中子通量
- 49-2游泳池反應(yīng)堆輻照生產(chǎn)90Y的可行性研究
輻照位置的熱中子通量大小對(duì)90Y生產(chǎn)的影響更大。圖1 89Y(n,γ)90Y微觀俘獲截面2.2 堆內(nèi)典型輻照位置輻照能力分析利用蒙特卡羅程序(MCNP6)開展49-2堆典型輻照位置的中子特性研究。利用MCNP6程序,對(duì)堆芯燃料組件、控制棒組件、堆內(nèi)部件、垂直輻照孔道、堆內(nèi)樣品裝載、輻照容器等進(jìn)行了全堆芯幾何精細(xì)模擬。為了探究輻照位置對(duì)產(chǎn)量的影響,根據(jù)49-2堆芯組件布置的特點(diǎn),選取堆芯內(nèi)3個(gè)具有代表性的典型輻照位置(圖2)進(jìn)行計(jì)算,分別為:靠近中心的E8處
同位素 2023年3期2023-06-21
- 田灣核電站換料期間中子通量密度監(jiān)測(cè)方式優(yōu)化研究
期間反應(yīng)堆的中子通量密度。RSM系統(tǒng)是臨時(shí)安裝設(shè)備，換料前，需將探測(cè)器、轉(zhuǎn)換單元及輔助單元連接后安裝到堆芯圍板中的測(cè)量通道內(nèi)；換料結(jié)束后，需將探測(cè)器、轉(zhuǎn)換單元及輔助單元拆除。安裝、拆卸RMS系統(tǒng)既存在工業(yè)安全、輻射安全等風(fēng)險(xiǎn)，又占用大修主線時(shí)間，影響了機(jī)組的經(jīng)濟(jì)效益?；谏鲜鲈?，同時(shí)結(jié)合田灣核電站3號(hào)機(jī)組NFME各探測(cè)器的位置和靈敏度，擬取消RSM，改用SR監(jiān)測(cè)換料期間反應(yīng)堆的中子通量密度，這樣既降低風(fēng)險(xiǎn)，又縮短大修時(shí)間。為此，本文論證利用SR監(jiān)測(cè)換料期
原子能科學(xué)技術(shù) 2023年1期2023-01-31
- 用于乏燃料組件上下端部活化源項(xiàng)分析的截面庫(kù)研究
組成及含量、中子通量、反應(yīng)截面等。被輻照材料的核素組成及含量可以準(zhǔn)確地獲取，中子通量一般由反應(yīng)堆物理程序計(jì)算給出，此時(shí)截面庫(kù)的精度成為影響活化源項(xiàng)計(jì)算精度的主要原因。受限于分析工具，前期主要采用較為粗糙的現(xiàn)成截面庫(kù)，導(dǎo)致計(jì)算結(jié)果過于保守，后端經(jīng)濟(jì)性有待提高。為進(jìn)一步提高計(jì)算精度，亟需開展乏燃料組件上下端部活化源項(xiàng)的精細(xì)化分析研究工作，提高源項(xiàng)輸入的精度，挖掘容器裝載能力、提升容器運(yùn)輸?shù)慕?jīng)濟(jì)性。1 乏燃料組件活化源項(xiàng)計(jì)算截面庫(kù)點(diǎn)燃耗程序可用于乏燃料組件上下端
輻射防護(hù) 2022年4期2022-08-11
- 基于加速器7Li(p,n)反應(yīng)的BNCT中子源及慢化體的優(yōu)化設(shè)計(jì)
件：1）超熱中子通量Φepi＞1.0×109n·cm-2·s-1；2）Φepi與熱中子通量Φth的比值Φepi/Φth＞100；3）Φepi與快中子通量Φfast的比值Φepi/Φfast＞20；4）γ射線劑量Dγ與超熱中子通量Φepi的 比 值Dγ/Φepi＜2×10-13Gy·cm2·n-1（epi）；詳見表1。表1 BSA的設(shè)計(jì)參數(shù)要求Table 1 BSA design parameter requirements為了滿足國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)IAEA-T
核技術(shù) 2022年5期2022-06-09
- 控制棒運(yùn)動(dòng)對(duì)反應(yīng)堆功率探測(cè)器的影響機(jī)理研究
過程中堆內(nèi)的中子通量密度分布形狀保持不變。然而，在實(shí)際工況中可能存在通過移動(dòng)控制棒棒位調(diào)節(jié)功率水平的情況，由于控制棒的運(yùn)動(dòng)，向堆內(nèi)局部引入了較大的反應(yīng)性，這將導(dǎo)致堆內(nèi)中子通量密度分布形狀發(fā)生改變（空間效應(yīng)）[3,4]。如果中子探測(cè)器受到空間效應(yīng)的影響較大，則基于“點(diǎn)堆”假設(shè)的反應(yīng)堆功率監(jiān)測(cè)結(jié)果將不能準(zhǔn)確地表征實(shí)際功率水平。因此，為實(shí)現(xiàn)控制棒運(yùn)動(dòng)過程中反應(yīng)堆功率的精確監(jiān)測(cè)，開展反應(yīng)堆功率監(jiān)測(cè)系統(tǒng)探測(cè)器對(duì)控制棒運(yùn)動(dòng)工況的響應(yīng)機(jī)理的研究很有必要。針對(duì)如何消除反應(yīng)
儀器儀表用戶 2022年6期2022-06-06
- 高保真中子輸運(yùn)計(jì)算的多級(jí)加速理論及應(yīng)用
，但它在處理中子通量密度變化較為迅速的復(fù)雜問題時(shí)存在較大誤差。NECP-X通過改進(jìn)傳統(tǒng)PCQM克服了這個(gè)缺陷[10]，但并沒有在計(jì)算效率方面改善。為充分利用預(yù)估校正準(zhǔn)靜態(tài)的優(yōu)勢(shì)，MPACT采用瞬態(tài)多級(jí)方法(TML)[11]，通過兩次運(yùn)用預(yù)估校正準(zhǔn)靜態(tài)方法，在保證計(jì)算精度的同時(shí)，提升整體計(jì)算效率。雖然TML的效果十分突出，但這樣的加速并不充分，同時(shí)還面臨著多群CMFD計(jì)算時(shí)間占比過大的問題。綜上所述，單獨(dú)時(shí)間步上的加速，以預(yù)估校正準(zhǔn)靜態(tài)方法等為代表的方法，提
