中子注量率相关论文
随着环境污染的加剧以及不可再生能源的枯竭，发展核能等清洁能源刻不容缓。反应堆压力容器（RPV）是核反应堆不可更换的大型部件，其起着......
航空电子设备向着小型化、集成化发展,对大气辐射越来越敏感,大气中子辐射对飞机机载电子设备是一种威胁,高能粒子对飞机系统电子......
针对成都理工大学核地球物理与地球化学研究室的在线瞬发γ中子活化分析(PGNAA)系统装置,利用MCNP程序对水泥样品进行模拟计算分析......
本工作计算了用于中子慢化实验装置的铁皮水箱和聚乙烯板的最佳安排问题。即计算出水箱或聚乙烯板的厚度为多少时,穿透水箱或聚乙......
对铂族元素中子活化分析中存在的 1 8种干扰核反应进行研究 ,由活化分析基本理论 ,计算出各种干扰核反应的影响系数 .计算表明 ,对......
中子注量及中子注量率是表征反应堆中子辐射场强度的特征参量,是在堆上开展物理及应用研究必须预先知道的基本参量,所以可通过探测......
将国产反应堆压力容器(RPV)材料夏比冲击试样及0.5T-CT试样置于高通量工程试验堆中进行中子辐照考验,快中子(E>1 MeV)注量为3.0×1......
压力容器内的中子,特别是快中子注量率与压力容器材料的辐照损伤直接相关,是评价核电站安全和寿命的关键参数之一.本文采用二维离......
对加速器驱动洁净核能系统 (ADS)次临界堆内核素的转换进行了研究。研究结果表明 :ADS具有充分利用核资源的可能性。次临界热堆只......
期刊
在燃料装载量不变情况下,燃料球体积填充率的变化对于先进高温堆的堆芯物理特性有重要影响.我们运用蒙特卡罗程序MCNP 5对Kff、中......
利用核电站反应堆中子动力学系统的单位阶跃响应数据,获得了该系统的非参数模型,且提出了一种中子注量率恒值问题的预测控制方法。......
核测量系统是核电厂仪控系统信息功能中最重要的测量系统之一,核测量系统从反应堆完全停堆到150%额定功率的范围内,对反应堆的换料......
为研究河北平原深部地层的中子注量率和36Cl/Cl地球长期平衡值,应用中子活化分析技术测量了岩石样品的元素含量数据.根据这些数据,......
钍铀燃料循环以其优异的物理和化学特性，受到核能界的广泛关注。本文利用单群的点燃耗计算程序ORIGEN，分别研究了钍燃料在沸水堆（Boil......
对于一台中子散射谱仪，中子导管对中子的传输性能很重要，文中利用Mcstas程序对中子小角散射谱仪中平行中子导管和锥形中子导管以及平......
随着＂三代＂核电技术的推广，裂变室中子探测技术在反应堆事故后监测的优势已经为业界认可，同时，裂变室探测器的高可靠性和高信噪比性能满......
基于铀氢体系的微型自控反应堆（ HPM ）是一种新型堆型，具有良好的发展潜力，要建立该堆，需要对铀氢体系的中子学性能进行详尽的研究。论......
摘要 为了解核电站硼浓度测量系统探测装置内中子源剂量率分布及对探测装置周围剂量场的影响，为硼表探测装置标定时的辐射剂量控制......
对聚变驱动次临界堆(FDS-Ⅰ)包层进行了材料活化计算与分析.利用多功能中子学程序系统VisualBUS1.0及多群数据库HENDL1.0/MG进行中......
国产M310机组设计大多仍然延续法国人设计思想,随着机组运行经验积累与技术进步,有必要对核电站重要仪控系统设计进行重新梳理,持......
本文采用蒙特卡罗程序MCNP5对熔盐实验堆MSRE的堆芯罐和反应堆容器的中子辐照损伤量——原子离位数率（DPA rate）进行计算与分析。确......
应用蒙特卡罗方法对中国先进研究堆(CARR)上的两条冷中子导管CNG1和CNG2的设计方案进行了模拟研究.在假定的冷中子源谱分布下,两条......
介绍了数字化物理启动系统的构成和基本工作原理,及其在10 MW高温气冷实验堆物理启动试验过程中的首次成功运用.实践证明:该系统不......
