一、放射性核素衰变规律的几个概念及其应用（论文文献综述）
崔红生,乔天硕,梁权[1]（2021）在《PET/CT机房的辐射防护精确计算》文中研究表明在蒙特卡罗方法基础上建立的"Archer model"射线防护计算理论,通过引入短半衰期放射性核素测量的衰变校正理论与X射线、γ射线剂量的分配率（K）,分别阐述了γ射线衰变校正因子的计算原理、完善了正电子发射及X射线断层扫描（PET/CT）扫描室透射因子的计算方式以及增加了PET/CT留观室辐射防护计算方式,以期丰富PET/CT机房辐射防护的精确计算公式,为PET/CT机房辐射防护设计提供理论支撑。
高妍[2]（2020）在《新型闪烁体探测器在地空核辐射测量中探测限的研究与应用》文中进行了进一步梳理γ能谱分析在核地球物理的应用中占有至关重要的地位。随着核技术应用的不断发展,多种γ辐射探测系统应运而生。针对不同的辐射探测系统和不同的应用环境,选择合适的探测器使系统测量效果达到最优是至关重要的。最小可探测活度（MDA）就是辐射探测系统的重要的性能指标之一,它直接关系到辐射探测系统对放射性核素的探测能力和探测灵敏度,是预判探测系统在给定测量环境和应用中的适应性及探测灵敏度的重要指标。而目前对于最小可探测活度的计算多数要通过实验的方式进行,因此,对γ能谱测量中常用的探测器的最小可探测活度方面进行研究,达到无需进行实验和模拟就可得知任意探测器的最小可探测活度值的效果,不仅可以了解不同探测器应用于不同场合的γ能谱测量时的性能差异,为探测器的应用选择提供参考依据,也可以指导γ能谱测量达到更佳的效果。本文的研究依托于国家重点研发计划“深地资源勘查开采”重点专项“高分辨率航空伽马能谱测量及机载成像光谱测量技术”（项目编号:NO.2017YFC0602100）,主要针对传统闪烁体探测器碘化钠（Na I）和新型闪烁体探测器溴化镧（La Br3）、溴化铈（Ce Br3）这三种共5条闪烁体探测器展开实验和MCNP模拟计算相结合的对比研究。本文设计了三种实验方式:（1）地面无屏蔽测量实验,用以模拟正常的没有屏蔽的陆地地表γ能谱测量中最小可探测活度的变化情况;（2）地面低本底铅室屏蔽测量实验,用以模拟放射性样品固定式测量中最小可探测活度的变化情况,同时为航空γ能谱测量中最小可探测活度的变化情况提供一定的参考依据;（3）航空γ能谱测量实验,用以研究航空γ能谱测量时最小可探测活度的变化情况。在三种实验的基础上,建立MCNP模型,将实验和模拟计算有机结合,建立最小可探测活度计算的数学模型。研究结果表明,探测器对某一能量的最小可探测活度随着放射源与探测器间距离的增加变化趋势基本呈现指数;对于相同体积的溴化镧和溴化铈对比,在正常的没有屏蔽的陆地地表γ能谱测量中,溴化镧探测器相比溴化铈探测器更具有优势;在放射性样品固定式测量和航空γ能谱测量时,溴化铈探测器比溴化镧探测器更具优势。大体积的碘化钠探测器探测效率高、自身不具有放射性本底,更适于环境本底较低的测量场景。通过MCNP模拟数据建立起探测效率随晶体尺寸变化的数学模型,溴化镧晶体的探测效率约为同尺寸的碘化钠的1.30倍,溴化铈晶体的探测效率约为同尺寸的碘化钠的1.42倍;并用实验测得的本底对模拟本底进行修正,建立MDA计算的数学模型,基本达到不需要实验就可以知道MDA值。对所得到的MDA数据建立初步的MDA数据库,将其应用到无人机寻源仿真软件,方便用户查询和选择合适的探测器;还将MDA与核素识别算法相结合,用于减少误识别,且该算法已应用到多个γ辐射测量平台。
罗齐彬[3]（2019）在《隐伏铀矿勘探中地气测量机理及其应用研究》文中指出随着我国核能及国防核资源战略的发展,铀矿找矿逐步向深部隐伏铀矿勘探方向转变,大幅增长的铀资源需求与目前非常有限的铀矿勘探深度之间存在日益凸显的矛盾。地气测量方法以其元素深穿透特性,对深部隐伏铀矿具有优秀的示矿能力,推广地气测量方法有助于改善我国目前大部分铀矿特别是华南典型热液型铀矿勘查深度局限于数百米的现状。为模拟研究铀元素在地层介质中的运移行为,本文对多孔覆盖层介质中的流体流动特性、孔中铀元素传质机制等方面进行耦合物理场数值分析和实验观测研究,分析总结铀元素及含铀微粒在覆盖层中随地气或地下水迁移的运移规律。在优化实验模型结构前提下设计并研制了水平扩散铀运移、垂向柱式铀运移以及立方式铀运移等地气模型,实现了模型系统参数的自动控制。研究结果表明,铀元素能够以微粒形式随气相流体在多孔岩土介质中产生运移,其运移行为并不受特殊地气气体成分的决定。快速对流并非是介质孔隙中含铀微粒运移的必需动力,但运移行为会受到孔隙介质和孔隙度等特性的影响:泥质介质对含铀微粒具有较强的截留吸附作用,但不足以压制地气中含铀微粒的强穿透性;相同条件下孔隙度较大的介质更有利于含铀微粒的运移。不同于干孔中的铀元素运移,铀元素在饱水覆盖层介质中主要以离子态随地下水运移,且液相地下水对孔隙中的铀元素具有更强的运载能力。横向对流地下水以及破碎带等因素很大程度上可使隐伏铀矿在地表形成的矿致异常信息位置发生偏移;在时间尺度上,横向对流地下水会减缓地面上可观测矿致异常信息的形成,破碎带及裂隙通道则更有利于铀元素定向、超前运移,加速地面上可观测矿致异常信息的形成。在野外勘探作业中,采用自行研制的恒流式地气采集器进行主动式抽气方式进行地气采集,采集样品进行质谱分析方法进行多元素含量测定。通过居隆庵地区已知剖面上的试验研究,提出一套联合应用地气测量与地面γ能谱测量、钋-210活度测量以及土壤热释光测量的综合放射性勘探方法,通过主成分分析和变异系数赋权方法等数据处理手段,能有效提取出深部隐伏铀矿所致异常信息,从而对浅表及深部埋藏的铀矿进行有效勘探。根据对相山地区典型热液型隐伏铀矿的综合放射性勘探结果可知,勘探区内主要存在杏树下一带、上家岭一带两个具有深部铀矿有利成矿条件的预测靶区以及乐家北东侧一带、燕窝-响石中部一带两个具有中深部铀矿有利成矿条件的预测靶区。这些预测靶区内分布有明显的中高值综合放射性异常,且基本上符合断裂构造控矿特征,解释结果与项目组内其他物化探勘探结果具有较好的一致性。通过大量的模型实验、模拟计算以及野外试验和应用研究,不仅进一步丰富了深部隐伏铀矿在地面形成地气元素异常的认识,为今后地气中铀元素运移研究提供了重要手段;同时也进一步推广了地气测量在铀矿勘探中的应用,为热液型深部隐伏铀矿找矿提供了重要技术支撑。
甘露茜[4]（2019）在《核能行业放射性废物安全管理法律制度研究》文中认为核电是当今人类社会对核能进行和平利用的一种重要方式。作为世界上少数几个拥有完整核电工业体系的国家之一,发展核能是我国选择的应对当前急迫的能源需求、落实环境保护以及改善能源结构等问题的战略方向。因而核能行业是目前我国战略性的新兴产业。我国的核能工业自上世纪五十年代开始相关探索,自此之后不断发展。尤其是在自上世纪八十年代改革开放以来,国家“军转民”的相关方针使得核能行业的发展重点由国防建设转向为社会经济建设。其后以秦山核电站、大亚湾核电站、红沿河核电站等为代表的一系列商业性核电站先后开始建设并投入使用,使得我国逐渐建立起了比较完整的一套核能行业体系。但同时我们必须清醒的认识到,现有整个核能行业链条中,除核设施建设、运营、研究设计、建筑安装、设备制造、技术服务、人才培养等领域之外,对放射性废物的管理和处置也是核能行业中十分关键的一环,更是体现核能行业发展真正水平的试金石。在我国核能行业不断发展的同时,相应的一系列的核能应用过程中已经产生并且将进一步逐渐累积起来更多的放射性废物。这些放射性废物以固态、液态乃至气态的形式存在,对我国的环境存在着较大的潜在危险。如何对放射性废物进行科学、合理且高效的监督与管理,这其中包括处理、运输、贮存和处置等各个环节以确保它们的安全,不仅对于核能行业的健康发展具有关键作用,更是实现我国环境保护目标所必须确保的要求。针对核能行业中放射性废物的安全管理,我国目前已经颁布了《中华人民共和国核安全法》、《中华人民共和国环境保护法》、《中华人民共和国放射性污染防治法》等基本法律以及我国国务院各个部委所颁布的部门规章、国家核安全局发布的导则等一系列相关法律、法规、部门规章及标准。同时,国家核安全局、环境保护部下属核与辐射安全中心以及各地核与辐射安全监督站等相关机构也对放射性废物的安全进行着持续的监督与管理。为了对核能行业所产生之放射性废物安全进行有效的监督和管理,当前国际社会层面已经在一些基本的准则上达成共识,即由国际原子能组织（“IAEA”）颁布的于2001年起生效的《乏燃料和放射性废物管理安全联合公约》。截止2017年7月,该公约已有42个国家签署加入。在此公约基础之上,跟随国际原子能机构先后所发布的一系列与安全标准,构成了目前全球放射性废物安全管理的基本法律框架。此外,国际放射防护委员会（“ICRP”）也对于辐射剂量防护等事宜发布了一系列体系原则性文件作为指导。