原子能科學(xué)技術(shù) 2022年2期2022-03-02
- 堆芯中子通量測(cè)量系統(tǒng)設(shè)備輻射劑量降低研究
0 引言堆芯中子通量測(cè)量系統(tǒng)的功能是提供反應(yīng)堆堆芯中子通量分布的數(shù)據(jù)。國(guó)內(nèi)M310 類型機(jī)組包括秦山一期、秦山二期、方家山、大亞灣、嶺澳一期、福清一期，通過對(duì)電動(dòng)閥、止回閥進(jìn)行清洗，降低輻射劑量的研究未曾涉及。核電廠職業(yè)照射個(gè)人劑量監(jiān)測(cè)包括外照射個(gè)人劑量監(jiān)測(cè)和內(nèi)照射個(gè)人劑量監(jiān)測(cè)。外照射監(jiān)測(cè)主要通過佩戴在放射工作人員身體上的個(gè)人劑量計(jì)進(jìn)行監(jiān)測(cè)，內(nèi)照射監(jiān)測(cè)主要是對(duì)其體內(nèi)或排泄物及其他生物樣品中放射性核素的種類和活度進(jìn)行測(cè)量[1]。文獻(xiàn)[2]通過觀察長(zhǎng)期低劑量電
儀器儀表用戶 2022年2期2022-02-18
- 環(huán)形燃料反應(yīng)堆通量密度分布測(cè)量
413)相對(duì)中子通量密度分布是反應(yīng)堆的重要物理參數(shù)之一，對(duì)反應(yīng)堆物理特性及開展安全分析具有指導(dǎo)意義。環(huán)形燃料可大幅度提高燃料元件的傳熱效率，降低燃料芯塊溫度，能顯著提升反應(yīng)堆的安全性和經(jīng)濟(jì)性，已成為壓水堆先進(jìn)燃料組件的重要發(fā)展趨勢(shì)之一。環(huán)形燃料柵元沒有在堆內(nèi)實(shí)際應(yīng)用的先例，國(guó)內(nèi)外均沒有環(huán)形燃料堆芯物理實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)，測(cè)量環(huán)形燃料反應(yīng)堆中子通量密度的空間分布，可為中子物理實(shí)驗(yàn)、照射實(shí)驗(yàn)、同位素生產(chǎn)提供依據(jù)，通過測(cè)定相對(duì)中子通量密度分布了解堆芯熱點(diǎn)、導(dǎo)出的物理參數(shù)等
原子能科學(xué)技術(shù) 2022年1期2022-01-27
- 快堆控制棒組件非均勻效應(yīng)修正方法研究
逼近節(jié)塊內(nèi)的中子通量密度分布，并通過平均偏流來確定節(jié)塊間的耦合關(guān)系。在現(xiàn)有的整個(gè)計(jì)算流程中，求解組件均勻化群常數(shù)時(shí)僅使用直接體積均勻化的方法，即將各種材料按照體積份額作為權(quán)重進(jìn)行均勻化?？於芽刂瓢艚M件的非均勻效應(yīng)比較強(qiáng)，直接體積均勻化的方法會(huì)導(dǎo)致控制棒價(jià)值計(jì)算產(chǎn)生較大偏差。在快堆設(shè)計(jì)計(jì)算中必須對(duì)控制棒價(jià)值的這種非均勻效應(yīng)進(jìn)行修正。針對(duì)快堆控制棒組件的非均勻效應(yīng)有兩種修正方法[3]：一是直接修正因子法，即采用蒙特卡羅方法求解控制棒價(jià)值的非均勻修正因子，將直接
原子能科學(xué)技術(shù) 2022年1期2022-01-27
- 基于氘氚中子源硼中子俘獲治療的中子慢化整形研究
模擬過程中的中子通量和劑量率等有關(guān)參數(shù)進(jìn)行計(jì)算，為了使整體計(jì)算結(jié)果的相對(duì)誤差小于1%，運(yùn)行源粒子數(shù)大于108個(gè)。2 結(jié)果與討論2.1 中子倍增層中子在經(jīng)過BSA的不同種材料時(shí)，由于散射和俘獲吸收，不可避免地會(huì)損失一部分中子。為了使經(jīng)BSA慢化后的超熱中子通量滿足IAEA的建議值，設(shè)計(jì)一層與中子源相鄰的中子倍增層，以增加入射中子數(shù)，從而部分補(bǔ)償在慢化期間損失的中子。D-T中子源能量高達(dá)14.1 MeV，在此能量下可利用多種材料進(jìn)行中子倍增。基于評(píng)價(jià)核截面數(shù)據(jù)
核技術(shù) 2022年1期2022-01-20
- 輻照條件下高溫鋰熱管不凝性氣體產(chǎn)生特性研究
區(qū)部分所受的中子通量密度。為便于后續(xù)的計(jì)算分析，取位于堆芯正中心處熱管作為研究對(duì)象，計(jì)算得到了控制轉(zhuǎn)鼓分別在0°、90°、180°位置所受的中子通量密度(圖4)。由圖4可知，中子通量密度呈中間高、兩邊低的趨勢(shì)分布。圖4 控制轉(zhuǎn)鼓位于不同角度時(shí)熱管所受中子通量密度Fig.4 Neutron flux density of heat pipe vs control drum at different angles2 不凝性氣體產(chǎn)生機(jī)制2.1 產(chǎn)氦機(jī)理鋰在自然界
原子能科學(xué)技術(shù) 2021年6期2021-06-30
- 核電廠J段象限傾斜超標(biāo)報(bào)警分析
擬計(jì)算堆內(nèi)的中子通量分布，重構(gòu)反應(yīng)堆堆芯的功率分布，并提供實(shí)時(shí)的堆芯運(yùn)行狀態(tài)圖形[1]，與系統(tǒng)設(shè)定的安全限值進(jìn)行實(shí)時(shí)對(duì)比，提供報(bào)警信號(hào)，確保反應(yīng)堆在功率分布安全限值內(nèi)運(yùn)行，防止失水事故時(shí)導(dǎo)致堆芯熔化的嚴(yán)重事故發(fā)生[2]。某核電廠機(jī)組頻繁出現(xiàn)J段象限傾斜超標(biāo)報(bào)警，本文著重分析如何運(yùn)用RIC堆芯測(cè)量系統(tǒng)的設(shè)備獲取堆芯數(shù)據(jù)，測(cè)量真實(shí)J段象限傾斜情況并提出新的象限傾斜監(jiān)測(cè)方法。1 LOCA監(jiān)測(cè)系統(tǒng)J段象限傾斜超標(biāo)報(bào)警介紹LOCA監(jiān)測(cè)系統(tǒng)下位機(jī)通過DCS系統(tǒng)接收來自
