的固化率就可以达到80%,Sr2+的3h固化率即可达到90%以上。pH和M/P值对初凝时间具有显着影响,可通过M/P值调控固化体的凝结硬化时间,辅助调节废液pH值控制早期水化反应速率,M/P值对固化体早期强度的形成有显着影响,随着龄期的增加体系形成的孔隙结构成为影响强度的主要因素。固化体微观结构形成和核素固化效果进探究表明在室温下磷酸钾镁水泥净浆的水化反应产物主要为K型鸟粪石Mg KPO4·6H2O和Mg（H2PO4）2·4H2O两种磷酸盐,应急固化用高放废液替代MKPC水化反应过程中所需的拌合水,水化反应中Cs、Ce等放射性元素取代K型鸟粪石中K离子的位置生成Mg Cs PO4·6H2O和Mg0.5Ce2PO4。废液pH值对固化体早期物相组成有较大影响,但对后期物相组成的影响不显着,后期pH值主要影响固化体的结晶度。M/P=3～5时,废液pH对固化体的Cs+固化率影响较小。核素包容研究结果表明磷酸钾镁水泥对Cs元素具有较好的固化能力,而Sr、Ce元素对固化体抗压强度产生不利影响,且Ce元素影响更大。Cs+的静态浸出试验表明Sr和Ce元素对Cs+的固化也存在不利影响。固化体经500℃热处理后试块表面无开裂等形貌变化,大部分固化体抗压强度均有所提高,固化体体积有小幅度收缩。为改善MKPC高温下的体积稳定性并实现陶瓷化,采用偏高岭土和氧化铁对MKPC固化体进行改性,结果表明偏高岭土和氧化铁的掺入可以显着改善MKPC固化体的高温体积稳定性,且在试验掺量范围内,掺量越大,体积稳定性越好。改性后的固化体常温养护1h就有良好的固化效果。常温养护1h后,掺偏高岭土固化体7d的核素Cs浸出率低于10×10-5g/（cm2·d）,掺氧化铁固化体7d的核素浸出率约为20×10-5g/（cm2·d）。固化体核素浸出率随热处理温度的升高有下降的趋势,改性后浸出率在1000℃达到最低,而未改性固化体的浸出率在1100℃达到最低。掺入偏高岭土或氧化铁的MKPC固化体依然具有早强的特点,且28d时掺偏高岭土或氧化铁的MKPC固化体抗压强度均高于对照组。为了研究固化体的的耐辐照性能,采用蒙特卡洛软件SRIM模拟α射线和Kr+离子辐照MKPC基材,结果表明10ke V～10Me V的He2+离子Kr+离子入射时,MKPC材料的电子阻止和核阻止本领的变化趋势类似于人造岩石,但其阻止本领低于烧绿石和钙钛锆石,入射离子在MKPC中的投影射程高于烧绿石和钙钛锆石。5.0Me V的He2+离子垂直入射时在MKPC中的能量损失以入射离子的电离能损（ionization by ions）为主;1.0Me V的Kr+离子垂直入射MKPC时在MKPC中的能量损失以入射离子电离能损（ionization by ions）、反冲离子电离能损（ionization by recoils）和反冲离子声子能损（phonons by recoils）为主。5.0Me V的He2+离子垂直入射时平均每个He2+离子碰撞产生204次原子离位,其中形成201个空位,发生3次取代碰撞。1.0Me V的Kr+离子垂直入射时平均每个Kr+离子碰撞产生8431次原子离位,其中形成8302个空位,发生129次取代碰撞。1.0Me V的Kr+离子辐照时,相同条件下MKPC基材的原子平均离位（dpa）值大于钙钛锆石,但仍为同一量级,烧结后MKPC基材的dpa值有所减小。相同离子入射在烧结MKPC中造成的辐照损伤略低于原状MKPC,分布规律基本一致,表明热处理后MKPC基材的耐辐照性能略有提高。总体上MKPC基材的耐辐照性能低于人造岩石,但dpa值为同一量级,固化体在高放废液内辐照下可保持一定时间内的宏观性能稳定,满足应急固化的要求。本文研究表明,MKPC应急固化高放废液可以实现使放射性核素与其他反应物生成难溶的磷酸盐矿物,同时结合磷酸钾镁水泥水化物的物理包裹作用,实现快速固化,在事故情景下使高放废液迅速失去流动性从而避免核泄漏。MKPC用于高放废液应急固化工艺上具有可行性,固化体在化学稳定性、机械强度、抗浸出性能、热稳定性等方面均满足应急固化的需要,通过掺加偏高岭土和氧化铁改性可以进一步改善MKPC固化体的高温体积稳定性。考虑到应急固化并非永久处置手段而只是形成中间固化体,MKPC基材的耐辐照性亦能满足应急固化的需要。
周波[4]（2020）在《液态燃料熔盐堆放射性源项研究》文中研究指明核反应堆运行时,易裂变核素在中子诱发裂变情况下产生大量的放射性核素,这些放射性核素的种类繁多,演化特性复杂,并带有很强的放射性。核反应堆设计时会考虑多道实体屏障并考虑纵深防御安全设计来限制这些放射核素到环境的释放量,以满足核电厂环境辐射防护的规定。同时会对核反应堆进行必要的生物屏蔽设计,将工作人员的辐射剂量降低到合理可行尽量低的水平,以满足核电厂运行辐射防护对工作人员剂量限值的规定。在发生核电事故的情况下,对放射性物质起到包容作用的实体屏障一旦遭到破坏,大量放射性核素就会释放到环境中,给公众和环境带来极大的危害。因此准确确定反应堆内产生的放射性种类和产量,预测放射性核素在反应堆系统内的动态演化及分布对反应堆的安全运行以及对环境和人类的安全防护具有重要意义。与传统商用堆型相比,熔盐堆的燃料成分及形态、堆内结构材料、设计结构具有显着的区别。例如,传统压水堆采用的核燃料类型为固定式,轻水或重水作为冷却剂,熔盐堆以液态熔盐作为燃料,同时兼做冷却剂,正常运行时大量的放射性核素随燃料盐流出堆芯,经过上腔室、热管段、主泵、换热器、冷管段、下腔室,最后再流入堆内。对于传统压水型反应堆,通常采用静态点燃耗程序模拟放射性核素的演化。但对熔盐堆而言,燃料盐流动会导致流出堆芯的部分裂变产物摆脱了其在堆内对中子的吸收,从而打破了放射性核素及其子体在传统反应堆中的演化与平衡关系,这对放射性核素的浓度及总积存量均会产生一定影响,很显然利用传统点燃耗程序对熔盐堆放射性核素进行分析是不准确的。基于以上讨论,本工作基于Mathematica7.0完成了流动状态下裂变产物源项输运方程的理论推导,在传统燃耗方程基础上沿流动方向进行空间节点划分,增加流动项对相邻节点之间建立节点间的流动关联,从而建立了熔盐堆主回路系统裂变产物源项动态分析模型MSRFP 1.0,同时为活化产物源项分析建立了专用程序MAST1.0。将MSRFP 1.0以及MAST1.0与参考程序ORIGENS进行了初步对比验证,单核素活度值最大相对偏差在燃耗寿期内小于10%,符合较好。对2MW回路式熔盐实验堆主回路系统放射性源项进行了重点分析,分析了流动对关键裂变产物源项的浓度、总产量及分布的影响规律。结果表明流动会导致短寿命裂变产物在主回路系统内分布不均匀,且受流量大小影响显着。对尾气处理系统中裂变气体及其子体的迁移演化规律进行了分析,计算表面不同的去除份额对裂变气体子体的产量影响显着。同时流动会对关键裂变毒物135Xe的总量带来显着影响,对由中子俘获产生的裂变活化产物如134Cs、110mAg等核素的总产量也会带来显着影响。同时对覆盖气体系统、尾气系统、石墨构件、控制棒系统、主容器合金材料的放射性种类及产量及卸料后的潜在生物毒性进行了全面分析。计算结果及理论研究方法为熔盐反应堆物理与屏蔽设计、放射性废物管理、在役检修以及退役等提供了重要参考。
