燃料元件厂可燃含铀废物γ扫描装置

来源 :原子能科学技术 | 被引量 : 0次 | 上传用户:Y514027468
下载到本地 , 更方便阅读
声明 : 本文档内容版权归属内容提供方 , 如果您对本文有版权争议 , 可与客服联系进行内容授权或下架
论文部分内容阅读
文章描述了燃料元件制造厂可燃含铀废物的γ扫描装置和无损分析刻度方法,采用4个高效率NaI(Tl)探头系统对已包的废物进行旋转γ扫描。系统包括多路讯号线性混合、多道缓冲存贮存和计算机获取和能谱处理硬件和软件。当废物包中^235U的含量为0.015g时,185keV峰面积与本底面积之比为0.41。10min测量灵敏度计算值为10mg^235U。在1-26.4g^235U动态范围内,10min测量峰面积
其他文献
应用单组中子微扰理论,对辐照后控制棒钴吸收体内活度分布进行理论分析,得到活度分布计算的解析表达式。对高通量工程试验堆(HFETR)首次出堆的2根控制棒钴吸收体进行数值计算
报道了分段γ扫描装置(SGS)的数据获取与处理软件系统的研制成果,该系统用于测量特种核材料的中低密度物质的铀和钚含量。分析了系统的组成结构,重点讨论数据获取及数据处理中的自动
单粒子效应是卫星抗辐射加固研究的主要对象之一。文章重点介绍了所建立的模拟实验测量系统、装置和研究方法,提出了二次翻转问题及其修正公式,以及器件的高能质子和14MeV中子单粒子
采用真空蒸发技术制备核物理实验用C+Pb+Ni,C+Pb+Co,C+Pb+S+Al多层自支撑靶膜。实验选定以1%肥皂液作为解离剂,视不同蒸发元素,选择形状与尺寸适宜的蒸发舟,C,Pb,Ni,Co,S,Al膜的质量厚度分别为10-15,约100,30~60,30~50和10μg·cm^-2。制备出的膜层平
描述用闪烁探测器测量轻水反应堆一回路水中的放射性核素^13N浓度的原理、方法及在几种不同功率水平下^13N浓度的实验测量值。测量值的总不确定度为10%。
对现有的找矿模型校准环境仪表的可能性进行了试验研究。从15个模型的测量结果看,不同类型环境仪表相差2%-3%,从谱图上看,模型谱比点源有更宽的能量范围,尤其是在600keV以下的低能散射占有较大
在中子三轴谱仪上用粉末中子衍射测定室温下Ho2Fe9Ga2Al6和Ho2Fe9Ga6Al2的晶体结构和磁结构,衍射数据用Izumi的Rietveld分析程序RIETAN进行轮廓精修处理,确定替代原子Ga、Al的占位及占位数以及磁性原子Ho、Fe的原子磁矩的大小和方向
目的:了解检测腹水标本阿拉伯糖甘露糖脂IgG抗体(LAM—IgG)指标鉴别诊断结核杆菌感染性腹水的应用价值。方法:研究对象包括恶性腹水组(恶性组)32例,结核杆菌感染性腹水组(结核组
用Monte Carlo方法计算核燃料废包壳缓发裂变中子形成的热中子通量密度分两步进行:第一步,计算出外中子源在包壳中生成的缓发裂变中子;第二步,计算这个缓发裂变中子源在探测