目前各个拥有核能行业的国家也在结合IAEA、ICRP等国际组织有关公约、导则或建议后,根据各个国家其自身实际的政治结构、经济状况及社会发展的情况,去详细的制定符合国情的放射性废物安全管理所相应的放射性废物管理战略政策、管理法制以及标准体系、处置体系等系统。其中不乏一些具有借鉴参考意义的各国实践可作为我国的参考案例。本论文从比较研究的角度通过对具有代表性的核能国家中放射性废物的法律安全管理进行研究,借此对我国放射性废物安全管理的法律管理制度进行相应的思考并提出建设性的意见。文章内容主要包含以下部分:引入本文研究内容的绪论、核能行业中放射性废物安全管理法律制度的理论分析、核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据、核能行业放射性废物安全管理法律制度各主要组成部分之研究、我国核能行业中放射性废物安全管理法律制度目前之现状审视与不足之处,以及对于我国核能行业放射性废物安全管理法律制度进行完整构建的具体建议。目前全球对于核能行业放射性废物的安全管理仍然较多的从物理学、工程学、地质学、环境学乃至项目管理等角度加以研究,而对于相关的战略以及政策,到具体的各项法律制度,其仍然处于一个较为初级的阶段。相信随着核能在人类社会经济生活中作用的不断增强,相关的安全管理法律制度研究也必将越来越完善。在结合国内外相关研究的基础之上,本文研究的目的在于对国内外相关信息之收集与总结,再结合目前我国相关制度的现状,做进一步的比较、分析以最终实现对如何促进我国核能行业放射性废物安全管理法律制度提出意见与建议。文章的研究思路,则是首先对于相关法律制度所涉及的理论基础作深入探讨,再对相应的系列概念进行界定并对核能行业的发展历程及现状进行介绍。在对所探讨的主体做了学术研究准备及理论分析准备后,本文开始了对于核能行业放射性废物法律制度的各个构成部分通过单独的章节进行了单独的讨论。每个相应章节中包含了对域外数个具有代表性的国家在核能行业放射性废物安全管理战略与政策依据及相关法律制度本身主要构成的各个制度进行的比较分析与研究,并且对于这些域外国家之相关战略与政策依据与具体管理法律制度之发展趋势与特点进行了归纳与总结。同时,在每个章节中对我国相关制度所对应的具体情况也做了介绍,并进一步的通过比较研究的方法,对我国相关制度做深入分析。比较分析研究的目的是为了对我国相关法律制度的进步与发展提供对比与参考的资料。最后,再基于已经获得的研究成果,专门聚焦于我国核能行业放射性废物安全管理法律制度上目前所存在的问题与可能的改善路径。整体来讲,本文的研究主要基于国际法学理论、环境法学理论,以目前现有的国际公约、国际惯例等为理论依据,以文献研究为主,大量搜集、阅读文献报刊资料,同时借助媒体网络,广泛收集与放射性废物安全管理有关的资料。通过理论和实践相结合,思辨和实证相互运用,重在实证研究,在文章中提出自己的见解,以期对我国相关法律制度的构建及实践操作形成更为合理的指导与改善。在研究内容方面,文章研究的内容是针对人类社会较为新兴的行业与面临的较为新颖的问题所开展的,文中专门针对核能行业放射性废物之安全管理进行归纳、分析与归纳。研究角度方面,从“安全管理”角度出发,对核能行业放射性废物安全的相关管理与监督活动进行总结,并从其安全管理制度之法律渊源、法律运行、法律监督等角度通过对现有相关各国安全管理法律制度及国际安全管理法律制度进行比较与借鉴。研究方法方面,则是分别应用了实证研究、比较研究与历史研究等方法对核能行业放射性废物安全管理法律制度进行了研究。为充分的对核能行业放射性废物安全管理法律制度进行研究,文章专门设立了章节就相关理论问题进行讨论。在对基础概念进行厘定后,可以确定本文的研究对象是指来源于核能行业（“Nuclear Power Industry”）的放射性废物,根据组成核能行业的各环节,其中包括对核燃料的地质勘探开采、核燃料的提炼精制、核燃料元件的制造、核燃料循环产生的放射性废物以及核设施退役产生的放射性废物等。与此同时,在综合各种对于放射性废物安全管理相关的定义及概念后,本文认为核能行业放射性废物的安全管理,是指:为实现核能行业中上述各种活动相关放射性废物的安全,依据相关的法律战略与政策依据,通过相关许可制度、应急制度等途径,由相应管理主体所执行的,针对这些放射性废物的一系列监督管理活动。从核能行业放射性废物安全管理法律制度的正当性来说,其本身还应当具有合理性、必要性以及可行性。核能行业放射性废物安全管理法律制度的正当性是其能够从根本上促进人的自由解放与全面发展的特质。如果说正当性是对核能行业放射性废物安全管理法律制度进行研究的前提,那么理论基础则是对核能行业放射性废物安全管理法律制度的基石。针对核能行业放射性废物安全管理法律制度,主要有可持续发展理论、环境权理论以及风险控制理论作为对其开展研究之理论基础。这些理论从不同的角度构成了核能行业放射性废物安全管理法律制度的基础。通过对核能行业放射性废物安全管理法律制度的一系列理论分析之后,可以确定本文所讨论的核能行业放射性安全管理法律制度正是从实证的角度,主要是指基于相关的战略、政策,通过具体的立法框架,对来源于核能行业中的放射性废物之安全进行监督与管理所相关各领域之法律规范、措施与方法的总称。通过上文中对于核能行业放射性废物安全管理法律制度内涵之专门的解析,再结合目前实践的可以看到该制度主要由相应的主体法律制度、许可法律制度、退役法律制度、应急法律制度以及信息交流与磋商制度所构成。此外,在相关法律制度的内涵与主要构成之外,相关法律制度的价值与功能及构建原则等也应当被纳入相应研究的范畴。针对核能行业所产生之放射性废物的安全管理,相关国家都会根据自身情况从国家层面制定相应的战略、政策与策略以作为整个安全管理法律制度之基石与出发点。一个国家核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据是由该国相应的放射性废物安全管理的战略、原则、政策所支撑的,具体来说主要包括:技术路线、选址准则、决策程序、资金模式等。目前我国核能行业放射性废物安全管理法律制度相关战略与政策理据在技术方面与国外并明显差异,主要不同存在于决策过程透明化程度、资金保障机制等。对于核能行业放射性废物的安全管理,除基本的国家战略政策以外。还必须针对此相关的法律制度设置科学合理的立法体系。由于核能行业放射性废物的特殊性质,使得对其的安全管理不仅要从一国国内加以严格要求,并且也必须要从国际社会的尺度进行合作落实。因此如何妥善的处理相关国际立法与国内立法之间的关系也就显得尤为重要。对于核能行业放射性废物安全管理相关的国际法体系,本身就是不断从领先国家的核能行业实践中汲取经验和教训以总结归纳而成。并且在相关国际法具体的实施过程中,也必须由相应的国内法律提供支撑与协调,从而有效的对这些国际性的法律文件加以实施。同时,对于核能行业放射性废物安全管理相关之国内法律而言,相关国际法律或规范性文件也对世界上绝大多数相关的国家提供了良好的引导。基于研究目的,本文的主要内容之一便是对中外核能行业放射性废物安全管理法律制度的各种构成部分进行比较研究,通过对主体法律制度、许可法律制度、退役法律制度、应急法律制度以及信息公开与公众参与法律制度的中外比较,可以总结出目前域外各代表性国家所拥有的相关法律制度各主要构成部分的特点。亦可以在结合我国核能行业反射性废物法律制度现状后,看到目前相关法律制度主要有以下不足之处,即:相关立法框架存在缺失、相关管理主体职能设定分散不清、相关管理机制缺乏保障、应急准备与响应制度缺乏可操作性、相关信息公开、公众参与制度亟待发展。借鉴域外国家相关法律制度中的有益经验,可对我国核能行业放射性废物安全管理的法律制度作出相应的建议。首先,应当对我国核能行业放射性废物安全管理立法框架加以完善。我国目前我国的放射性废物管理的法规标准体系还不够完善,原子能法是我国法律体系中基本而又迫切需要的法律,构建相对独立的原子能法律是核能安全发展的必要前提,因此急需出台。我国在不断完善核燃料循环、核设施退役和放射性废物处置的管理政策,建立健全相关准入和执业资格制度的同时,还应加强“三废”处置经费筹措和使用的管理,制定核设施退役管理办法,研究并制定废旧放射源和核技术利用废物处理处置相关管理办法等。其次,应当对我国核能行业放射性废物安全管理主体制度加以完善。要完善此方面,需要进一步清晰划分各参与主体之具体职能并加强放射性废物管理主体之权威性与独立性。再次,应当对我国核能行业放射性废物安全管理运行制度加以完善,实现对放射性废物产生及处置活动中的全过程管理并保障相关管理活动之资金需求。之后,还应当对我国核能行业放射性废物安全管理应急准备、信息公开与公众参与制度加以完善。本文认为:对核能行业产生的放射性废物安全进行有效管理并建立与之对应的科学和完善的管理法律制度,是保障核能行业不断进步的重要基石。本文采用了理论与实证、归纳与演绎互相融合的研究方式。在分析核能行业放射性废物安全管理一般概念、定义基础上,对目前国际中核能行业发展的几个代表国家有关核能行业放射性废物的安全管理法律制度进行了总结与分析,同时也对我国核能行业的相关国际管理制度、公约等国际法环境进行了归纳和借鉴。通过对于各国之间以及中外之间对于核能行业放射性废物管理制度之比较,以及对于相关国际性规定与公约的分析,从中提取出对我国相关安全管理法律制度具有价值的启示。最后再结合对我国核能行业中放射性废物安全管理的法律制度之历史沿革、现实状态以及未来展望之分析,对我国目前相关安全管理法律制度的完善与发展提出有益的意见与建议。