沈欣媛[5]（2019）在《我国核安全监管法律法规体系对聚变堆适用性研究》文中指出随着国际热核实验堆ITER的建设推进,参与ITER计划的各方已经开始筹划下一代聚变堆的研发与建设,如欧洲的EU-DMEO和中国的CFETR,旨在建成聚变示范电站或聚变工程实验堆。聚变堆具有中子能量高、流强大、能谱范围复杂、堆结构复杂且服役环境极端、放射性氚贮量大等特点。在运行服役期间,有可能引发与裂变堆相似的职业辐照、放射性释放等风险,如何对核反应堆级别的聚变设施开展安全监管已成为重要研究方向。截至目前,国际上尚无国家正式颁布针对聚变堆的核安全监管要求,可能导致针对聚变堆的研发活动处于“无法可依”的境地。为解决上述问题,本文首先对国内外核安全监管法律法规体系进行了全面调研,梳理了我国开展聚变核安全监管所面临的内外部法律法规环境,随后进一步对全球范围内开展的聚变核安全相关工作和经验进行了总结,尤其是ITER核安全评价与许可证申请和审批的实践经验。研究发现,通过数十年研究积累,在传统裂变已发展成熟的安全理念基本框架的基础上,聚变领域初步形成了安全理念雏形。本文系统阐明了聚变堆的安全特性,指出聚变堆在放射性源项与能量源项、事故特性、职业辐照、放射性废物等方面与裂变堆存在的显着差异,并基于此,从安全目标、安全功能以及安全分析和评价等方面构建了聚变堆的安全理念并将其与裂变堆安全理念进行对比,为聚变堆的安全设计及核安全法律法规建设奠定了基础。基于聚变堆和裂变堆在安全特性和安全理念上的差异,本文对我国现行的核安全法律法规体系进行了全面梳理,从我国现行法律法规体系的“金字塔式”结构入手,一是从纵向上对位于法律层、行政法规层、部门规章层,以及指导性文件层等不同层级法律法规文件对聚变堆的适用性逐条进行分析;二是从横向上,即法律法规体系中蕴含的主要制度体系及安全要求的角度,对我国当前的核安全法律法规体系中的许可证制度、放射性废物安全管理制度、辐射防护和安全评价制度,以及核设施设计安全要求等对聚变堆的适用性进行分析。在相关分析结果的基础上,对我国聚变核安全监管法律法规体系建设可能的实现途径进行了探讨。最后,按照上文提出的法律法规体系建设实现途径,结合聚变目前的发展阶段以及发展要求,本文从对聚变堆适用性相对低的部门规章层选取核动力厂设计安全有关规定作为研究样本,尝试对其提出了修订建议;同时在指导性文件层,选取现阶段的重要缺项之一,有关聚变堆安全分级方面的导则作为研究样本,参照目前在裂变领域已发展较为成熟的方法和框架,提出了针对聚变设施的安全分级方法框架。为保障法律法规修制定工作顺利实施和推进,本文还提出了配套政策建议,并简单总结了开展聚变核安全法律法规体系建设可能面临的挑战。
张建东[6]（2018）在《利用飞行时间-二次离子质谱研究钨材料中的氢行为与ISG玻璃腐蚀层中的元素分布》文中研究说明核能的利用被认为可以解决包括能源危机在内的一系列问题,相应的科学研究也在广泛展开。核能包括裂变能与聚变能,其中裂变核反应除了可提供巨大的能量外,也会产生大量的放射性废物。玻璃固化技术具有处置效率高、适合长期存放等优点,因此成为当前广泛使用的放射性废物处置技术。然而,玻璃固化体的存放时间往往要达到百万年以上,其本身的抗腐蚀性能与稳定性便成为重点关注的问题。另一方面,聚变能由于有着更高的产能效率与更低的放射性污染,也得到了极大的关注。但在其装置的设计与研发中,面向等离子体材料（plasma-facing materials,PFMs）的性能与选择仍需进一步研究。钨材料具有高熔点、低溅射率与低氢同位素（D/T）存留等优点,因此被用于国际热核聚变反应堆（International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER）的偏滤器部分。其受到低能、强流的氢同位素离子轰击后的性能变化也被重点关注。这些问题往往最终归结到基础问题的研究上,例如材料中元素的分布、表界面形貌的变化等。目前的实验技术仍不足以解决以上所有的问题,新技术的引入与发展因此而变得十分重要。二次离子质谱（SIMS）是一种仍处于发展中的分析技术。该技术通过分析离子轰击材料表面产生的二次离子与离子团簇,可获得所研究材料中元素的表面质谱、深度分布与表面成像等重要信息。SIMS具有高探测灵敏度（ppm级别）、高质量分辨率（M/ΔM>10000）、高深度分辨率（1-10 nm）与高横向分辨率（约100 nm）等优点。此外,SIMS对样品制备的要求简单,这些优点综合起来,是其它任何技术都无法比拟的。过去几十年来,SIMS在生物、化学与半导体材料领域获得了长足的发展与应用,但在核材料相关领域,SIMS的应用与发展仍处于起步阶段。因此,本论文首次利用ToF-SIMS对面向等离子体材料与玻璃固化体中的基础问题进行进行研究。论文主要分为两部分,一是对氢（H）在多晶钨中的分布与沉积行为的研究,二是对于玻璃固化体元素成像技术的探究。此外,论文也对ToF-SIMS技术的优势与不足进行了探讨。主要内容如下:1.通过6 keV H+离子注入钨中的实验,研究不同注入条件对H沉积行为的影响。结果表明,钨中气泡与表面肿胀随着注入剂量的增加先后形成。另一方面,40 keV的H+离子在注量较低时即可有效引起钨表面的肿胀。深度分析表明,尽管40 keV的H+注入剂量较小,其在注入区的浓度却与6 keV的H+离子注入较高剂量时接近,由此导致的局部饱和是钨表面形成肿胀的原因。此外,高能H+离子辐照引起的缺陷会束缚更多的氢离子,也会影响H+离子向材料内部的进一步扩散。2.利用40 keV H+离子注入的钨样品进行原位退火分析,探究离子辐照后钨中产生的缺陷性质。结果表明H在200-300℃与400-500℃时有两个明显的释放平台,对应两种不同类型的缺陷,两种缺陷均位于H+离子射程分布范围内。在对室温下放置130天后的样品进行深度分析与退火后,除发现上述两个热脱附峰外,还观察到了H在室温下的缓慢释放,对应一种较弱的束缚形式。这种束缚遍布整个注入区域,为钨自身的固有缺陷与间隙原子缺陷导致。3.通过比较He+-H+辐照、Au+-H+辐照与单束氢辐照下的H分布行为,探究不同损伤条件对氢在多晶钨中的分布与沉积的影响。