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300#反应堆活化源项调查是退役前期的一项重要工作,而堆水池内各结构部件的中子注量率是源项计算所必需输入的参数之一.首次采用"分步测量接力推算法"对堆水池进行了较为全面的测量,计算出了堆内主要结构部件处的绝对中子注量率.测到的最大和最小中子注量率分别约为1.939×10<10>、14.52n/cm<2>·s·kW.扩展不确定度依次为0.08和0.13.