陈畅其[5]（2019）在《液态熔盐研究堆应急准备与响应的初步研究》文中进行了进一步梳理熔盐堆是一种以液态熔盐为载体、可裂变和易裂变材料为燃料的反应堆。鉴于熔盐堆具有良好的中子经济性、固有安全性、可在线后处理、放射性废物少、可持续发展、防核扩散等优点,熔盐堆被第四代国际核能论坛推荐为第四代先进核能系统的六种堆型之一。TMSR-LF1具有温度负反馈、无堆芯熔化风险、低压运行、无水冷却、覆盖气在线吹扫净化和冗余非能动空气冷却等安全特性,其发生事故的可能性和事故后果的严重程度都小于传统反应堆。但由于不能完全排除TMSR-LF1发生事故的可能性,且国内外并无成熟的熔盐堆应急准备与响应标准,有必要开展TMSR-LF1这一新型反应堆的应急准备与响应的研究。本研究依托中国科学院先导科技专项——钍基熔盐堆核能系统（TMSR）为背景,以2 MWt液态燃料钍基熔盐实验堆为研究对象,开展液态熔盐堆应急准备与响应的初步研究。论文的主要结构和内容为:第一章,绪论。首先介绍熔盐堆事故应急研究的发展状况,介绍并对比了美国和IAEA关于建立反应堆应急准备与响应的方法。第二章,事故分析和应急计划参考事故选取。事故分析是建立反应堆应急准备的基础和前提,其分析结果直接影响到后续应急状态分级、应急行动水平建立和应急计划区划分等。根据2 MWt TMSR-LF1的初步设计,采用确定论方法对进行事故分类,列出始发事件清单,分析各种事故工况下发生放射性释放的可能性,筛选出可能导致放射性释放的事故:燃料盐泄漏、燃料盐覆盖气系统边界泄漏、尾气处理系统失效和冷却盐泄漏。然后通过比较事故对厂房外环境是否产生影响和所产生辐射影响的严重程度,选取燃料盐覆盖气系统边界泄漏事故为TMSR-LF1的应急计划参考事故。第三章,应急计划参考事故辐射后果评价。根据IAEA推荐的源项估计方法,保守估计TMSR-LF1的应急计划参考事故情况下的释放源项。基于建筑物扰流和低风速修正的高斯烟羽模型,使用ARCON96程序估算TMSR-LF1场址范围内的放射性核素浓度分布。计算了事故辐射后果,分析了覆盖气吹扫速率、紧急停堆时间、氚、照射方式和时间等因素对应急计划参考事故辐射后果的影响。根据事故辐射后果对TMSR-LF1进行应急状态分级,分析可得TMSR-LF1至多只需要场区应急准备。第四章,初步建立TMSR-LF1的应急准备与响应。基于TMSR-LF1的应急状态分级,采用IAEA推荐的方法建立了TMSR-LF1的A识别类应急行动水平的初步框架,采用我国现行的应急计划区划分方法,分析得出TMSR-LF1在主体厂房边界以外可以取消应急计划区。最后初步建议了TMSR-LF1应具备的应急组织设计和应急响应能力配置。第五章,总结与展望。总结了本研究所取得的成果以及存在的不足之处,并对未来可能的进一步研究进行了展望。
赵靖[6]（2019）在《核脉冲数字化成形与脉冲堆积相关技术研究》文中研究指明核能谱测量技术是核物理研究、核技术应用及核信号处理等相关领域中重要的信息获取手段。核能谱仪作为核能谱测量的重要工具,其技术的更新和性能的提高一直备受核领域研究者的关注。随着计算机技术和电子技术的飞速发展,从20世纪末开始,数字化核能谱仪的出现标志着核能谱测量技术朝着数字化发展,并将逐渐取代传统模拟核能谱仪。这也使得数字化核信号处理技术成为主流的研究方向。核信号数字化脉冲成形、脉冲堆积识别、堆积判弃及脉冲堆积处理是数字化核能谱测量技术的关键环节。尽管国内外不少科研机构和高校对其进行了研究,但提出的脉冲堆积识别方法不够完整,对脉冲堆积发生概率没有进行过深入研究,导致对脉冲堆积判弃存在一定的不准确性,同时也会降低整个数字化核能谱测量系统的测量精度。目前,处理脉冲堆积最主要的方法是脉冲堆积判弃后选择堆积丢弃或堆积保留。堆积丢弃虽会减小堆积对核信号处理的影响,但也会导致脉冲计数减少,同样会影响核能谱仪的测量精度;对一定堆积程度的脉冲进行保留,这会对核能谱仪的能量分辨率造成很大的影响。如果能对重叠的脉冲进行有效分解,并且能够保证较高的分解精度,那么既能对重叠脉冲的参数进行有效提取,也不会影响到脉冲计数,这无疑是一种更好的脉冲堆积处理方法。针对以上技术问题,论文主要对核信号数字化成形和脉冲堆积相关关键问题进行了研究讨论。主要工作及成果如下:1、从核信号的统计特性和产生方法入手,分析了核信号计数上、时间间隔上和幅值上的统计特性。通过探测器的电路模型、核信号指数脉冲和双指数脉冲的数学模型,利用MATLAB对指数脉冲进行了不同幅值和不同衰减常数的数字化模拟,对双指数脉冲进行了不同快成形衰减常数和不同慢成形衰减常数的数字化模拟。2、讨论了基于小波技术和基于S-K滤波器的高斯成形算法,基于S-K滤波器的高斯成形更适用于数字化成形的实现。并对指数脉冲和双指数脉冲进行了不同成形参数K的S-K数字高斯成形,对影响S-K数字高斯成形的因素进行了研究分析。对噪声的产生和三种方式的滤波进行了研究与实现。3、分析比较了两种梯形（三角形）成形算法:Z变化法和函数卷积法。借助MATLAB平台对这两种算法分别进行了实现,并对影响梯形（三角形）成形的因素展开了深入研究。同时,对传统的梯形成形算法进行了改进。4、分别对S-K高斯成形、梯形成形和三角形成形中脉冲堆积提出了识别方法以及堆积判弃标准。结合核信号的统计特性提出了脉冲堆积概率计算估值公式以及堆积丢弃概率公式,并对多种情况的脉冲堆积概率进行了求解,概率的计算误差较小。5、利用遗传算法实现了两个重叠脉冲、三个重叠脉冲和四个重叠脉冲的有效分解,分解精度较好,并对遗传算法的分解能力进行了讨论分析。通过对重叠脉冲的分解,能够较精确的提取出S-K数字化高斯成形前指数脉冲的幅值和衰减常数,也证明了脉冲堆积的可分解性。
胡尊浩[7]（2019）在《基于闪烁体及切伦科夫的中子通量监测器的性能研究》文中指出随着核科学技术的发展,中子技术在各学科上得到了广泛应用,极大地促进了人们对中子探测方法及中子探测器的研究。尤其是随着核技术在工业领域的发展,基于瞬发γ射线中子活化分析（PGNAA）技术的工业物料实时在线检测装置常使用具有高中子产额的中子发生器作为中子源项,而中子发生器可能存在中子产额不稳定的情况,所以对中子通量的监测尤为重要。3He正比计数器具有热中子探测效率高、对γ射线不敏感、使用方便等特点,在中子探测中被广泛采用。但是由于3He气体的匮乏,导致3He正比计数器价格昂贵,所以研发的新型中子探测器具有重要意义。一种基于闪烁体及切伦科夫的中子通量监测器被证明能用于D-T中子发生器的中子通量监测。为了拓展该探测器的应用领域,进一步了解探测器的相关性能指标,本文对该探测器的测量精度、能量响应、距离响应及探测效率等性能参数进行更深入的研究,主要内容如下:（1）针对之前研发的探测器原型机,完成了探测器样机封装。使用GEANT4软件模拟了不同中子源入射探测器的情况,得到探测器在不同中子-伽玛混合场中,闪烁体和切伦科夫层的计数。然后根据模拟结果,得到探测器在不同中子源照射下,中子计数计算公式中的三个未知参数,以用于后续性能测试中的探测器中子计数的计算。（2）结合GEANT4软件模拟及实验测量两种方式来研究探测器相关性能参数。通过对241Am-Be中子源的重复性测量,得到该探测器的精密度为0.79%;通过对不同能量中子的模拟,得到探测器的响应曲线,然后采用实验与模拟相结合的方式,得到探测器对于241Am-Be中子源、252Cf中子源及D-T中子发生器三种中子源的响应结果,证明该探测器适用于以上三种中子源的测量,且对能量介于150keV到14MeV的中子都具有一定的响应;通过对241Am-Be中子源实验平台的模拟计算与实验测量,得到该探测器对于不同距离的响应规律及拟合方程;通过对中子源角分布进行测量,同时使用3He正比计数器作对比,得到两者在不同角度的变化趋势具有良好一致性,证明该探测器在测量中子源角分布的准确性。（3）通过活化法对探测器进行绝对刻度,由活化法测量给出绝对中子通量及中子源产额,然后探测器计数得到探测器本征探测效率及绝对探测效率分别为:20.2%和0.130%。将刻度后的探测器用于实际中子通量监测,通过对比探测器测量得到的中子通量和活化法得到中子通量,得到中子通量监测器的测量相对误差为4.58%。从而证明对中子通量监测器的绝对刻度结果具有一定的准确性。