结果表明H的深度分布与预损伤离子的深度分布有关。进一步的离线退火实验表明,Au+离子与He+离子辐照产生的缺陷对应的热脱附温度均低于600℃。He还可能占据钨中H的位置,导致H在钨中的浓度不升反降。此外,位于钨靠近表面的位置还有对应更高束缚能的缺陷,这些缺陷可能由H+离子注入引起,但仍需更多实验验证。4.离子交换与扩散被认为是玻璃固化体腐蚀过程中的重要部分,对应关注的元素有H、Li、B、Na、Si等。目前使用的方法存在表征能力弱,灵敏度较差等难题。ToF-SIMS可以灵敏探测到腐蚀过程中的上述元素,并有着极佳的横向分辨率。对ISG块状玻璃中H+及B+、Na+、Al+、Ca+与K+离子的成像进行探究表明,利用适当电流强度的O溅射束,可有效解决ToF-SIMS成像时存在的H本底过高等问题。该方法对ISG块状玻璃成像的分辨率好于200 nm,对极难实现成像的H元素也有很好的效果。5.由于更不规则的形状与极大的表面积/溶液体积比（S/V）,ISG玻璃颗粒中的腐蚀行为更加难以观察。本工作对颗粒状ISG玻璃的表征方法与腐蚀机理进行研究发现,离子交换行为不仅与S/V息息相关,还与腐蚀过程中的应力变化有一定关系。此外,溶液分子通过微米级的缺陷进入玻璃体产生腐蚀,进而导致玻璃碎裂。这也是ISG玻璃颗粒产生复杂腐蚀行为的原因之一。本论文主要使用的分析设备为飞行时间-二次离子质谱仪（ToF-SIMS 5）,同时还有其它实验技术的辅助。例如,对于氢在多晶钨中的行为研究借助了扫描隧道显微镜（SEM）、聚焦离子束（FIB）、透射电子显微镜（TEM）与X射线衍射（XRD）等方法。对玻璃腐蚀机理的研究也借助了SEM等相关实验技术。本论文工作充分利用ToF-SIMS的特性与优点,使得氢的深度分布有更高的分辨率与更好的灵敏度,并使玻璃腐蚀层实现包括氢在内的各个元素的高分辨率成像。同时,本工作的分析方法与实验过程也可以引申到其它无机材料的分析中,体现了ToF-SIMS在核材料表界面成像与深度分析中的巨大作用。
杜祥琬,叶奇蓁,徐銤,万元熙,彭先觉,苏罡,杨勇,高翔,师学明[7]（2018）在《核能技术方向研究及发展路线图》文中认为笔者按照核能技术成熟度将课题分解为热堆、快堆和四代堆、受控核聚变科学技术三个专题,采取专题调研、交叉讨论、系统综合的方法开展研究。分析了核能技术发展的现状、我国核能的安全性、核能技术的发展方向,并给出了核能技术发展路线图。建议以第三代自主压水堆为依托,安全、高效、规模化发展核能;加快第四代核能系统研发,解决核燃料增殖与高水平放射性核素嬗变;积极发展模块化小堆,开拓核能应用范围;努力探索聚变能源。预期到2030年核电运行1.5×108 kW,在建5×107 kW;到2050年快堆和压水堆匹配发展。我国核能发展存在前端和后端能力不足、核心技术研发力量分散、竞争大于合作的局面,建议整合国内资源,组建核能国家实验室,集中力量推进我国核能产业健康、快速发展。
杨军,杨章灿,徐乐瑾,吴幸慈,邓程程,周夏峰,胡帮达[8]（2018）在《2017年核能科技热点回眸》文中研究指明盘点了2017年国际上在核能科技重点领域取得的重要研究与开发进展情况,讨论了核能科技领域的一些前沿及热点问题,重点回顾了第四代反应堆、第三代反应堆先进技术、数字反应堆、核材料、放射性废物与乏燃料处理与处置、核安全立法及公共政策等领域取得的部分重要成果。
卢棚[9]（2018）在《聚变堆停堆剂量率分析方法和应用研究》文中研究指明在聚变装置中,对放射性核素活度、衰变热、光子剂量率等活化问题的分析是屏蔽设计中不可或缺的研究环节。目前,对于活化问题的计算通常采用中子输运和辐照输运的三维耦合方法,技术路线比较成熟;但对装置停堆后光子剂量率的计算,还需要作光子输运,计算过程较为复杂。现有的停堆剂量率计算主要有两种接口程序,即严格两步法（R2S）和直接一步法（D1S）。R2S计算准确,但比较耗时;而D1S计算快速,但结果误差较大。因此,本文开发了一种新型快速准确的停堆剂量率程序。在新方法中,全面考虑聚变装置复杂的运行、停堆方案以及中子辐照背景,建立单能中子通量和活化问题之间的近似线性关系;通过修改MCNP源程序,引入中子和衰变光子联合输运计算的思想,开发了全新的、快速精确的停堆剂量率计算程序NASCA。该程序通过欧洲联合环（JET）基准计算,与JET实验值以及R2S和D1S的计算结果做出对比,验证了其在聚变装置停堆剂量率计算上的可行性、准确性和高效性。同时,新程序还被应用于欧洲聚变验证堆（DEMO）氦冷球床包层（HCPB）的活化和剂量率计算。论文详细阐述了 HCPB中结构材料的杂质核素对活化水平的影响以及几何结构对计算精度的影响;分析了 HCPB包层放射性活度和衰变热水平、中子倍增剂铍中杂质铀由于中子辐照产生的钚的存量。利用NASCA程序对DEMO整体剂量率水平作出计算,并与R2S方法的计算作对比,再一次验证新程序计算停堆剂量率的准确性和高效性。基于单能中子通量和活化之间的线性关系,本文对中国聚变工程实验堆（CFETR）氦冷陶瓷包层（HECLIC）进行活化分析。分析结果将为HECLIC包层废物后处理方案的制定以及停堆后余热排出系统的设计提供可靠的数据支撑。最后,本文总结了新程序的开发、在JET上的验证、以及在DEMO和CFETR堆上的应用分析。新程序能够为未来聚变堆的屏蔽设计提供可靠有效的计算工具。
吴宜灿,郁杰,胡丽琴,陈志斌,王石生,杨琪,党同强,朱志强,梁参军,聂保杰,王大桂,李亚洲,王海霞,金鸣,倪木一,贾江涛,汪进,王芳,刘超,蒋洁琼,宋婧,龙鹏程,赵柱民,汪建业,FDS团队[10]（2016）在《聚变堆安全特性评价研究》文中认为确保核安全是未来聚变堆设计、建造和运行过程中必须坚持的最高原则,是聚变堆获得建造和运行许可的前提条件,也是聚变能得以吸引公众的主要理由之一。聚变堆具有高能中子、大量放射性氚、复杂结构、极端服役环境等特点,具有独特的潜在安全问题,因而必须开展针对性研究。本文将从聚变中子与放射性源项、热流体与能量传输、氚安全与环境影响、可靠性与风险管理、安全理念与公众接受度五个方面分别总结其安全特性,系统梳理其关键技术挑战,为建立聚变安全评价体系提供技术支持,进而服务于未来聚变堆的设计与建造。
二、利用聚变中子处置放射性废物（论文开题报告）
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