儀器儀表用戶 2021年5期2021-05-28
- 多群截面處理模塊ARES-MACXS屏蔽計(jì)算適用性分析
計(jì)球體表面處中子通量密度與蒙特卡羅結(jié)果的對(duì)比。RMC使用5億粒子進(jìn)行模擬，各群中子通量密度統(tǒng)計(jì)誤差小于1%。圖4 一維球模型示意圖Fig.4 Diagram of one-dimensional sphere model2.1.1 FENDL-3.1d多群庫(kù)測(cè)試為測(cè)試截面處理模塊對(duì)不同截面庫(kù)的計(jì)算適用性，對(duì)MATXS格式的FENDL-3.1d多群截面庫(kù)進(jìn)行測(cè)試，并使用TRANSX程序?qū)Ρ扔?jì)算。該庫(kù)具有211群中子、42群光子，適用于高能中子及聚變裝置的計(jì)算
核技術(shù) 2021年5期2021-05-24
- 基于模塊化設(shè)計(jì)的堆芯中子通量測(cè)量系統(tǒng)
堆型，其堆芯中子通量測(cè)量系統(tǒng)由中子探測(cè)器組件、信號(hào)處理柜以及控制柜組成，主要功能是通過測(cè)量堆芯中子通量，并結(jié)合反應(yīng)堆其他工況信號(hào)實(shí)現(xiàn)對(duì)燃料組件線功率密度（LPD）、偏離泡核沸騰比（DNBR）、堆芯三維功率分布、燃料組件燃耗等堆芯關(guān)鍵參數(shù)的在線監(jiān)測(cè)。由于三代核電廠數(shù)字化儀控系統(tǒng)的設(shè)計(jì)需要采用模塊化的方法，堆芯中子通量測(cè)量系統(tǒng)作為儀控系統(tǒng)的重要組成部分在設(shè)計(jì)時(shí)必定要遵守該要求。本文設(shè)計(jì)多種基礎(chǔ)功能插件作為最小模塊，根據(jù)堆芯中子通量測(cè)量系統(tǒng)的功能需求，使用這些成
科技視界 2021年7期2021-04-13
- 中子通量測(cè)量系統(tǒng)可靠性
新的方法來對(duì)中子通量測(cè)量系統(tǒng)的硬件可靠性進(jìn)行分析。最后，以預(yù)制RIC系統(tǒng)作為算例，對(duì)其系統(tǒng)的硬件可靠性進(jìn)行分析。使堆芯運(yùn)行狀態(tài)監(jiān)測(cè)儀的可靠性分析結(jié)果更加嚴(yán)謹(jǐn)且符合實(shí)際狀況，同時(shí)也對(duì)提高堆芯運(yùn)行狀態(tài)監(jiān)測(cè)儀的可靠性、安全性和各種故障的診斷等都具有重大的意義，也為類似的核級(jí)儀器[13]的可靠性分析提供依據(jù)。1 中子通量測(cè)量系統(tǒng)簡(jiǎn)介堆芯運(yùn)行狀態(tài)監(jiān)測(cè)儀屬于核級(jí)專用儀器，主要用來對(duì)核電站堆芯的中子通量、水位等參數(shù)進(jìn)行實(shí)時(shí)的測(cè)量，是核反應(yīng)堆安全測(cè)量不可或缺的重要儀器。該
科學(xué)技術(shù)與工程 2021年3期2021-02-24
- 秦二廠堆芯中子通量測(cè)量系統(tǒng)大修維護(hù)策略
0 引言堆芯中子通量測(cè)量系統(tǒng)是堆芯測(cè)量系統(tǒng)（RIC）的3 個(gè)子系統(tǒng)之一，測(cè)量反應(yīng)堆堆芯中子通量分布數(shù)據(jù)，結(jié)合從集中數(shù)據(jù)處理系統(tǒng)（KIT）接收到的其他數(shù)據(jù)（1/2 環(huán)路冷熱段溫度與流量、堆芯溫度、主回路壓力、堆外核測(cè)儀表系統(tǒng)（RPN）功率量程探測(cè)器電流、控制棒A1/B1/C1/D 子組給定位置），由數(shù)據(jù)處理軟件確定測(cè)得的三維功率分布。每一次機(jī)組換料大修期間，由于機(jī)組更換燃料組件需要抽出堆內(nèi)指套管，需要在抽拔指套管前對(duì)堆芯中子通量測(cè)量系統(tǒng)堆芯儀表間內(nèi)機(jī)械設(shè)備進(jìn)
儀器儀表用戶 2020年12期2020-12-10
- 超級(jí)均勻化方法在壓水堆堆芯Pin-by-pin計(jì)算中的應(yīng)用與研究
；φ為反應(yīng)堆中子通量密度，cm-2·s-1；Σ為宏觀截面，cm-1；上標(biāo)hom表示均勻化后，het表示均勻化前。式(1)假設(shè)柵格計(jì)算得到的非均勻中子通量密度等于均勻中子通量密度。此假設(shè)在只有均勻化少群截面與擴(kuò)散系數(shù)作為等效均勻化常數(shù)的情況下是不成立的。SPH方法通過調(diào)整均勻化少群截面使得式(1)成立。(2)在保證反應(yīng)率守恒的條件下，有：(3)整理可得：(4)聯(lián)立式(2)、(4)可得SPH因子的計(jì)算公式：(5)式(5)中非均勻柵元平均中子通量密度由柵格高階輸
原子能科學(xué)技術(shù) 2020年11期2020-11-25
- MNSR控制系統(tǒng)仿真研究
kW，最大熱中子通量密度為1×1012cm-2·s-1。隨著計(jì)算機(jī)運(yùn)算速度的提高和計(jì)算機(jī)仿真技術(shù)的發(fā)展，控制系統(tǒng)的仿真變得越來越容易。對(duì)于研究堆這一具有一定不確定性的系統(tǒng)，應(yīng)盡量減少在反應(yīng)堆上進(jìn)行熱調(diào)試的時(shí)間。本文采用計(jì)算機(jī)仿真的方式對(duì)研究堆的控制系統(tǒng)進(jìn)行研究，并對(duì)控制參數(shù)進(jìn)行預(yù)整定。1 數(shù)學(xué)描述及Simulink模型建立通過對(duì)MNSR堆芯物理和MNSR閉環(huán)控制系統(tǒng)的研究，首先建立相關(guān)數(shù)學(xué)描述，在數(shù)學(xué)描述的基礎(chǔ)上建立Simulink模型。主要包括描述MNS