许可,马克岩,许旭,梁桁楠[8]（2018）在《快中子活化法测量放射性核素半衰期》文中研究表明半衰期是放射性核素的重要特征之一,每种放射性核素都有着它特有的半衰期,因而测定半衰期就成了鉴别放射性核素的一种方法。本文中使用快中子活化法,使用一定能量和通量的快中子,辐照样品与靶原子核发生核发应,产生短期放射性核素,记录放射性核素衰变时产生的特定能量的特征γ射线计数,根据计数随时间的衰减规律,测量放射性核素的半衰期。
林韩清[9]（2018）在《基于CFD的近岸海域放射性核素弥散数值模拟研究》文中认为核能是目前公认现实可行的、能大规模替代化石能源的清洁能源,其应用日趋广泛。辐射安全以及核事故引发的放射性污染问题一直是人们关注的焦点。近年来,海上平台模块化小堆、浮动核电站以及滨海核电站等核设施逐渐增加,其可能泄漏的放射性物质会对近岸海域造成严重的辐射污染。开展放射性核素在近岸海域中的弥散机理和弥散模拟研究,揭示放射性核素浓度的变化规律,预测高污染水域,对于核事故早期的应急决策与救援具有重要意义。本文发展了 一个基于计算流体力学（Computational Fluid Dynamics,CFD）的三维近岸海域放射性核素弥散模型,用于对排放在近岸海域的液态放射性物质的时空分布进行三维精确模拟。其数值计算过程使用开源CFD工具包OpenFOAM进行实现。主要工作内容如下:（1）发展了自动化非结构网格生成方法,实现对近岸海域复杂海底地形与岸界的快速、准确拟合。选择适用于复杂几何边界的有限体积法,结合六面体网格和多面体网格,精确地拟合了高度不规则的近岸地貌并保证计算区域内物理量的守恒。（2）发展了基于CFD方法的近岸海域放射性核素弥散模拟方法,实现了事故环境下放射性核素浓度分布的高精度计算。模型采用雷诺时均方程法,引入普适性较好的标准k-ε湍流模型。通过对放射性核素弥散方程进行修正优化,并输入动态边界条件,客观地模拟放射性核素在近岸海域的输运状态,提高模型的计算精度。（3）采用法国La Hague核燃料后处理厂排放的含氚废水数据对上述模型与方法进行了校核分析。通过与海面监测数据及第三方模型的计算结果对比,验证了模型的正确性与精准性,并分析了误差来源。本文研究结果初步表明,基于CFD方法的近岸海域放射性核素弥散数值模拟技术可用于预估核设施事故或常规排放所造成的辐射后果,为事故应急响应提供决策支持。
杨熙[10]（2018）在《基于C#和DSP的核能谱模拟方法研究》文中指出核科学技术的研究突破极大地助力了人类的发展,为人类提供了方方面面的便利,但核武器试验、核电站泄露等造成的核污染也给环境和身体健康带来了不同程度的影响和伤害。加强核技术研究和核辐射监测、减少核污染成为核工作人员和整个人类研究关注的重点和难点。其中,核信号作为研究基础,在核信号处理方法与技术的研究工作中被大量使用,但原始核信号通过放射源产生,存在时间地点及探测器寿命等方面的局限性,得到的核信号灵活性及参数可调性都不强,难以满足信号灵活多样可重复等要求,且放射源极强的放射性对从事核信号采集的工作人员有着不可避免的身体伤害,实际科研实验中核测量工作的开展受到挑战。通过对辐射环境中的放射性物质释放的γ射线进行监测等手段,了解放射性物质的组成,判断其含量和活度,从而减少环境污染和身体伤害。然而在实际测量中,由于环境复杂性、干扰射线和探测器能量分辨率等原因,测得的谱信号常出现严重重叠干扰现象。作为常用的γ射线探测器,NaI（Tl）探测仪由于探测效率高、维护方便、成本适中等优点被广泛使用,但其对低能端重叠谱的分辨能力不强,使得重叠谱的分解成为谱分析中的难题。同时,为了在辐射监测过程中实现更准确及时的能谱测量分析和异常情况处理,并使之能适用于现场实时测量与分析,往往需要对测得的核能谱实时、精确反演。基于此背景,本文在四川省科技支撑计划“核辐射信号随机特性关键技术研究”（2014GZ0020）项目的支持下,结合前期对仿核信号、核能谱模拟、重叠峰分解等相关研究的基础上,依托C#和DSP,构建了一套核能谱模拟系统,同时借助于MATLAB分析工具,以信号模拟为主线,对具有随机特性的仿核信号的生成、指数脉冲S-K高斯成形及梯形成形滤波、现场辐射监测过程中任意核能谱的实时逼真模拟、严重重叠谱的分解以及能谱漂移等方面进行了讨论研究。论文主要工作及成果如下:1、借助于MATLAB仿真平台,对核脉冲信号成形前的指数脉冲进行了不同衰减常数、不同幅值的模拟,讨论了S-K高斯成形、梯形成形算法,模拟了不同调整参数K时的指数脉冲高斯成形波形,并完成对无噪音和有噪音的指数脉冲的梯形成形滤波仿真。2、讨论了能谱的统计特性及其数学模型,阐述了粒子群算法的基本原理,在MATLAB上模拟了原始重叠峰,分析了粒子群算法与重叠峰分解之间的联系,确定了粒子群分解重叠峰的适应度函数,实现了两峰重叠谱、三峰重叠谱、四峰重叠谱的粒子群分解,完成了算法分解重叠峰的能力定位;将分解得到的几个高斯峰以一定比例搭配构成新的重叠峰,并采用加抽样法对其形成过程动态模拟。3、提出了全谱的数学模型,在MATLAB上完成了以一定比例的镭226Ra、钍232Th、铯137Cs三种核素能谱组成的原始混合谱的模拟,给出了粒子群算法用于全谱分解时的粒子优劣的评价函数,实现了涉及三个单谱权重未知数的全谱分解;将分解得到的三个单谱以一定比例组合构成新的混合谱,并动态模拟其形成过程。4、讨论了能谱的漂移,设定一定的漂移倍数,在MATLAB上完成对226Ra、232Th、137Cs三种核素能谱漂移的模拟,并将漂移后的能谱以一定比例搭配得到了原始漂移混合谱,实现了粒子群算法对原始漂移混合谱的分解,涉及到三个单谱的权重和漂移倍数这6个未知数。5、构建了一套基于C#和DSP的核能谱模拟系统,完成了硬件的搭建、C#上UI界面的设计及功能算法的实现与验证;在C#上实现了对不同衰减常数、不同幅值的指数信号的模拟和不同成形参数的高斯成形,采用线性同余法和离散直接抽样方法实现对226Ra、232Th、137Cs三种核素能谱及其组成的混合谱的动态反演;在DSP的软件环境CCS上完成了能谱模拟和误差的计算分析。
二、放射性核素衰变规律的几个概念及其应用（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、放射性核素衰变规律的几个概念及其应用（论文提纲范文）
（1）PET/CT机房的辐射防护精确计算（论文提纲范文）
| 1 PET/CT机房的布局与应用流线 |
| 2 γ射线衰变校正因子的计算 |
| 3 目标位置透射因子的计算 |
| 3.1 吸收室区域目标位置的透射因子计算 |
| 3.2 扫描室区域目标位置的透射因子计算 |
| 4 防护厚度计算 |
| 5 结论 |
（2）新型闪烁体探测器在地空核辐射测量中探测限的研究与应用（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 引言 |
| 1.1 选题依据及研究意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.3 研究内容 |
| 1.4 研究方法 |
| 第2章 γ能谱分析理论基础 |
| 2.1 γ射线的产生与分布 |
| 2.2 γ射线与物质的相互作用 |
| 2.3 闪烁体探测器工作原理 |
| 2.4 最小可探测活度的计算 |
| 2.5 蒙特卡罗方法简介 |
| 第3章 γ能谱数据处理与分析方法 |
| 3.1 γ能谱数据处理方法 |
| 3.2 最小可探测活度数据分析方法 |
| 第4章 影响MDA的闪烁体探测器特性分析 |
| 4.1 探测器系统的搭建 |
| 4.2 能量分辨率 |
| 4.3 本征本底 |
| 4.4 探测效率 |
| 第5章 MDA实验设计与数据分析 |
| 5.1 实验设计 |
| 5.2 环境本底数据分析 |
| 5.3 针对~(137)Cs的最小可探测活度数据分析 |
| 5.4 针对~(60)Co的最小可探测活度数据分析 |
| 5.5 针对~(134)Cs的最小可探测活度数据分析 |
| 5.6 针对~(133)Ba的最小可探测活度数据分析 |
| 5.7 最小可探测活度数据综合分析 |
| 第6章 MDA模拟计算与数学模型建立 |
| 6.1 MCNP模型建立 |
| 6.2 MCNP模拟探测效率数据分析 |
| 6.3 MCNP模拟环境本底 |
| 6.4 MDA数学模型建立 |
| 第7章 最小可探测活度数据的初步应用 |
| 7.1 MDA应用于无人机寻源仿真软件 |
| 7.2 MDA应用于γ能谱核素识别 |
| 结论 |