本文主要提出一款精简64位RISC处理器存储管理单元结构并详细分析其设计过程。在该MMU结构中,TLB采用叁个分离的TLB,TLB采用基于内容查找的相联存储器并行查找,支持粗粒度为64KB和细粒度为4KB两种页面大小,采用多级分层页表结构映射地址空间,并详细论述了四级页表转换过程,TLB结构组织等。该MMU结构将作为该处理器存储系统实现的一个重要组成部分。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
三、利用聚变中子处置放射性废物（论文提纲范文）
（1）聚变堆水冷包层放射性源项分析与精确停机剂量方法研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 符号说明 |
| 第1章 引言 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 中子输运与活化计算理论与方法 |
| 1.2.1 中子输运计算方法 |
| 1.2.2 活化计算理论及方法 |
| 1.3 聚变堆放射性源项分析国内外现状 |
| 1.3.1 国外研究现状 |
| 1.3.2 国内研究现状 |
| 1.3.3 聚变堆放射性源项研究现状总结 |
| 1.4 放射性物质的管理法规 |
| 1.4.1 中国放射性物质管理法规 |
| 1.4.2 美国放射性物质管理法规 |
| 1.4.3 法国放射性物质管理法规 |
| 1.4.4 英国放射性物质管理法规 |
| 1.4.5 国际原子能机构管理法规 |
| 1.4.6 放射性物质管理法规比较与小结 |
| 1.5 停机剂量率计算方法 |
| 1.5.1 直接一步法 |
| 1.5.2 严格两步法 |
| 1.5.3 停机剂量率计算方法小结 |
| 1.6 论文主要工作及意义 |
| 第2章 真空室内部件固体放射性源项分析 |
| 2.1 固体放射性源项分析方法 |
| 2.2 CFETR中子学模型 |
| 2.2.1 几何模型 |
| 2.2.2 材料成分 |
| 2.2.3 材料总体积与总质量 |
| 2.2.4 中子源 |
| 2.2.5 中子通量 |
| 2.3 活化计算 |
| 2.3.1 辐照方案 |
| 2.3.2 增殖区氚移除 |
| 2.4 真空室内部件固体材料核响应 |
| 2.4.1 放射性总量 |
| 2.4.2 包层活化特性 |
| 2.4.3 偏滤器活化特性 |
| 2.4.4 屏蔽层活化特性 |
| 2.5 固体废物放射性水平分类 |
| 2.5.1 中国标准分类结果 |
| 2.5.2 美国标准分类结果 |
| 2.5.3 扩展版美国NRC_FETTER标准结果 |
| 2.5.4 英国标准分类结果 |
| 2.5.5 不同分类标准结果对比分析 |
| 2.6 放射性废物最小化 |
| 2.7 本章小结 |
| 第3章 水冷包层水活化与活化腐蚀产物分析 |
| 3.1 水活化计算方法 |
| 3.1.1 水活化主要产物 |
| 3.1.2 水活化计算影响因素分析 |
| 3.1.3 水活化计算流程 |
| 3.2 水冷包层冷却剂主回路设计方案及参数 |
| 3.2.1 包层内部冷却剂流动方案 |
| 3.2.2 冷却剂系统主回路流动方案 |
| 3.2.3 水冷却剂中子通量 |
| 3.3 水冷包层水活化产物分布 |
| 3.3.1 水活化产物的在辐照区的产生量 |
| 3.4 水活化产物在PHTS中关键位置分布 |
| 3.5 主管道水活化产物的二次辐射场对磁体影响评估 |
| 3.5.1 计算模型 |
| 3.5.2 二次中子与光子源 |
| 3.5.3 磁体核响应 |
| 3.6 活化腐蚀产物计算方法 |
| 3.6.1 计算方法及工具 |
| 3.6.2 辐照方案 |
| 3.6.3 PHTS系统参数 |
| 3.7 水冷包层活化腐蚀产物分布 |
| 3.8 本章小结 |
| 第4章 精确停机剂量计算方法 |
| 4.1 PyNE及PyNER2S |
| 4.2 PyNE sub-voxel R2S |
| 4.2.1 Sub-voxel R2S的关键步骤 |
| 4.2.2 PyNE sub-voxel R2S的验证 |
| 4.2.3 计算准确度对比 |
| 4.2.4 计算收敛速度对比 |
| 4.2.5 计算资源消耗对比 |
| 4.3 基于DAG-OpenMC的PyNE R2S |
| 4.3.1 基于DAG-OpenMC的PyNE R2S实现 |
| 4.3.2 基于DAG-OpenMC的PyNE R2S验证 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 精确停机剂量计算方法在CFETR水冷包层中的应用 |
| 5.1 CFETR水冷包层DAGMC模型 |
| 5.2 CFETR水冷包层停机剂量计算 |
| 5.2.1 中子输运 |
| 5.2.2 活化计算 |
| 5.2.3 光子输运 |
| 5.3 水冷包层停机剂量率 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 全文总结 |
| 6.2 创新之处 |
| 6.3 工作展望 |
| 参考文献 |
| 附录A |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的研究成果 |
（2）水冷堆活化腐蚀产物多物相多区域迁移模型的研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 国外研究现状 |
| 1.2.2 国内研究现状 |
| 1.3 主要研究内容 |
| 1.4 论文的组织结构 |
| 第2章 活化腐蚀产物多物相多区域迁移模型研究 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 活化腐蚀产物行为机理研究 |
| 2.2.1 腐蚀产物的来源及物性 |
| 2.2.2 腐蚀产物的物相转化 |
| 2.2.3 腐蚀产物的区域迁移 |
| 2.3 多物相多区域模型 |
| 2.3.1 模型建立 |
| 2.3.2 重要物理参数计算 |
| 2.4 多物相多区域模型的实验修正 |
| 2.4.1 实验台架设计 |
| 2.4.2 模型修正方法 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 活化腐蚀产物多物相多区域迁移模型的求解方法研究 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 计算模型的数学特性分析 |
| 3.3 GEAR隐式差分方法 |
| 3.4 全核素高精度直接求解计算 |
| 3.5 直接求解的耗时分析 |
| 3.6 目标核素求解计算 |
| 3.7 本章小结 |