原子能科學(xué)技術(shù) 2020年11期2020-11-24
- 基于D-D中子源的硼中子俘獲治療慢化體設(shè)計(jì)
NCT。超熱中子通量是BNCT中子源的基本特性參數(shù)之一，它直接關(guān)系諸如照射治療時(shí)間、處方劑量、中子輻照劑量等BNCT技術(shù)參數(shù)的分析，進(jìn)而影響治療計(jì)劃的制定。因此，超熱中子通量的精確測(cè)量對(duì)于BNCT中子源品質(zhì)的準(zhǔn)確評(píng)價(jià)和治療計(jì)劃的精準(zhǔn)制定至關(guān)重要。BNCT中子源形成的是高通量（≥1×109n·cm-2·s-1）的混合輻射場(chǎng)，雖然它的主要成分為超熱中子，但它依然含有熱中子和快中子（E＞10 keV）成分。目前，BNCT輻射場(chǎng)中子能譜及通量的測(cè)量方法主要有多箔活
核技術(shù) 2020年9期2020-09-15
- 緊湊型小型堆堆芯測(cè)量系統(tǒng)設(shè)計(jì)
子系統(tǒng)：堆芯中子通量測(cè)量子系統(tǒng)、堆芯溫度測(cè)量子系統(tǒng)和壓力容器水位測(cè)量子系統(tǒng)[1]。堆芯中子通量測(cè)量子系統(tǒng)負(fù)責(zé)連續(xù)測(cè)量堆芯中子通量，給出三維的堆芯全通量分布圖，計(jì)算線功率密度（LPD）和DNBR 等相關(guān)信息，從而實(shí)時(shí)監(jiān)測(cè)堆芯工況。堆芯溫度測(cè)量子系統(tǒng)負(fù)責(zé)堆芯出口溫度（COT）測(cè)量和反應(yīng)堆壓力容器上封頭溫度（RPVDT）測(cè)量，給出堆芯出口飽和裕量（△TSAT）和壓力容器上封頭飽和裕度，從而實(shí)時(shí)監(jiān)測(cè)堆芯狀態(tài)信息。壓力容器水位測(cè)量子系統(tǒng)負(fù)責(zé)測(cè)量壓力容器冷、熱段進(jìn)出口
儀器儀表用戶 2020年9期2020-09-01
- 基于預(yù)估校正的改進(jìn)準(zhǔn)靜態(tài)方法的中子動(dòng)力學(xué)計(jì)算研究
態(tài)過程中堆芯中子通量密度隨空間的分布，且不隨時(shí)間變化?！包c(diǎn)堆”動(dòng)力學(xué)模型求解快速，對(duì)小型緊湊耦合系統(tǒng)在一定情況下可給出較滿意結(jié)果，但由于其無法描述與空間相關(guān)的擾動(dòng)過程。然而，大型商用壓水堆的瞬態(tài)分析中，特別是事故工況下，中子通量密度空間分布隨時(shí)間變化會(huì)非常劇烈，點(diǎn)堆模型在這種情況下的近似非常大。因此，為了精確模擬大型壓水堆的瞬態(tài)過程中，中子通量密度分布隨時(shí)間的變化過程，必須采用三維的時(shí)空動(dòng)力學(xué)模型。本文使用預(yù)估校正的改進(jìn)準(zhǔn)靜態(tài)方法求解時(shí)空動(dòng)力學(xué)方程，并于基
科技視界 2020年17期2020-07-30
- 壓水堆堆芯Pin-by-pin計(jì)算廣義等效均勻化方法研究①
3方程中二階中子通量密度的問題，并分析了壓水堆堆芯Pin-by-pin計(jì)算中應(yīng)用Pin-by-pin不連續(xù)因子的堆芯計(jì)算精度。1 不連續(xù)因子的計(jì)算方法研究廣義等效均勻化方法通過放寬節(jié)塊表面中子通量密度這一約束條件，來實(shí)現(xiàn)反應(yīng)率及中子泄漏率的守恒，并提出了新的節(jié)塊與節(jié)塊之間的邊界條件，即均勻化后堆芯內(nèi)界面上中子通量密度乘上不連續(xù)因子后保持連續(xù)，第i節(jié)塊第g能群的不連續(xù)因子定義式如下：式中：f——不連續(xù)因子；s——節(jié)塊表面；——節(jié)塊非均勻中子面通量，單位（cm
科技創(chuàng)新導(dǎo)報(bào) 2020年14期2020-07-17
- 一種鉛冷快堆主要構(gòu)件的輻照損傷計(jì)算
r→，E）是中子通量；ρi是原子密度；而 σR，DPA，i（E）是DPA響應(yīng)截面。文獻(xiàn)［8］利用SRIM程序計(jì)算DPA，他們首先利用MCNP6程序計(jì)算鋁制容器反沖核信息，再用SRIM程序做DPA計(jì)算。文獻(xiàn)［9］則首先利用MCNPX程序計(jì)算中子通量和能譜，再使用SPECTER程序做材料的DPA計(jì)算。本文采用SPECTER程序計(jì)算DPA。SPECTER程序是由美國(guó)Argonne國(guó)家實(shí)驗(yàn)室開發(fā)，是專門計(jì)算材料的中子輻照損傷的程序。SPECTER程序通過DISCS
核技術(shù) 2020年6期2020-06-15
- 機(jī)械速度選擇器標(biāo)定技術(shù)及標(biāo)定實(shí)驗(yàn)
率及樣品位置中子通量密度推算值Table 4 Measured peak count rates and deduced neutron flux density at sample position3.2 樣品位置中子通量密度上限圖8 機(jī)械斬波器狹縫通過限束圓孔示意圖Fig.8 Diagram of chopper slit passing limit pinhole由表2可知，3He正比計(jì)數(shù)管[Δt1(FWHM)]2遠(yuǎn)小于二維位置靈敏探測(cè)器[Δt2(F