| 致谢 |
| 参考文献 |
| 攻读学位期间取得学术成果 |
| 附录 |
| 附录A ~(60)Co的MDA实验数据 |
| 附录B ~(134)Cs的MDA实验数据 |
| 附录C ~(133)Ba的MDA实验数据 |
（3）隐伏铀矿勘探中地气测量机理及其应用研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 地气测量方法发展现状 |
| 1.2.1 地气中的元素迁移 |
| 1.2.2 地气样品采集及分析方法 |
| 1.3 地气测量模型研究现状 |
| 1.4 地气测量在隐伏矿勘探中的应用研究现状 |
| 1.4.1 隐伏金属矿勘探中地气测量研究现状 |
| 1.4.2 隐伏铀矿勘探中地气测量研究现状 |
| 1.5 论文选题来源及项目支撑 |
| 1.6 论文研究内容与技术路线 |
| 1.6.1 论文主要研究内容 |
| 1.6.2 论文实施技术路线 |
| 1.7 论文主要创新点 |
| 2 多孔覆盖层介质中的流体流动与传质 |
| 2.1 多孔覆盖层介质中的流体与运移铀元素 |
| 2.2 多孔介质中流体运移基本方程 |
| 2.2.1 均质流体连续性方程 |
| 2.2.2 均质流体动量守恒方程及Navier-Stokes方程 |
| 2.2.3 均质流体能量守恒方程 |
| 2.2.4 流体中溶质的质量守恒方程 |
| 2.2.5 应用实例：放射性气体通过薄层多孔介质的扩散迁移 |
| 2.3 球形颗粒在气相流体中的迁移 |
| 2.4 放射性核素在多孔介质液相流体中的运移 |
| 2.4.1 地下多孔介质中流体流动 |
| 2.4.2 溶质在多孔介质中的水动力弥散 |
| 2.4.3 放射性核素在多孔介质流体中的主要源汇项 |
| 3 铀元素随地气迁移的数值模拟与实验 |
| 3.1 模拟计算与实验条件 |
| 3.1.1 数值计算平台与方法简介 |
| 3.1.2 微型柱式模型的初步验证 |
| 3.1.3 实验平台的搭建 |
| 3.2 微孔中的流体流动与元素迁移 |
| 3.2.1 基于随机生长算法的多孔介质模型建立 |
| 3.2.2 多孔介质的有效孔隙度测量 |
| 3.2.3 多孔介质中的微观单相流动与传质 |
| 3.3 不同特性覆盖层中铀的迁移行为 |
| 3.3.1 均匀覆盖层介质中铀元素随地下水迁移 |
| 3.3.2 出露破碎带对均匀覆盖层中铀元素运移的影响 |
| 3.3.3 压力对地气中铀迁移的影响 |
| 3.3.4 孔隙介质对地气中铀迁移的影响 |
| 3.4 地气模型中的铀运移综合实验观测 |
| 3.4.1 水平扩散铀运移模型实验 |
| 3.4.2 立方式铀运移模型实验 |
| 4 地气测量及其他放射性勘探方法试验研究 |
| 4.1 地气采集及分析方法 |
| 4.1.1 主动式地气采集原理 |
| 4.1.2 捕集剂的选取 |
| 4.1.3 基于分光光度法的地气中微量铀检测 |
| 4.2 地面放射性γ能谱测量 |
| 4.2.1 天然放射性元素及其分布 |
| 4.2.2 多道能谱仪探测深度及元素含量计算 |
| 4.3 α径迹累积氡测量 |
| 4.4 土壤热释光测量 |
| 4.5 钋-210 活度测量 |
| 4.6 相山居隆庵已知剖面的试验测量及初步分析 |
| 4.6.1 试验剖面工区简介 |
| 4.6.2 地气测量结果 |
| 4.6.3 地面γ能谱测量结果 |
| 4.6.4 其他放射性勘探方法测量结果 |
| 5 综合放射性勘探数据处理研究 |
| 5.1 放射性勘探数据初步处理 |
| 5.1.1 勘探数据统计分析中的相关系数 |
| 5.1.2 勘探数据拟合优度评价 |
| 5.1.3 勘探数据的规范化处理 |
| 5.2 勘探数据的平滑与去噪 |
| 5.2.1 多点多项式平滑(MPS)滤波 |
| 5.2.2 快速傅里叶变换(FFT)滤波 |
| 5.2.3 MPS滤波与FFT滤波处理效果比较 |
| 5.3 放射性勘探数据区域成图方法 |
| 5.4 综合勘探数据主成分分析及异常信息提取 |
| 5.4.1 一些矩阵理论中的基本概念及定理 |
| 5.4.2 矩阵的奇异值分解(Singular Value Decomposition,SVD) |
| 5.4.3 主成分分析(Principal Component Analysis,PCA) |
| 5.4.4 主成分分析在MATLAB R2014a中的实现 |
| 5.4.5 基于变异系数赋权的深部铀矿致异常提取方法 |
| 6 地气测量在华南热液型隐伏铀矿勘探中的应用 |
| 6.1 野外测量工作方法简介 |
| 6.2 综合放射性勘探工作区概况 |
| 6.3 测区内放射性勘探数据统计特性 |
| 6.4 相山地区放射性场区域异常分析 |
| 6.5 相山地区隐伏铀矿致地气异常提取及找矿预测 |
| 7 结论与建议 |
| 7.1 论文主要结论 |
| 7.2 论文不足与进一步研究建议 |
| 致谢 |
| 攻读博士学位期间取得的科研成果 |
| 参考文献 |
（4）核能行业放射性废物安全管理法律制度研究（论文提纲范文）
| 中文摘要 |
| 英文摘要 |
| 1 绪论 |
| 1.1 选题背景与研究意义 |
| 1.1.1 选题背景 |
| 1.1.2 研究意义 |
| 1.2 选题的国内外研究现状 |
| 1.2.1 国外研究现状 |
| 1.2.2 国内研究现状 |
| 1.2.3 国内外研究现状评析 |
| 1.3 论文的研究目的与思路 |
| 1.3.1 论文的研究目的 |
| 1.3.2 论文的研究思路 |
| 1.4 论文的研究方法与创新 |
| 1.4.1 论文的研究方法 |
| 1.4.2 论文的创新之处 |
| 2 核能行业放射性废物安全管理法律制度之理论分析 |
| 2.1 核能行业放射性废物安全管理的基本概念厘定 |
| 2.1.1 放射性废物与核能行业放射性废物的界分 |
| 2.1.2 核能行业放射性废物安全管理的含义厘析 |
| 2.2 核能行业放射性废物安全管理法律制度的正当性 |
| 2.2.1 核能行业放射性废物安全管理法律制度的合理性 |
| 2.2.2 核能行业放射性废物安全管理法律制度的必要性 |
| 2.2.3 核能行业放射性废物安全管理法律制度的可行性 |
| 2.3 核能行业放射性废物安全管理法律制度的理论基础 |
| 2.3.1 可持续发展理论 |
| 2.3.2 环境权理论 |
| 2.3.3 风险控制理论 |
| 2.4 核能行业放射性废物安全管理法律制度内涵与构成 |
| 2.4.1 核能行业放射性废物安全管理法律制度的基本内涵 |
| 2.4.2 核能行业放射性废物安全管理法律制度的主要构成 |
| 2.5 核能行业放射性废物安全管理法律制度的价值与功能 |
| 2.5.1 核能行业放射性废物安全管理法律制度的价值 |
| 2.5.2 核能行业放射性废物安全管理法律制度的功能 |
| 2.6 核能行业放射性废物安全管理法律制度的构建原则与模式 |
| 2.6.1 核能行业放射性废物安全管理法律制度的构建原则 |
| 2.6.2 核能行业放射性废物安全管理法律制度的构建模式 |
| 3 核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.1 核能行业放射性废物安全管理法律制度战略与政策理据之一般分析 |
| 3.2 域外核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.2.1 法国核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.2.2 芬兰核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.2.3 英国核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.2.4 美国核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.2.5 加拿大核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.2.6 韩国核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.2.7 各国核能行业放射性废物安全管理法律制度战略与政策理据的特点与趋势 |
| 3.3 我国核能行业放射性废物安全管理法律制度的战略与政策理据 |
| 3.4 中外核能行业放射性废物安全管理法律制度战略与政策理据之比较 |