应用蒙特卡罗方法研究了中国先进研究堆冷中子源尺寸对58Ni和超镜冷中子导管出口处中子注量率的影响,使用2个不同软件获得了一致的......
利用基于蒙特卡罗方法的MCNP程序计算了加速器驱动的次临界系统(ADS)中质子束管内的中子注量率分布以及通过质子束管顶端面和其它......
针对在线瞬发γ中子活化分析（PGNAA）系统的要求，利用MCNP程序对不同慢化材料（重水、石蜡、聚乙烯等）厚度、铅屏蔽厚度、样品厚度及大小......
堆内超临界水回路对我国超临界水堆燃料和结构材料的辐照腐蚀实验具有重要意义，辐照装置位于反应堆堆芯栅格，是超临界水回路的核心部......
在核电站反应堆中，压力容器作为压水堆的第二道安全屏障，在压水堆安全运行和防止核泄漏方面发挥着极为重要的作用。反应堆内的中子辐......
在飞行时间谱仪测量中子能谱的基础上，利用^238U裂变电离室测量了中国原子能科学研究院HI-13串列加速器产生的25．5MeV中子注量率。为......
从简化的一维双区平板反应堆问题入手,专门对松散耦合反应堆系统的基本物理特性进行了研究。结果表明,一个由多区燃料组成的反应堆......
介绍了西安脉冲堆带核调试试验内容,给出了稳态堆芯、脉冲堆芯及72小时额定功率运行试验堆芯的反应性和中子注量率等参数的测量结......
用3He球形4π中子探测器,通过直接反应法可以对核素的（n,2n）反应截面进行测量。在此类实验中,要求对中子束进行很好的准直。好的准直......
为提高应力谱仪样品处的中子注量率，对垂直聚焦单色器进行了优化设计。应用蒙特卡罗模拟程序MCSTAS对中子衍射应力谱仪的垂直聚焦Ge......
热分析仪器和测量技术的迅速发展为通过测量受辐照材料热性质的变化测量中子注量提供了可能。本文提出采用调制差示扫描量热（MDSC）法......
中子导管是利用中子全反射原理将中子束以很小的传输损失传递到远离中子源处的物理装置。利用蒙特卡罗方法模拟中子在导管中输运过......
本文介绍了HT-7超导托卡马克上的时间分辨中子注量率测量系统.在高参数放电状态下,计算得到中子产额在108s-1量级,在靠近装置边上......
介绍基于Windows 98平台的中子注量率密度时空分布32位数据采集软件.软件采用多线程技术进行数据采集和处理.采用数据曲线和数据表......
在四川大学720所2．5MeV静电质子加速器上，由核反应^7Li（p，n）^7Be，T（p，n）^3He产生中子，对中国工程物理研究院研制的新型中子探测器进行效率刻......
描述对3个总厚度分别为2、4和8mm的Li-Al合金靶片组进行入堆辐照,测量靶片在堆内辐照时内部的中子注量率分布,并计算出其相应的自......
从堆物理的基础理论出发，提出了通过堆内中子注量空间分布的测量来确定反应堆次临界度的一种新方法，并通过对我国启明星1号次临界实......
高温气冷堆核电站示范工程是我国中长期发展规划中的重大专项之一,也是我国第一座拥有自主知识产权的核电站。文章介绍了高温气冷......
在中国原子能科学研究院的微型堆上对高纯度晶体硼粉末样品进行了不同时间(16、24、32、40、48、56、64 h)的辐照,然后用调制差示......
CEFR核测量系统由反应堆控制保护系统的安全监测装置和反应堆测量系统组成,是反应堆控制保护系统的重要组成部分.本文介绍了CEFR核......
中子衍射法是迄今为止可直接测量材料或工程部件内部深处应力场分布的唯一非破坏性方法，在工程上具有重要的应用。论文用MeStas软件......
为批量化测量探测片活性，设计了多道中子注量率相对分布测量系统。每一个NaI探测器测量一个探测片，探测器之间采用铅屏蔽。为了消除......
利用MCNP程序校核ANISN程序计算出的堆芯分布,进行一维空间简化的修正;同时采用延伸横向尺寸的方法近似替代无法在一维模型中建立......
介绍了临界装置功率刻度的方法,在不同功率台阶下利用活化法测量临界装置的中子注量率分布及归一点的绝对中子注量率,并利用经修改......