原子能科學(xué)技術(shù) 2020年1期2020-03-30
- CMRR中子自旋回波譜儀引束導(dǎo)管模擬研究
口及樣品處如中子通量、能譜及束流發(fā)散度等中子束流特性。國(guó)際上常用的中子散射譜儀模擬程序有McStas［5-6］、ⅤⅠTESS［7］、ⅠDELS［8］和 NⅠSP［9］等，由丹麥RⅠSΦ國(guó)家實(shí)驗(yàn)室（RⅠSOE National Laboratory）與法國(guó) ⅠLL（Ⅰnstitute Laue-Langevin）等機(jī)構(gòu)共同開發(fā)的中子射線追蹤程序McStas是使用最為廣泛的程序之一。本文采用McStas 2.5對(duì)自旋回波譜儀引束導(dǎo)管中進(jìn)行模擬計(jì)算，研究彎導(dǎo)管通
核技術(shù) 2020年3期2020-03-25
- 長(zhǎng)期中子輻照Al-Mg-Si 合金的壓縮力學(xué)行為*
并建立了積分中子通量與宏觀力學(xué)性能的經(jīng)驗(yàn)關(guān)系。Packan[3]系統(tǒng)研究了在較寬輻照中子通量和輻照溫度下，高純鋁內(nèi)部微觀輻照缺陷（位錯(cuò)環(huán)和空洞）尺寸及密度的演變以及對(duì)力學(xué)性能的影響。Farrell 等[4]和劉建章[5]則以6061 鋁合金為主研究了Al-Mg-Si 合金在不同能譜的中子輻照下力學(xué)性能的變化，其中Farrell 等[4]主主要研究了熱中子通量和快中子通量分別對(duì)于6061-T6 鋁合金力學(xué)性能（屈服強(qiáng)度、抗拉強(qiáng)度和延伸率）的影響，劉建章[5]
爆炸與沖擊 2019年12期2020-01-02
- 基于協(xié)同進(jìn)化的航空高度單粒子翻轉(zhuǎn)故障生成方法研究
用于模擬實(shí)際中子通量隨高度變化的規(guī)律，為機(jī)載電子設(shè)備單粒子效應(yīng)加固和防護(hù)實(shí)驗(yàn)提供數(shù)據(jù)支持，同時(shí)也可以用于分析航空機(jī)組人員飛行期間所接收的中子輻射劑量。驗(yàn)證結(jié)果表明，該單粒子翻轉(zhuǎn)故障生成方法生成故障數(shù)據(jù)與真實(shí)高度變化下單粒子失效特征吻合，能夠滿足器件航空單粒子效應(yīng)加固測(cè)試的需求。關(guān)鍵詞： 協(xié)同進(jìn)化; 航空高度; 翻轉(zhuǎn)故障; 單粒子效應(yīng); 中子通量; 故障生成方法中圖分類號(hào)： TN383+.3?34; V240.2? ? ? ? ? ? ? ? 文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼：
現(xiàn)代電子技術(shù) 2019年16期2019-08-23
- 堆芯通量測(cè)繪程序異常的原因分析和處理
， 其堆芯的中子通量分布由于燃耗的增加、裝卸料操作以及反應(yīng)性調(diào)節(jié)機(jī)構(gòu)的動(dòng)作而隨時(shí)可能發(fā)生變化。因此， 在對(duì)反應(yīng)堆功率進(jìn)行控制時(shí)，需要通過堆芯通量測(cè)繪程序（下文簡(jiǎn)稱FLUX）實(shí)時(shí)計(jì)算反應(yīng)堆堆芯的中子通量分布，才能對(duì)反應(yīng)堆功率進(jìn)行準(zhǔn)確地調(diào)節(jié)，保證堆芯的安全。為了使功率在堆芯內(nèi)分布平衡，堆芯被劃分為14個(gè)區(qū)，每個(gè)區(qū)的功率可以分別控制，使它們都盡量達(dá)到平均功率。為了得到準(zhǔn)確的區(qū)域功率，在堆芯內(nèi)部還安裝了102根釩探測(cè)器。它們用于校驗(yàn)鉑探測(cè)器的功率。堆芯通量測(cè)繪程序
科技視界 2019年17期2019-08-07
- 次錒系核素在鉛冷快堆中的嬗變性能
式燃料循環(huán)，中子通量密度和中子能量高，具有良好的乏燃料嬗變以及核燃料增殖能力，因此研究MA核素在鉛冷快堆中的嬗變特性具有重要的意義。本研究使用MCNP和SCALE程序計(jì)算不同MA核素對(duì)堆芯有效增殖因數(shù)keff、中子通量密度的影響，比較計(jì)算MA核素不同裝載量對(duì)keff的影響以及MA核素在鉛冷快堆中的嬗變率。1 鉛冷快堆概念堆芯設(shè)計(jì)2002年，鉛冷快堆被“第四代核能系統(tǒng)國(guó)際論壇(GIF論壇)確定為最具發(fā)展?jié)摿Φ牧N反應(yīng)堆堆型之一[4]。第四代國(guó)際論壇鉛冷快堆臨
同位素 2019年1期2019-03-14
- 離散縱標(biāo)六角形節(jié)塊法及CMFD加速研究
e橫向積分角中子通量可直接求解如下。對(duì)于μm>0，有如下的關(guān)系：(6)另外，還需對(duì)標(biāo)量中子通量和中子源分布采用類似于節(jié)塊法的多項(xiàng)式展開，有：(7)(8)其中，hi(x)={1,x,x2-5/72}，hi(x)的選取為了便于高階角中子通量的求解需滿足相對(duì)于權(quán)重函數(shù)ys(x)正交的要求，即：(9)其中，δij為克羅內(nèi)克函數(shù)。對(duì)于橫向泄漏，這里對(duì)左右半節(jié)塊均采用平坦泄漏近似，這對(duì)于求解六角形組件柵元輸運(yùn)問題應(yīng)該是合適的。根據(jù)橫向積分節(jié)塊面平均角中子通量以及節(jié)塊標(biāo)
原子能科學(xué)技術(shù) 2019年2期2019-02-25
- 三維并行程序JSNT對(duì)HBR-2裝置的屏蔽計(jì)算與分析