| 3.4.1 技术路线之比较 |
| 3.4.2 选址准则之比较 |
| 3.4.3 决策过程之比较 |
| 3.4.4 资金模式之比较 |
| 4 核能行业放射性废物安全管理法律制度的立法分析 |
| 4.1 核能行业放射性废物安全管理法律制度立法之一般分析 |
| 4.2 核能行业放射性废物安全管理法律制度的国际立法 |
| 4.2.1 核能行业放射性废物安全管理法律制度国际立法之宏观背景 |
| 4.2.2 核能行业放射性废物安全管理法律制度之国际法律渊源 |
| 4.2.3 核能行业放射性废物安全管理法律制度国际立法中的参与主体 |
| 4.2.4 国际立法对于我国核能行业放射性废物安全管理之现实意义 |
| 4.3 域外核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.3.1 法国核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.3.2 芬兰核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.3.3 英国核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.3.4 美国核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.3.5 加拿大核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.3.6 韩国核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.4 我国核能行业放射性废物安全管理法律制度的相关立法 |
| 4.4.1 我国核能行业放射性废物安全管理相关法律 |
| 4.4.2 我国核能行业放射性废物安全管理相关行政法规 |
| 4.4.3 我国核能行业放射性废物安全管理相关部门规章 |
| 4.4.4 我国核能行业放射性废物安全管理标准及技术文件 |
| 4.4.5 国际法渊源与我国核能行业放射性废物安全管理立法之关系 |
| 4.5 中外核能行业放射性废物安全管理法律制度相关立法之比较 |
| 4.5.1 立法框架之比较 |
| 4.5.2 法律渊源之比较 |
| 5 核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.1 核能行业放射性废物安全管理主体法律制度之一般分析 |
| 5.2 域外核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.2.1 法国核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.2.2 芬兰核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.2.3 英国核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.2.4 美国核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.2.5 加拿大核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.2.6 韩国核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.2.7 各国核能行业放射性废物安全管理主体法律制度的特点与趋势 |
| 5.3 我国核能行业放射性废物安全管理主体法律制度 |
| 5.4 中外核能行业放射性废物安全管理主体法律制度之比较 |
| 5.4.1 主体设置之比较 |
| 5.4.2 主体职能划分之比较 |
| 6 核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.1 核能行业放射性废物安全管理许可法律制度之一般分析 |
| 6.2 域外核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.2.1 法国核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.2.2 芬兰核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.2.3 英国核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.2.4 美国核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.2.5 加拿大核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.2.6 韩国核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.2.7 各国核能行业放射性废物安全管理许可法律制度的特点与趋势 |
| 6.3 我国核能行业放射性废物安全管理许可法律制度 |
| 6.4 中外核能行业放射性废物安全管理许可法律制度之比较 |
| 6.4.1 许可种类划分之比较 |
| 6.4.2 许可审批流程之比较 |
| 7 核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.1 核能行业放射性废物安全管理退役法律制度之一般分析 |
| 7.2 域外核能行业放射性废物安全管理的役法律制度 |
| 7.2.1 法国核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.2.2 芬兰核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.2.3 英国核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.2.4 美国核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.2.5 加拿大核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.2.6 韩国核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.2.7 各国核能行业放射性废物安全管理退役法律制度的特点与趋势 |
| 7.3 我国核能行业放射性废物安全管理退役法律制度 |
| 7.4 中外核能行业放射性废物安全管理退役法律制度之比较 |
| 7.4.1 退役计划模式之比较 |
| 7.4.2 退役保障机制之比较 |
| 8 核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.1 核能行业放射性废物安全管理应急法律制度之一般分析 |
| 8.2 域外核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.2.1 法国核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.2.2 芬兰核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.2.3 英国核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.2.4 美国核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.2.5 加拿大核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.2.6 韩国核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.2.7 各国核能行业放射性废物安全管理应急法律制度的特点与趋势 |
| 8.3 我国核能行业放射性废物安全管理应急法律制度 |
| 8.4 中外核能行业放射性废物安全管理应急法律制度之比较 |
| 8.4.1 应急管理框架设定之比较 |
| 8.4.2 应急管理主导机构之比较 |
| 9 核能行业放射性废物安全管理信息公开与公众参与法律制度 |
| 9.1 核能行业放射性废物安全管理信息公开与公众参与法律制度之一般分析 |
| 9.2 域外核能行业放射性废物安全管理信息公开与公众参与法律制度 |