| 第4章 基于多物相多区域迁移模型的活化腐蚀产物源项分析程序研发 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 程序架构介绍 |
| 4.3 活化腐蚀产物源项数据库 |
| 4.3.1 核反应数据库 |
| 4.3.2 结构材料数据库 |
| 4.3.3 腐蚀迁移数据库 |
| 4.4 计算程序功能分析 |
| 4.4.1 物质形态 |
| 4.4.2 空间区域 |
| 4.4.3 核素种类 |
| 4.4.4 多级脉冲运行 |
| 4.4.5 停堆氧化运行 |
| 4.4.6 多个燃料循环运行 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 活化腐蚀产物多物相多区域迁移模型的验证与应用 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 多物相多区域模型的验证 |
| 5.2.1 实验对比验证 |
| 5.2.2 程序对比验证 |
| 5.3 多物相多区域模型的应用 |
| 5.3.1 CFETR的源项计算 |
| 5.3.2 新型三代压水堆的源项计算 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 结论与展望 |
| 6.1 结论与总结 |
| 6.2 论文核心成果 |
| 6.3 工作展望 |
| 参考文献 |
| 附录1 模型中各符号的含义 |
| 附录2 典型计算算例的输入文件 |
| 攻读博士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 攻读博士学位期间参加的科研工作 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（3）磷酸钾镁水泥用于高放废液应急固化的研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 核能利用与放射性废物处理处置 |
| 1.1.1 核能利用 |
| 1.1.2 放射性废物处理处置 |
| 1.2 高放废液固化的研究现状 |
| 1.2.1 高放废液及其来源 |
| 1.2.2 高放废液的贮存 |
| 1.2.3 高放废液固化研究进展 |
| 1.3 磷酸镁水泥及其在放射性废物固化中的应用 |
| 1.3.1 概述 |
| 1.3.2 磷酸镁水泥固化放射性废物研究现状 |
| 1.3.3 固化基材的耐辐照性能研究现状 |
| 1.4 本文研究工作的提出 |
| 1.5 研究内容与技术路线 |
| 2 材料与方法 |
| 2.1 原材料 |
| 2.2 试验过程 |
| 2.3 试验方法 |
| 2.3.1 凝结时间测定 |
| 2.3.2 固化体试块体积与密度的测定 |
| 2.3.3 化学稳定性测试 |
| 2.3.4 静态浸出试验 |
| 2.3.5 核素离子浓度测试 |
| 2.3.6 物相分析 |
| 2.3.7 热稳定性 |
| 2.4 SRIM模拟 |
| 3 磷酸钾镁水泥应急固化高放废液的工艺及其优化 |
| 3.1 高放废液的pH预调节 |
| 3.2 试验设计 |
| 3.3 固化体的化学稳定性 |
| 3.4 凝结时间 |
| 3.4.1 pH值和M/P值对凝结时间的影响 |
| 3.4.2 pH值和M/P值对凝结时间的交互影响分析 |
| 3.5 抗压强度 |
| 3.5.1 pH值对抗压强度的影响 |
| 3.5.2 M/P值对抗压强度的影响 |
| 3.5.3 pH值和M/P值对抗压强度的交互影响分析 |
| 3.6 核素固化率 |
| 3.6.1 Cs~+固化率 |
| 3.6.2 Sr~(2+)固化率 |
| 3.7 本章小结 |
| 4 固化体微观结构形成与核素固化效果分析 |
| 4.1 固化体物相分析 |
| 4.2 微观形貌 |
| 4.2.1 pH值对固化体微观形貌的影响 |
| 4.2.2 M/P值对固化体微观形貌的影响 |
| 4.2.3 固化体微观形貌随龄期的变化 |
| 4.3 高放废液中核素Cs~+的在MKPC中的固化 |
| 4.3.1 pH值和M/P值对Cs~+固化率的影响 |
| 4.3.2 pH值和M/P值对Cs~+浸出率的交互影响分析 |
| 4.4 高核素Cs、Sr和 Ce包容量的MKPC固化体性能研究 |
| 4.4.1 包容核素对抗压强度的影响 |
| 4.4.2 Cs~+、Sr~(2+)和Ce3+对固化体抗压强度的交互影响分析 |
| 4.4.3 核素包容对固化体热稳定性的影响 |
| 4.4.4 核素包容对固化体静态浸出率的影响 |
| 4.5 本章小结 |
| 5 MKPC高放废液应急固化体的改性及其热稳定性研究 |
| 5.1 氧化铁和偏高岭土对固化体常温性能的影响 |
| 5.1.1 氧化铁和偏高岭土对固化体抗压强度的影响 |
| 5.1.2 氧化铁和偏高岭土对固化体物相组成的影响 |
| 5.1.3 氧化铁和偏高岭土对核素浸出率的影响 |
| 5.1.4 氧化铁和偏高岭土对固化体微观形貌的影响 |
| 5.2 氧化铁和偏高岭土对烧结固化体性能的影响 |
| 5.2.1 氧化铁和偏高岭土对烧结固化体抗压强度的影响 |
| 5.2.2 氧化铁和偏高岭土对烧结固化体物相组成的影响 |
| 5.2.3 氧化铁和偏高岭土对烧结固化体热稳定性的影响 |
| 5.2.4 氧化铁和偏高岭土对烧结固化体浸出率影响 |
| 5.2.5 氧化铁和和偏高岭土对烧结烧结固化体微观形貌的影响 |
| 5.3 本章小结 |
| 6 磷酸钾镁水泥耐辐照性能的蒙特卡洛模拟 |
| 6.1 辐照损伤 |
| 6.2 模拟细节 |
| 6.3 投影射程与阻止本领 |
| 6.3.1 投影射程 |
| 6.3.2 阻止本领 |
| 6.4 能量损失 |
| 6.5 材料辐照损伤 |
| 6.5.1 原子平均离位 |
| 6.5.2 辐照损伤 |
| 6.6 本章小结 |
| 7 结论与展望 |
| 7.1 结论 |
| 7.2 展望 |
| 参考文献 |
| 附录 |
| A 作者在攻读学位期间发表的论文目录 |
| B.学位论文数据集 |
| 致谢 |
（4）液态燃料熔盐堆放射性源项研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 熔盐堆放射性源项研究背景 |
| 1.1.1 熔盐堆发展历史与现状 |
| 1.1.2 熔盐堆放射性源项特点 |
| 1.2 国内外放射性源项研究现状 |