量測(cè)量?jī)x處的中子通量密度分布以及基準(zhǔn)報(bào)告中給出的6個(gè)核素的放射性比活度，并與實(shí)驗(yàn)測(cè)量值進(jìn)行對(duì)比。1 離散縱標(biāo)方法穩(wěn)態(tài)中子輸運(yùn)方程[6]：E′)ψ(r,E′,Ω′)dE′dΩ′+S(r,E,Ω)(1)式中：ψ為中子角通量密度，cm-2·s-1；r為位置向量；E為能量變量；Ω為方向向量；Σt為宏觀總截面，cm-1；Σs為從能量E′、角度Ω′散射到E和Ω的宏觀散射截面，cm-1；Σf為宏觀裂變截面，cm-1；χ為中子裂變譜；S為外源源強(qiáng)，cm-3·s-1。對(duì)式(
原子能科學(xué)技術(shù) 2019年2期2019-02-25
- 核電站RPN源量程濾波參數(shù)的分析及優(yōu)化
N）采用堆外中子通量測(cè)量的方式，對(duì)堆芯功率、堆芯功率變化和堆芯功率分布進(jìn)行測(cè)量。RPN系統(tǒng)提供反應(yīng)堆保護(hù)、核功率控制和堆芯功率監(jiān)視等信號(hào)。其中，RPN源量程測(cè)量通道用于熱停堆、冷停堆以及裝卸料等狀態(tài)的監(jiān)測(cè)與保護(hù)，是反應(yīng)堆啟停時(shí)的重要測(cè)量?jī)x表。RPN源量程中子計(jì)數(shù)率測(cè)量范圍從0～106cps，相當(dāng)于堆功率從10-9～10-3%Pn。特別是在機(jī)組裝卸料期間，要求源量程能夠快速響應(yīng)，準(zhǔn)確反應(yīng)當(dāng)時(shí)反應(yīng)堆的真實(shí)狀態(tài)。在某核電站RPN數(shù)字化系統(tǒng)中，發(fā)現(xiàn)RPN源量程通道
中小企業(yè)管理與科技 2018年36期2019-01-10
- Q&A 中子注量率、中子通量
中子注量率和中子通量有區(qū)別嗎?A:在中子物理學(xué)的范疇,二者是同一個(gè)物理概念,即:中子數(shù)密度與中子平均速度之乘積。Q:為何要改名?A:嚴(yán)格來說,中子通量是曾用名。由于有些人認(rèn)為其詞不達(dá)意,所以新的學(xué)術(shù)規(guī)范里修改為中子注量率。這也曾引起很多老同志們的不解,成了老同志和新同志的分水嶺。就好比化學(xué)上有一個(gè)詞原本叫惰性氣體,后來被改為了稀有氣體。70后習(xí)慣稱惰性氣體,80后稱惰性氣體或稀有氣體的都有,90后就幾乎就都稱為稀有氣體。一個(gè)簡(jiǎn)單的學(xué)術(shù)名詞就可以看到歷史的變
中國(guó)核電 2018年3期2018-10-10
- 18個(gè)月?lián)Q料對(duì)CPR1000反應(yīng)堆壓力容器輻照監(jiān)督的影響
學(xué)性能試樣、中子通量探測(cè)裝置和溫度監(jiān)測(cè)裝置三類試樣。其中，每根輻照監(jiān)督管裝載有60個(gè)夏比V型(CV)試樣、9個(gè)拉伸試樣、12個(gè)緊湊拉伸試樣和1個(gè)彎曲試樣(具體裝載類型和數(shù)量見表2)，分別用于夏比V型沖擊試驗(yàn)、拉伸試驗(yàn)、緊湊拉伸試驗(yàn)和彎曲試驗(yàn)等力學(xué)性能試驗(yàn)。表2 該核電廠輻照監(jiān)督管中力學(xué)性能試樣裝載明細(xì)表1.3 輻照監(jiān)督管提取計(jì)劃輻照監(jiān)督管在RPV內(nèi)的安裝布置如圖1所示：Z、S、T管安裝在與RPV主軸夾角為17°的位置，超前因子為2.79；U、V、Y管安裝在
核安全 2018年3期2018-07-27
- 應(yīng)用MOCA程序設(shè)計(jì)煤料PGNAA實(shí)驗(yàn)裝置
)式中，N為中子通量；E為中子能量，Mev；T為核溫度，MeV。使用MATLAB軟件進(jìn)行計(jì)算時(shí)，T取定值1.3 MeV。圖1 使用MOCA程序模擬252Cf中子源能譜Fig.1 Simulated spectrum of 252Cf neutron source with MOCA由圖1結(jié)果可以看出，MOCA程序構(gòu)建的252Cf中子源能譜與理論計(jì)算得到的中子源能譜基本符合。能量低于3 MeV時(shí)，MOCA程序 構(gòu)建的252Cf中子源分布強(qiáng)度低于理論計(jì)算強(qiáng)度。
同位素 2018年2期2018-04-24
- 基于三維輸運(yùn)方法的壓水堆主冷卻劑16N源項(xiàng)計(jì)算分析
內(nèi)各處的多群中子通量分布。然后，建立16N在主冷卻劑系統(tǒng)中的平衡方程，編制16N活化源項(xiàng)計(jì)算程序。最后，編制接口程序，連接JSNT與16N活化計(jì)算程序，使用JSNT計(jì)算得到的中子通量分布，計(jì)算主冷卻劑系統(tǒng)各處的16N活度濃度。1 計(jì)算方法與程序1.116N源項(xiàng)計(jì)算方法在反應(yīng)堆內(nèi)，考察一段長(zhǎng)度為H，橫截面均勻的冷卻劑流道，如圖1所示。冷卻劑以流速μ(cm·s-1)自底端流到頂端。流道軸向的中子通量密度為φ(z)。那么在出口處，16N的核子密度Nout可表示為
核安全 2017年2期2017-09-25
- 行星際日冕物質(zhì)拋射引起福布斯下降的一維隨機(jī)微分模擬
計(jì)算所得地面中子通量的主相、恢復(fù)相及其在CME到達(dá)地球前的增加過程,均與Oulu中子探測(cè)器觀測(cè)結(jié)果一致.行星際日冕物質(zhì)拋射,福布斯下降,倒向隨機(jī)微分方法,中子通量1 引 言銀河宇宙線(galactic cosm ic rays,GCRs)是起源于太陽(yáng)系之外,主要由質(zhì)子、α粒子和少量電子組成的高能粒子,其能譜基本服從冪律分布,能量可達(dá)到1022eV[1,2].高能GCRs穿越由太陽(yáng)風(fēng)等離子體形成的日球?qū)?到達(dá)地球大氣層后,與大氣發(fā)生碰撞并使氣體分子電離,形成