| 9.2.1 法国核能行业放射性废物安全管理信息公开与公众参与法律制度 |
| 9.2.2 芬兰核能行业放射性废物安全管理信息公开及公众参与法律制度 |
| 9.2.3 英国核能行业放射性废物安全管理信息公开及公众参与法律制度 |
| 9.2.4 美国核能行业放射性废物安全管理信息公开及公众参与法律制度 |
| 9.2.5 加拿大核能行业放射性废物安全管理信息公开及公众参与法律制度 |
| 9.2.6 韩国核能行业放射性废物安全管理信息公开及公众参与法律制度 |
| 9.2.7 各国核能行业放射性废物安全管理信息公开及公众参与法律制度的特点与趋势 |
| 9.3 我国核能行业放射性废物安全管理信息公开与公众参与法律制度 |
| 9.4 中外核能行业放射性废物安全管理信息公开与公众参与法律制度之比较 |
| 9.4.1 信息公开法律制度之比较 |
| 9.4.2 公众参与法律制度之比较 |
| 10 我国核能行业放射性废物安全管理法律制度的现状审视与完善 |
| 10.1 我国核能行业放射性废物安全管理法律制度的现状审视 |
| 10.1.1 相关立法框架存在缺失 |
| 10.1.2 相关管理主体职能设定分散不清 |
| 10.1.3 相关管理机制缺乏保障 |
| 10.1.4 应急准备与响应制度缺乏可操作性 |
| 10.1.5 相关信息公开、公众参与制度亟待发展 |
| 10.2 我国核能行业放射性废物安全管理法律制度之完善 |
| 10.2.1 我国核能行业放射性废物安全管理立法框架之完善 |
| 10.2.2 我国核能行业放射性废物安全管理主体制度之完善 |
| 10.2.3 我国核能行业放射性废物安全管理运行制度之完善 |
| 10.2.4 我国核能行业放射性废物安全管理应急准备与响应制度之完善 |
| 10.2.5 我国核能行业放射性废物安全管理信息公开与公众参与制度之完善 |
| 11 结语 |
| 参考文献 |
| 附录 |
| A 作者在攻读学位期间发表论文目录 |
| B 作者在攻读学位期间科研情况 |
| C 学位论文数据集 |
| 致谢 |
（5）液态熔盐研究堆应急准备与响应的初步研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及意义 |
| 1.2 熔盐堆发展状况 |
| 1.3 熔盐堆应急准备与响应发展状况 |
| 1.3.1 MSRE应急预案介绍 |
| 1.3.2 参考法规的发展 |
| 1.4 建立核事故应急准备与响应的研究方法 |
| 1.4.1 基本概念 |
| 1.4.2 事故分析方法 |
| 1.4.3 建立应急行动水平的方法 |
| 1.4.4 划分应急计划区的方法 |
| 1.5 本文研究目的和研究内容 |
| 第2章 事故分析与应急计划参考事故选取 |
| 2.1 TMSR-LF1 系统结构和参数 |
| 2.2 事故分析方法 |
| 2.2.1 事故分类和始发事件选取 |
| 2.2.2 安全限值 |
| 2.2.3 安全分析程序 |
| 2.3 TMSR-LF1 事故分类和始发事件清单 |
| 2.4 反应性事故 |
| 2.5 堆芯排热减少事故 |
| 2.6 排热增加事故 |
| 2.7 未能紧急停堆的预期瞬态 |
| 2.7.1 满功率下一根调节棒失控抽出未能紧急停堆 |
| 2.7.2 失去厂外电未能紧急停堆 |
| 2.8 设备泄漏事故 |
| 2.8.1 燃料盐泄漏 |
| 2.8.2 燃料盐覆盖气系统边界泄漏 |
| 2.8.3 尾气处理系统失效 |
| 2.8.4 冷却盐泄漏 |
| 2.9 应急计划参考事故选取 |
| 2.10 本章小结 |
| 第3章 应急计划参考事故辐射后果评价 |
| 3.1 应急计划参考事故源项估计 |
| 3.1.1 堆芯中产生的放射性 |
| 3.1.2 覆盖气中积存的放射性 |
| 3.1.3 应急计划参考事故释放源项 |
| 3.2 应急计划参考事故辐射剂量估算 |
| 3.2.1 剂量估算方法 |
| 3.2.2 大气弥散因子计算 |
| 3.2.3 剂量估算结果 |
| 3.3 应急计划参考事故辐射后果分析 |
| 3.3.1 覆盖气吹扫速率的影响 |
| 3.3.2 氚对剂量的影响 |
| 3.3.3 停堆过程对剂量的影响 |
| 3.3.4 不同照射途径对事故后果的影响 |
| 3.3.5 时间对剂量的影响 |
| 3.4 TMSR-LF1 的应急状态等级 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 初步建立TMSR-LF1的应急准备与响应 |
| 4.1 应急行动水平的建立 |
| 4.2 应急计划区的讨论 |
| 4.3 应急组织 |
| 4.3.1 组织构成和职责要求 |
| 4.3.2 TMSR-LF1 的应急组织设计 |
| 4.4 应急响应行动 |
| 4.4.1 应急响应能力配置 |
| 4.4.2 应急计划参考事故应急响应行动流程 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 总结与展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（6）核脉冲数字化成形与脉冲堆积相关技术研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 课题背景与研究意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.3 论文的主要研究内容 |
| 1.4 论文的结构安排 |
| 第2章 核随机信号的统计特性与产生方法 |
| 2.1 核信号的随机特性 |
| 2.1.1 核事件计数的统计特性 |
| 2.1.2 核信号时间间隔的统计特性 |
| 2.1.3 核信号幅度上的统计特性 |
| 2.2 随机数生成方法 |
| 2.2.1 反函数法 |
| 2.2.2 变量替换法 |
| 2.2.3 加抽样方法 |
| 2.2.4 离散型直接抽样方法 |
| 2.3 本章小结 |
| 第3章 脉冲模型及其成形方法 |
| 3.1 探测器输出端核信号模型 |
| 3.1.1 探测器等效电路模型 |
| 3.1.2 指数、双指数脉冲数字化模型 |
| 3.1.3 指数、双指数脉冲仿真分析 |
| 3.2 高斯成形算法研究与实现 |
| 3.2.1 高斯成形算法原理 |
| 3.2.2 高斯成形算法的实现与成形参数分析 |
| 3.3 梯形(三角形)成形算法研究与实现 |
| 3.3.1 Z变换法梯形成形原理与实现 |
| 3.3.2 函数卷积法梯形成形原理和实现 |
| 3.3.3 梯形成形算法的问题与改进 |
| 3.4 噪声与滤波 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 脉冲堆积识别与堆积概率分析 |
| 4.1 重叠核脉冲模型与仿真分析 |
| 4.2 三种成形方式的脉冲堆积识别 |
| 4.2.1 梯形成形中的脉冲堆积识别 |
| 4.2.2 三角形成形中的脉冲堆积识别 |
| 4.2.3 高斯脉冲的独立性分析 |
| 4.2.4 高斯成形的高斯波脉冲宽度提取 |
| 4.2.5 高斯成形中的脉冲堆积识别 |
| 4.3 高斯成形脉冲堆积概率计算估值 |
| 4.3.1 堆积概率计算 |
| 4.3.2 堆积概率的应用实例 |
| 4.3.3 堆积丢弃概率 |
| 4.4 梯形成形脉冲堆积概率计算估值 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 重叠脉冲的分解 |
| 5.1 遗传算法原理 |
| 5.2 遗传算法分解S-K数字化高斯成形重叠脉冲 |
| 5.2.1 目标函数的建立 |
| 5.2.2 两个脉冲重叠的分解 |
| 5.2.3 三个脉冲重叠的分解 |
| 5.2.4 四个脉冲重叠的分解 |
| 5.3 重叠脉冲的可分解性研究和能谱计数修正 |
| 5.4 本章小结 |
| 结论 |
| 致谢 |
| 参考文献 |
| 攻读学位期间取得学术成果 |
| 附录 |
（7）基于闪烁体及切伦科夫的中子通量监测器的性能研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第一章 引言 |
| 1.1 选题背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.3 课题研究内容 |
| 第二章 中子及中子探测 |
| 2.1 中子的基本性质 |
| 2.2 中子源 |
| 2.2.1 放射性同位素中子源 |
| 2.2.2 加速器中子源 |