| 1.2.1 轻水堆放射性源项研究 |
| 1.2.2 熔盐堆放射性源项研究 |
| 1.3 课题研究目标及主要内容 |
| 1.3.1 本课题研究目标 |
| 1.3.2 论文主要研究内容 |
| 第2章 计算模型及理论方法 |
| 2.1 计算模型简介 |
| 2.2 SCALE程序包介绍 |
| 2.2.1 TRITON模块 |
| 2.2.2 ORIGEN-S模块 |
| 2.2.3 ORIGEN-ARP模块 |
| 2.3 动态燃耗理论推导 |
| 2.3.1 裂变产物源项动态模型 |
| 2.3.2 活化产物源项动态模型 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 流动燃耗模型开发 |
| 3.1 开发环境介绍 |
| 3.1.1 Mathematica简介 |
| 3.1.2 微分方程求解算法 |
| 3.2 MSRFP模型主要结构 |
| 3.2.1 燃耗数据库 |
| 3.2.2 计算流程 |
| 3.3 程序验证 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 静态点燃耗模型源项计算 |
| 4.1 一回路冷却剂源项 |
| 4.1.1 裂变产物源项 |
| 4.1.2 活化产物源项 |
| 4.1.3 氚与碳-14源项 |
| 4.1.4 锕系核素源项 |
| 4.1.5 衰变热分析 |
| 4.1.6 停堆伽马中子源强分析 |
| 4.2 堆内构件活化产物源项 |
| 4.2.1 产生来源 |
| 4.2.2 计算方法及假设 |
| 4.2.3 计算结果 |
| 4.3 覆盖气体活化产物源项 |
| 4.3.1 产生来源 |
| 4.3.2 计算方法及假设 |
| 4.3.3 计算结果 |
| 4.4 加钍运行实验放射性分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 流动对源项计算的影响分析 |
| 5.1 裂变产物流动特性分析 |
| 5.1.1 裂变产物启停堆工况模拟 |
| 5.1.2 流动对部分核素总量的影响 |
| 5.1.3 裂变产物在主回路的分布 |
| 5.2 裂变气体及其子体迁移分析 |
| 5.2.1 问题描述 |
| 5.2.2 计算方法及假设 |
| 5.2.3 计算结果 |
| 5.2.4 总结讨论 |
| 5.3 中子毒物流动特性分析 |
| 5.3.1 问题描述 |
| 5.3.2 计算方法及假设 |
| 5.3.3 计算结果分析 |
| 5.3.4 总结讨论 |
| 5.4 活化产物流动特性分析 |
| 5.4.1 问题描述 |
| 5.4.2 计算方法及假设 |
| 5.4.3 计算结果 |
| 5.4.4 总结讨论 |
| 5.5 燃料盐卸料毒性分析 |
| 5.5.1 剂量定义 |
| 5.5.2 计算结果 |
| 5.6 衰变热流动特性分析 |
| 5.6.1 问题描述 |
| 5.6.2 计算结果 |
| 5.7 本章小结 |
| 第6章 总结展望 |
| 6.1 研究内容总结 |
| 6.2 特色与创新点 |
| 6.3 展望 |
| 参考文献 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
| 致谢 |
（5）我国核安全监管法律法规体系对聚变堆适用性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 引言 |
| 1.1 选题及意义 |
| 1.2 国内外主要研究进展综述 |
| 1.2.1 核安全与核安全监管 |
| 1.2.2 聚变核安全的研究进展 |
| 1.2.3 目前研究的主要局限性 |
| 1.3 论文结构和主要研究内容 |
| 第2章 国内外现行核安全监管法律法规体系 |
| 2.1 我国核安全法律法规体系及监管制度 |
| 2.1.1 我国的核安全法律法规体系 |
| 2.1.2 我国核安全监管制度 |
| 2.2 国际核安全法律制度体系及其主要动向 |
| 2.2.1 国际法律文书 |
| 2.2.2 IAEA安全标准和行为准则 |
| 2.2.3 同行评审机制 |
| 2.2.4 主要核电先进国家核安全监管法规体系发展 |
| 2.2.5 全球核安全法律制度近年的主要发展动向 |
| 第3章 聚变安全特性和安全理念 |
| 3.1 聚变安全特性 |
| 3.1.1 聚变堆基本原理 |
| 3.1.2 聚变堆安全特性分析 |
| 3.1.3 聚变-裂变安全特性的异同总结 |
| 3.2 聚变安全理念 |
| 3.2.1 聚变安全目标 |
| 3.2.2 聚变安全原则 |
| 3.2.3 聚变安全功能 |
| 3.2.4 聚变安全评价 |
| 3.2.5 聚变-裂变安全理念的异同总结 |
| 第4章 我国核安全法律法规体系对聚变堆的适用性分析 |
| 4.1 我国核安全法律法规体系对聚变的适用性分析 |
| 4.1.1 法律层文件对聚变的适用性分析 |
| 4.1.2 行政法规层文件对聚变的适用性分析 |
| 4.1.3 部门规章层文件对聚变的适用性分析 |
| 4.1.4 核安全导则层文件对聚变的适用性分析 |
| 4.2 我国核安全法规中重要制度和要求对聚变堆的适用性分析 |
| 4.2.1 核安全许可制度对聚变的适用性 |
| 4.2.2 放射性废物安全管理制度对聚变的适用性分析 |
| 4.2.3 辐射防护与定期安全评价制度对聚变的适用性分析 |
| 4.2.4 核设施设计安全要求对聚变的适用性分析 |
| 4.3 关于我国聚变核安全监管法律法规体系建设实现途径的探讨 |
| 第5章 我国聚变核安全法律法规制修订示范及建议 |
| 5.1 法律法规制修订建议示范 |
| 5.1.1 部门规章层文件修订建议示范——以《核动力厂设计安全规定》为例 |
| 5.1.2 核安全导则层文件制定建议示范——以聚变设施构筑物、系统和部件(SSC)的安全分级为例 |
| 5.2 配套政策建议 |
| 5.2.1 指导思想 |
| 5.2.2 基本原则 |
| 5.2.3 保障措施 |
| 5.3 可能面临的挑战 |
| 5.3.1 我国核安全法律法规体系的不断完善 |
| 5.3.2 聚变自身发展特定阶段的限制 |
| 5.3.3 各利益相关方的关注与参与 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 工作总结 |
| 6.2 本文创新点 |
| 6.3 未来展望 |
| 参考文献 |