物理學(xué)報(bào) 2017年13期2017-08-07
- 臨界事故報(bào)警系統(tǒng)儀表劑量計(jì)算方法研究
，使得迷宮內(nèi)中子通量分布發(fā)生變化，總共進(jìn)行了6種實(shí)驗(yàn)方案的測(cè)量。實(shí)驗(yàn)用中子源放置在迷宮的一端開口處。實(shí)驗(yàn)采用自發(fā)裂變的252Cf作為中子源，源的強(qiáng)度是每秒放出(5.66±0.18)×108個(gè)中子。锎源被封裝在一個(gè)雙層不銹鋼的罐子里，總質(zhì)量為3.2g。實(shí)驗(yàn)中，中子源被三角架固定在距地面90cm的高度。對(duì)每種布置的方案，分別使用了裸露中子源和置于直徑30.5cm聚乙烯球內(nèi)的中子源進(jìn)行實(shí)驗(yàn)。沿迷宮走向，均勻布置10個(gè)探測(cè)點(diǎn)，均位于迷宮通道正中位置，距地面高度為9
核科學(xué)與工程 2017年1期2017-04-18
- 基于MCNP程序的壓水堆不同方式換料后反應(yīng)堆物理分析
子能量分布、中子通量密度分布及堆芯功率分布，為堆芯的物理優(yōu)化以及不同換料方式對(duì)堆芯功率的展平效果提供了理論依據(jù)。1 換料設(shè)計(jì)1.1 微型反應(yīng)堆堆型設(shè)計(jì)35 MW微型反應(yīng)堆設(shè)計(jì)堆芯中含有2種不同的燃料組件，分別是鈾氧化物燃料(UOX)組件，混合的鈾-钚氧化物燃料(MOX)組件[2]。壓水堆主要參數(shù)見表1。表1 壓水堆主要參數(shù)1.2 內(nèi)-外換料設(shè)計(jì)在這種換料設(shè)計(jì)中，芯部由內(nèi)向外分為3區(qū)，1區(qū)裝載富集度為3.7%的UOX組件，編號(hào)為#4，即在堆芯最內(nèi)區(qū)裝載新料；
綜合智慧能源 2017年2期2017-04-01
- 考慮角點(diǎn)不連續(xù)因子的精細(xì)功率重構(gòu)及驗(yàn)證
致重構(gòu)時(shí)角點(diǎn)中子通量不連續(xù)，需引入角點(diǎn)不連續(xù)因子進(jìn)行修正保證其連續(xù)性。文中利用改進(jìn)格林函數(shù)節(jié)塊法程序堆芯擴(kuò)散計(jì)算的結(jié)果，采用高階多項(xiàng)式展開的調(diào)制法來進(jìn)行組件內(nèi)的精細(xì)功率重構(gòu)，探討了角點(diǎn)不連續(xù)因子在精細(xì)功率重構(gòu)中的重要作用。并通過秦山二期實(shí)際堆芯的兩種工況對(duì)其進(jìn)行了驗(yàn)證，與SIMULATE-3的計(jì)算結(jié)果對(duì)比表明：考慮角點(diǎn)不連續(xù)因子的精細(xì)功率重構(gòu)具有較高的計(jì)算精度，能夠滿足工程計(jì)算的要求。節(jié)塊法；角點(diǎn)不連續(xù)因子；精細(xì)功率重構(gòu)調(diào)制法精細(xì)功率重構(gòu)計(jì)算快速且精度高[
核科學(xué)與工程 2016年6期2016-03-27
- 新堆多普勒發(fā)熱點(diǎn)有效查找方法探究
負(fù)反饋效應(yīng)的中子通量水平就是多普勒發(fā)熱點(diǎn)，也稱核發(fā)熱點(diǎn)。進(jìn)行零功率物理試驗(yàn)時(shí)，一般要將反應(yīng)堆中子通量水平控制在多普勒發(fā)熱點(diǎn)的1/20～1/5，一方面能提高信號(hào)的信噪比和反應(yīng)性測(cè)量精度，另一方面又能防止燃料出現(xiàn)明顯的核發(fā)熱和多普勒負(fù)反饋效應(yīng)而使反應(yīng)性測(cè)量數(shù)據(jù)失真。在新建壓水堆首次啟動(dòng)時(shí)，常發(fā)生找不到多普勒發(fā)熱點(diǎn)的情況，本文對(duì)普勒發(fā)熱點(diǎn)的機(jī)理和過程進(jìn)行分析和推論，探討影響多普勒發(fā)熱點(diǎn)查找的主要因素，并結(jié)合多個(gè)核電廠的實(shí)踐經(jīng)驗(yàn)，為能準(zhǔn)確地找出多普勒發(fā)熱點(diǎn)提供一些
設(shè)備管理與維修 2015年2期2015-12-25
- 裂變室輸出信號(hào)數(shù)字化處理的仿真研究
01800）中子通量密度是核反應(yīng)堆工程中的一個(gè)重要參數(shù)，利用裂變室進(jìn)行寬量程中子通量密度測(cè)量的數(shù)字化處理系統(tǒng)較傳統(tǒng)的模擬電路有更大優(yōu)勢(shì)。本文基于數(shù)字化中子通量測(cè)量方案進(jìn)行仿真研究，首先用計(jì)算機(jī)模擬帶電子學(xué)噪聲的裂變室輸出信號(hào)仿真波形，提出在低通量和高通量的中子通量密度情況下，用數(shù)字梯形成形濾波和數(shù)字自適應(yīng)參數(shù)濾波算法，不僅可以實(shí)現(xiàn)抗堆積和脈沖噪聲有效甄別（脈沖模式）處理，提高計(jì)數(shù)率的準(zhǔn)確度，而且能夠提高均方值計(jì)算（坎貝爾模式）的準(zhǔn)確度。裂變室，寬量程，數(shù)字
核技術(shù) 2015年1期2015-12-01
- 修正快中子通量以提高碳氧測(cè)量精度的研究
12）修正快中子通量以提高碳氧測(cè)量精度的研究程道文1，蘭 民1，李 鑫2（1.長(zhǎng)春工業(yè)大學(xué)基礎(chǔ)科學(xué)學(xué)院，吉林長(zhǎng)春130012；2.長(zhǎng)春工業(yè)大學(xué)應(yīng)用技術(shù)學(xué)院，吉林長(zhǎng)春130012）用MCNP-4C程序模擬了30個(gè)煤炭樣品，并找出快中子通量與元素含量間的關(guān)系.利用文獻(xiàn)方法計(jì)算出元素含量，并以此含量修正快中子通量，修正后可以提高元素的測(cè)量精度，提高精度后的元素含量反過來可以修正中子通量.結(jié)果表明，經(jīng)過多次修正后，測(cè)量精度得到較大的提高，能夠達(dá)到煤炭工業(yè)應(yīng)用的要求