| 2.2.3 反应堆中子源 |
| 2.3 中子探测原理 |
| 2.3.1 核反应法 |
| 2.3.2 核反冲法 |
| 2.3.3 核裂变法 |
| 2.3.4 活化法 |
| 2.4 中子探测器 |
| 2.4.1 气体探测器 |
| 2.4.2 闪烁探测器 |
| 2.4.3 半导体探测器 |
| 2.4.4 其他探测器 |
| 2.5 中子探测器的性能指标 |
| 2.5.1 探测效率 |
| 2.5.2 时间分辨率 |
| 2.5.3 中子-伽玛甄别能力 |
| 2.5.4 能量响应 |
| 第三章 探测器介绍及相关参数模拟研究 |
| 3.1 探测器的组装及工作原理介绍 |
| 3.2 模拟方法及模拟软件 |
| 3.2.1 蒙特卡罗方法 |
| 3.2.2 GEANT4 程序介绍 |
| 3.3 中子源的模拟计算 |
| 3.4 本章小结 |
| 第四章 探测器性能参数的研究 |
| 4.1 探测器的精度 |
| 4.1.1 概念及计算 |
| 4.1.2 实验测量及结果 |
| 4.2 探测器能量响应 |
| 4.2.1 探测器对不同能量中子的响应模拟 |
| 4.2.2 探测器对不同中子源的响应 |
| 4.3 探测器距离响应 |
| 4.3.1 移动放射源改变距离 |
| 4.3.2 移动探测器改变距离 |
| 4.4 探测器对中子源角分布的响应 |
| 4.5 本章小结 |
| 第五章 探测器效率绝对刻度 |
| 5.1 活化法测量探测器效率 |
| 5.1.1 活化片的选择 |
| 5.1.2 中子通量密度的计算 |
| 5.1.3 伽玛探测器效率刻度 |
| 5.2 探测效率测量 |
| 5.2.1 实验测量 |
| 5.2.2 中子分布模拟 |
| 5.2.3 数据处理 |
| 5.3 中子通量测量 |
| 5.4 本章小结 |
| 第六章 总结与展望 |
| 6.1 研究工作总结 |
| 6.2 研究工作展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在学期间的研究成果及发表的学术论文 |
（9）基于CFD的近岸海域放射性核素弥散数值模拟研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 海洋放射性核素弥散基本模型 |
| 1.2.2 近岸海域放射性核素弥散研究现状 |
| 1.3 研究目标及意义 |
| 1.4 主要内容与结构 |
| 第2章 理论与技术基础 |
| 2.1 人工放射性核素对近岸海域环境的影响 |
| 2.1.1 放射性核素的特征与危害 |
| 2.1.2 海洋中人工放射性核素的来源 |
| 2.1.3 近岸海域放射性核素弥散机理 |
| 2.2 近岸海域环境流体力学理论基础 |
| 2.2.1 海洋环境的划分 |
| 2.2.2 近岸海域的流体力学特征 |
| 2.3 CFD数值模拟基础 |
| 2.3.1 流体力学的控制方程 |
| 2.3.2 湍流模型 |
| 2.3.3 有限体积法离散 |
| 2.3.4 流场的求解计算 |
| 2.4 开源CFD程序OpenFOAM介绍 |
| 2.4.1 OpenFOAM特点 |
| 2.4.2 OpenFOAM结构框架 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 基于CFD的放射性核素弥散数值模拟 |
| 3.1 自动化非结构网格生成方法 |
| 3.1.1 近岸海域海底地形三维建模 |
| 3.1.2 网格自动化划分 |
| 3.2 基于CFD的弥散模型及其控制方程修正 |
| 3.2.1 放射性核素弥散模型 |
| 3.2.2 基于雷诺平均修正的弥散控制方程 |
| 3.3 近岸海域放射性核素弥散程序研发 |
| 3.3.1 求解器开发 |
| 3.3.2 计算参数设置 |
| 3.4 数据可视化分析 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 模型验证与分析 |
| 4.1 场景描述 |
| 4.1.1 核燃料后处理厂基本情况 |
| 4.1.2 监测数据的获取 |
| 4.2 网格处理与边界条件设置 |
| 4.2.1 近岸海域地形建模 |
| 4.2.2 网格无关性验证 |
| 4.2.3 边界条件设置 |
| 4.3 数值计算 |
| 4.4 数据分析 |
| 4.4.1 模拟结果对比分析 |
| 4.4.2 误差分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 总结与展望 |
| 5.1 总结 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文和取得的研究成果 |
（10）基于C#和DSP的核能谱模拟方法研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 课题背景与研究意义 |
| 1.2 国内外的研究现状 |
| 1.2.1 仿核信号的研究现状 |
| 1.2.2 核能谱模拟的研究现状 |
| 1.3 论文的研究内容 |
| 1.4 论文的结构安排 |
| 第2章 核信号随机特性与随机抽样方法 |
| 2.1 核信号的随机特性 |
| 2.2 随机抽样方法 |
| 2.2.1 加抽样方法 |
| 2.2.2 离散型直接抽样方法 |
| 2.3 本章小结 |
| 第3章 核脉冲信号及其成形仿真 |
| 3.1 探测器输出端核脉冲的模拟 |
| 3.2 核脉冲信号及其成形仿真 |
| 3.2.1 指数和双指数脉冲数字化模型 |
| 3.2.2 S-K高斯成形模型 |
| 3.2.3 梯形成形模型 |
| 3.2.4 指数信号及其S-K高斯成形和梯形成形仿真 |
| 3.3 本章小结 |
| 第4章 谱峰形成过程的动态模拟 |
| 4.1 能谱的统计特性 |
| 4.2 能谱数学模型 |
| 4.3 粒子群算法基本思想 |
| 4.4 粒子群算法分解重叠谱峰 |
| 4.4.1 原始重叠谱峰的模拟 |
| 4.4.2 两峰重叠谱的分解 |
| 4.4.3 三峰重叠谱的分解 |
| 4.5 谱峰动态模拟 |
| 4.6 本章小结 |
| 第5章 全谱形成过程的动态模拟 |
| 5.1 全谱数学模型 |
| 5.2 未漂移的全谱分解 |
| 5.3 漂移后的全谱分解 |
| 5.3.1 能谱漂移模拟 |
| 5.3.2 原始漂移混合谱分解 |
| 5.4 全谱动态形成的模拟 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 C#和DSP模拟平台 |
| 6.1 核能谱模拟平台及其所属系统组成 |
| 6.1.1 DSP介绍 |
| 6.1.2 .NET平台和C#语言 |
| 6.1.3 核能谱模拟平台主界面 |
| 6.2 单个指数脉冲及其S-K高斯成形 |
| 6.3 仿核信号模拟 |
| 6.4 能谱模拟 |
| 6.4.1 伪随机数发生器 |
| 6.4.2 C#软件模拟能谱 |
| 6.4.3 DSP硬件模拟能谱 |
| 6.5 本章小结 |
| 结论 |
| 致谢 |
| 参考文献 |
| 攻读学位期间取得学术成果 |
四、放射性核素衰变规律的几个概念及其应用（论文参考文献）
- [1]PET/CT机房的辐射防护精确计算[J]. 崔红生,乔天硕,梁权. 中国医学装备, 2021(09)
- [2]新型闪烁体探测器在地空核辐射测量中探测限的研究与应用[D]. 高妍. 成都理工大学, 2020(04)
- [3]隐伏铀矿勘探中地气测量机理及其应用研究[D]. 罗齐彬. 东华理工大学, 2019(12)
- [4]核能行业放射性废物安全管理法律制度研究[D]. 甘露茜. 重庆大学, 2019(01)
- [5]液态熔盐研究堆应急准备与响应的初步研究[D]. 陈畅其. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2019(07)
- [6]核脉冲数字化成形与脉冲堆积相关技术研究[D]. 赵靖. 成都理工大学, 2019(02)
- [7]基于闪烁体及切伦科夫的中子通量监测器的性能研究[D]. 胡尊浩. 南京航空航天大学, 2019(02)
- [8]快中子活化法测量放射性核素半衰期[J]. 许可,马克岩,许旭,梁桁楠. 大学物理实验, 2018(06)
- [9]基于CFD的近岸海域放射性核素弥散数值模拟研究[D]. 林韩清. 中国科学技术大学, 2018(12)
- [10]基于C#和DSP的核能谱模拟方法研究[D]. 杨熙. 成都理工大学, 2018(01)