| 附表1 《放射性污染防治法》对聚变的适用性分析 |
| 附表2 《核安全法》对聚变的适用性分析 |
| 附表3 《民用核设施安全监督管理条例》对聚变的适用性分析 |
| 附表4 《核电厂核事故应急管理条例》对聚变的适用性分析 |
| 附表5 《民用核安全设备监督管理条例》对聚变的适用性分析 |
| 附表6 《放射性废物安全管理条例》对聚变的适用性分析 |
| 附表7 核安全领域部门规章 |
| 附表8 《民用核设施安全监督管理条例实施细则之一—核电厂安全许可证件的申请和颁发》对聚变的适用性分析 |
| 附表9 《核动力厂设计安全规定》对聚变的适用性分析 |
| 附表10 《研究堆设计安全规定》(HAF201-1995)对聚变的适用性分析 |
| 附表11 核安全导则(指导性文件) |
| 附表12 《核电厂物项制造中的质量保证》(HAD003/08-1986)对聚变堆的适用性分析 |
| 附表13 《核动力厂安全评价与验证》(HAD102/17-2006)对聚变的适用性分析 |
| 附表14 《研究堆调试》(HAD202/05-2010)对聚变的适用性分析 |
| 附表15 《铀燃料加工设施安全分析报告的标准格式与内容》(HAD301/01-1991)对聚变的适用性分析 |
| 附表16 《放射性废物分类》(HAD 401/04)对聚变堆的适用性分析 |
| 附表17 《民用核安全机械设备模拟件制作》(HAD601/01-2013)对聚变的适用性分析 |
| 附表18 《放射性物品运输核与辐射安全分析报告书格式和内容》(HAD701/02-2014)对聚变堆的适用性分析 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的其他研究成果 |
（6）利用飞行时间-二次离子质谱研究钨材料中的氢行为与ISG玻璃腐蚀层中的元素分布（论文提纲范文）
| 中文摘要 |
| Abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 核能与存在的问题 |
| 1.1.1 裂变能与聚变能 |
| 1.1.2 磁约束核聚变与面临的问题 |
| 1.1.3 放射性废物处理与存在的问题 |
| 1.2 飞行时间-二次离子质谱(ToF-SIMS) |
| 1.2.1 ToF-SIMS简介 |
| 1.2.2 ToF-SIMS与核材料、玻璃腐蚀研究 |
| 1.3 国内外研究进展与本论文工作 |
| 1.3.1 国内外研究进展 |
| 1.3.2 本论文研究内容与目的 |
| 第二章 基本理论与实验方法 |
| 2.1 离子注入与辐照损伤 |
| 2.1.1 入射离子在材料中的分布 |
| 2.1.2 材料辐照效应与氢行为 |
| 2.2 玻璃固化体与溶液的相互作用 |
| 2.2.1 玻璃腐蚀机理 |
| 2.2.2 玻璃腐蚀模拟与实验室技术 |
| 2.3 二次离子质谱(SIMS)技术原理 |
| 2.3.1 材料溅射理论 |
| 2.3.2 二次离子质谱(SIMS) |
| 2.4 其它分析技术 |
| 2.4.1 扫描电子显微镜与透射电子显微镜 |
| 2.4.2 X射线衍射分析 |
| 第三章 钨的表面形貌与氢的深度分布 |
| 3.1 材料处理与离子注入 |
| 3.1.1 钨材料与预处理 |
| 3.1.2 离子注入实验 |
| 3.1.3 分析实验过程 |
| 3.2 注入条件与氢深度分布、微观结构的相关性 |
| 3.2.1 剂量与表面形貌相关性 |
| 3.2.2 能量效应与深度分布 |
| 3.2.3 讨论与小结 |
| 3.3 氢在钨中的深度分布与退火行为 |
| 3.3.1 深度分布与长期变化行为 |
| 3.3.2 等温退火下的氢分布行为 |
| 3.3.3 讨论与小结 |
| 3.4 离子预注入对氢在钨中的分布影响 |
| 3.4.1 离子预注入后氢在钨中的深度分布 |
| 3.4.2 注入截面观察 |
| 3.4.3 讨论与小结 |
| 第四章 ISG腐蚀玻璃中的元素分析 |
| 4.1 样品制备与腐蚀实验 |
| 4.1.1 ISG玻璃制备与腐蚀 |
| 4.1.2 ToF-SIMS样品制备 |
| 4.1.3 实验分析过程 |
| 4.2 块状腐蚀ISG样品的氢分布 |
| 4.2.1 元素深度分布及成像条件 |
| 4.2.2 块状ISG腐蚀玻璃的元素成像 |
| 4.2.3 讨论与小结 |
| 4.3 颗粒状ISG腐蚀样品的元素分布 |
| 4.3.1 SEM成像分析 |
| 4.3.2 颗粒状ISG腐蚀样品的元素成像 |
| 4.3.3 讨论与小结 |
| 第五章 总结与展望 |
| 5.1 研究总结 |
| 5.1.1 钨中的H行为及其微观结构 |
| 5.1.2 ISG玻璃腐蚀层的元素分析 |
| 5.1.3 ToF-SIMS方法的应用 |
| 5.2 研究展望 |
| 在学期间的研究成果 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
（7）核能技术方向研究及发展路线图（论文提纲范文）
| 一、前言 |
| 二、核能技术的发展现状 |
| (一) 压水堆是核电开发的首要选择 |
| (二) 现役机组性能不断改善 |
| (三) 高龄机组延寿成为趋势 |
| (四) 核电建设迎来热潮, 第三代堆将成为主流技术 |
| (五) 小型模块化反应堆 (SMR) 研发掀起热潮 |
| (六) 乏燃料管理压力增大, 核燃料循环后端需求日益迫切 |
| (七) 第四代先进核能系统初现端倪 |
| 三、我国核能的安全性 |
| (一) 在运核电机组的安全性有保障 |
| (二) 自主先进压水堆核电技术能够满足国际上最高核安全要求 |
| (三) 核电装备国产化能力不断提升 |
| (四) 核能安全研究是一个持续和渐进的过程 |
| (五) 发展先进核能系统及配套后处理技术是解决乏燃料安全和提高铀资源利用率的关键 |
| 四、核能技术的发展方向 |
| (一) 核能领域科技发展存在的重大技术问题 |
| 1. 热堆规模化发展需要解决的技术问题 |
| 2. 快堆和第四代堆发展需要解决的技术问题 |
| 3. 聚变科学需要解决的技术问题 |
| (二) 核能领域科技发展态势 |
| 五、核能技术发展路线图 |
| 六、结论和建议 |
| (一) 主要结论 |
| (二) 重点技术发展建议 |
| 1. 以第三代自主压水堆为依托, 安全、高效、规模化发展核能 |
| 2. 加快第四代核能系统研发, 解决核燃料增殖与高水平放射性废物嬗变 |
| 3. 积极发展模块化小堆, 开拓核能应用范围 |
| 4. 努力探索聚变能源 |
| (三) 存在的问题和政策建议 |
（8）2017年核能科技热点回眸（论文提纲范文）
| 1 第四代反应堆研发进展 |
| 1.1 ADS次临界加速器驱动次临界系统 |
| 1.2 TMSR钍基熔盐堆 |
| 1.3 高温气冷堆 |
| 1.4 行波堆 |
| 1.5 快中子堆 |
| 1.6 超临界水堆 |
| 2 第三代堆先进技术研发进展 |
| 2.1 AP1000 |
| 2.2 CAP1400 |
| 2.3 HPR1000 |
| 2.4 APR1400 |
| 2.5 非能动安全技术 |
| 2.6 严重事故缓解措施 |
| 3 小型反应堆研发进展 |
| 3.1 玲龙一号 (ACP100) 小型堆 |
| 3.2 海上核动力小型堆ACPR50S |
| 3.3 Nu Scale模块化小堆 |
| 4 数字反应堆研究进展 |
| 5 核材料研究进展 |
| 5.1 事故容错燃料 |
| 5.2 聚变材料 |
| 5.3 其他材料 |
| 6 放射性废物与乏燃料处理与处置研究进展 |
| 6.1 中低放废物处理与处置 |
| 6.2 高放废物处理与处置 |
| 6.3 乏燃料处理与处置 |
| 7《核安全法》出台 |
| 8 结论 |
（9）聚变堆停堆剂量率分析方法和应用研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.1.1 聚变与聚变堆 |
| 1.1.2 聚变中子学 |
| 1.1.3 停堆剂量率分析 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 程序发展概述 |
| 1.2.2 D1S方法 |
| 1.2.3 R2S方法 |
| 1.2.4 D1S和R2S优缺点 |
| 1.3 研究意义与研究内容 |
| 1.4 论文结构 |
| 第2章 辐射理论与计算方法 |
| 2.1 辐射理论 |
| 2.1.1 中子与物质的相互作用 |
| 2.1.2 光子与物质的相互作用 |
| 2.1.3 中子辐照与活化 |
| 2.1.4 辐照的生物效应 |
| 2.1.5 剂量限值 |
| 2.2 核截面数据库 |
| 2.3 粒子输运 |
| 2.3.1 玻尔兹曼输运方程 |
| 2.3.2 MCNP粒子输运程序 |
| 2.4 辐照输运 |
| 2.4.1 贝特曼输运方程 |
| 2.4.2 聚变装置辐照方案 |
| 2.4.3 FISPACT活化计算程序 |
| 2.5 小结 |
| 第3章 新型停堆剂量率程序开发 |
| 3.1 中子通量和活化的线性关系 |
| 3.1.1 分析推导 |
| 3.1.2 验证计算 |
| 3.1.3 线性关系的确立 |
| 3.2 基于线性关系的新型停堆剂量率计算程序NASCA |
| 3.2.1 程序流程 |
| 3.2.2 线性因子的构建 |
| 3.2.3 MCNP源程序修改 |
| 3.3 小结 |
| 第4章 JET基准计算 |
| 4.1 JET停堆剂量率基准实验简介 |
| 4.2 中子学模型 |
| 4.3 NASCA计算 |
| 4.4 R2SMESH计算 |
| 4.4.1 网格参数化研究 |
| 4.4.2 研究结果 |
| 4.5 验证分析 |
| 4.6 小结 |
| 第5章 HCPB DEMO停堆剂量率和活化计算 |
| 5.1 简介 |
| 5.2 几何描述 |
| 5.3 材料描述 |
| 5.4 活化计算 |
| 5.4.1 计算方法 |
| 5.4.2 杂质核素对活化的影响 |
| 5.4.3 几何结构对计算的影响 |
| 5.4.4 计算结果 |
| 5.5 停堆剂量率计算 |
| 5.5.1 R2Smesh计算 |
| 5.5.2 NASCA计算 |
| 5.5.3 光子源比较 |
| 5.5.4 停堆剂量率计算结果 |
| 5.6 小结 |
| 第6章 基于线性关系的CFETR活化分析 |
| 6.1 简介 |
| 6.2 计算方法 |
| 6.3 结果分析 |
| 6.4 放射性废物管理方案 |
| 6.5 小结 |
| 第7章 总结与展望 |
| 7.1 本文总结 |
| 7.2 本文创新点 |
| 7.3 本文不足之处和工作展望 |
| 参考文献 |
| 发表文章目录 |
| 致谢 |
（10）聚变堆安全特性评价研究（论文提纲范文）
| 1 聚变中子与放射性源项 |
| 1.1 关键挑战 |
| 1.2 研究趋势 |
| 2 热流体与能量传输 |
| 2.1 关键挑战 |
| 2.2 研究趋势 |
| 3 氚安全与环境影响 |
| 3.1 关键挑战 |
| 3.2 研究趋势 |
| 4 可靠性与风险管理 |
| 4.1 关键挑战 |
| 4.2 研究趋势 |
| 5 安全理念与公众可接受度 |
| 5.1 关键挑战 |
| 5.2 研究趋势 |
| 6 结束语 |
四、利用聚变中子处置放射性废物（论文参考文献）
- [1]聚变堆水冷包层放射性源项分析与精确停机剂量方法研究[D]. 张小康. 中国科学技术大学, 2020
- [2]水冷堆活化腐蚀产物多物相多区域迁移模型的研究[D]. 郭庆洋. 华北电力大学(北京), 2020(06)
- [3]磷酸钾镁水泥用于高放废液应急固化的研究[D]. 杨海林. 重庆大学, 2020(02)
- [4]液态燃料熔盐堆放射性源项研究[D]. 周波. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2020(01)
- [5]我国核安全监管法律法规体系对聚变堆适用性研究[D]. 沈欣媛. 中国科学技术大学, 2019(08)
- [6]利用飞行时间-二次离子质谱研究钨材料中的氢行为与ISG玻璃腐蚀层中的元素分布[D]. 张建东. 兰州大学, 2018(02)
- [7]核能技术方向研究及发展路线图[J]. 杜祥琬,叶奇蓁,徐銤,万元熙,彭先觉,苏罡,杨勇,高翔,师学明. 中国工程科学, 2018(03)
- [8]2017年核能科技热点回眸[J]. 杨军,杨章灿,徐乐瑾,吴幸慈,邓程程,周夏峰,胡帮达. 科技导报, 2018(01)
- [9]聚变堆停堆剂量率分析方法和应用研究[D]. 卢棚. 中国科学技术大学, 2018(06)
- [10]聚变堆安全特性评价研究[J]. 吴宜灿,郁杰,胡丽琴,陈志斌,王石生,杨琪,党同强,朱志强,梁参军,聂保杰,王大桂,李亚洲,王海霞,金鸣,倪木一,贾江涛,汪进,王芳,刘超,蒋洁琼,宋婧,龙鹏程,赵柱民,汪建业,FDS团队. 核科学与工程, 2016(06)