東北師大學(xué)報(bào)（自然科學(xué)版） 2015年3期2015-06-28
- 中子平衡節(jié)塊離散縱標(biāo)法及CMFD加速技術(shù)研究
散縱標(biāo)法對(duì)角中子通量進(jìn)行直接離散，中子輸運(yùn)方程在笛卡爾坐標(biāo)下可直接給出，對(duì)于任意離散方向有（不考慮外源）：其中：μ為離散方向x方向分量；η為離散方向y方向分量；m為角度離散方向；Qm為各項(xiàng)同性總的源項(xiàng)。其中：Σs為散射截面；Φ為標(biāo)量通量；χ為裂變譜；keff為本征值；Σf為裂變截面。通過類似于堆芯擴(kuò)散節(jié)塊法的橫向積分技術(shù)，橫向積分形式的離散縱標(biāo)法可寫為如下形式（以y方向橫向積分為例）：其中：Δx為x方向節(jié)塊的寬度，x∈［－1，1］；Ψm為橫向積分角中子通量
原子能科學(xué)技術(shù) 2015年3期2015-05-16
- 壓水堆核電廠反應(yīng)堆首次臨界試驗(yàn)
功率物理試驗(yàn)中子通量水平和校核反應(yīng)性儀。壓水堆核電站的首次臨界通常采用提棒、連續(xù)稀釋向臨界逼近，最后分段提棒向超臨界過渡三階段實(shí)現(xiàn)。為使整個(gè)臨界過程中能夠隨時(shí)掌握反應(yīng)堆的次臨界狀態(tài)，并預(yù)計(jì)臨界點(diǎn)，使臨界操作有據(jù)可依，在達(dá)臨界的過程中需要進(jìn)行中子計(jì)數(shù)率的測(cè)量，并作出中子計(jì)數(shù)率的倒數(shù)外推曲線。由中子動(dòng)力學(xué)方程：式中：n──中子密度 n/cm3；l──中子平均壽命，s；Ci──第I組緩發(fā)中子的先驅(qū)核濃度，N/cm3；S──外中子源強(qiáng)度，Bq；λi──第i組緩發(fā)中
科技視界 2015年17期2015-04-14
- 鈷自給能中子探測(cè)器的測(cè)量及補(bǔ)償原理分析
探測(cè)器在進(jìn)行中子通量測(cè)量時(shí)無需外加工作電源，其電流由探測(cè)器中的發(fā)射體部件在中子作用下發(fā)射β 粒子或電子形成［1］，有別于其他類型的中子探測(cè)器，該探測(cè)器主要應(yīng)用于堆芯內(nèi)中子通量的測(cè)量。目前三代核電項(xiàng)目的堆芯中子通量測(cè)量都采用了自給能中子探測(cè)器，本文將對(duì)鈷自給能中子探測(cè)器的組成、測(cè)量及補(bǔ)償原理進(jìn)行分析。1 自給能中子探測(cè)器的組成自給能中子探測(cè)器由發(fā)射體、絕緣體、電纜和外套四部分組成［1］。根據(jù)IEC 61468 標(biāo)準(zhǔn)中的介紹，自給能中子探測(cè)器有兩種典型的結(jié)構(gòu)［
自動(dòng)化儀表 2015年11期2015-04-01
- 鈷調(diào)節(jié)棒更換后RFSP-IST程序通量計(jì)算不確定性分析
包含兩種三維中子通量求解模型：一是采用有限差分方法數(shù)值求解中子擴(kuò)散方程；二是根據(jù)堆內(nèi)探測(cè)器的響應(yīng)信號(hào)，采用通量繪圖方法重構(gòu)三維中子通量分布。1) 中子擴(kuò)散方程在RFSP-IST程序中，中子擴(kuò)散方程有兩種形式：完全的兩群模型和經(jīng)過簡(jiǎn)化的一群半模型。后者在設(shè)計(jì)中經(jīng)常被采用，其推導(dǎo)過程如下。兩群中子擴(kuò)散方程可寫成如下形式：(1)其中：D1、D2分別為快群和熱群擴(kuò)散系數(shù)；r為空間離散變量；Φ1、Φ2分別為快群和熱群中子通量；Σa1、Σa2分別為快群和熱群的吸收截面
原子能科學(xué)技術(shù) 2014年6期2014-08-08
- 利用中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆生產(chǎn)放射性同位素的可行性研究
中子能量高、中子通量密度大等特點(diǎn)，利用快堆生產(chǎn)某些同位素具有熱堆所不具備的優(yōu)勢(shì)[4]。國(guó)際上擁有快堆的國(guó)家均開展過利用快堆生產(chǎn)同位素的研究[5-8]。適宜在快堆中生產(chǎn)的同位素主要有32P、33P、35S、89Sr、14C、60Co等。32P、33P、35S均為短半衰期的β放射性核素，常作為示蹤核素廣泛用于工業(yè)、農(nóng)業(yè)和醫(yī)藥領(lǐng)域[9]。89Sr為親骨類放射性核素，發(fā)射最大能量為1.495 MeV的β射線，半衰期為50.5 d，主要用于惡性腫瘤骨轉(zhuǎn)移治療[10]
原子能科學(xué)技術(shù) 2014年4期2014-08-07
- 線性回歸方法在核數(shù)據(jù)處理中的應(yīng)用
準(zhǔn)確地確定熱中子通量以及Si，Al，F(xiàn)e和Ca含量.計(jì)算結(jié)果顯示，計(jì)算出來的熱中子通量的平均偏差為0.31%，4種元素的測(cè)量精度都達(dá)到GB/T 176-2008(水泥化學(xué)分析方法)的要求.核數(shù)據(jù)處理；線性回歸方法；統(tǒng)計(jì)漲落；中子感生瞬發(fā)γ射線分析方法在放射性測(cè)量中，即使所有實(shí)驗(yàn)條件都穩(wěn)定，在相同時(shí)間內(nèi)對(duì)同一對(duì)象進(jìn)行多次測(cè)量，每次測(cè)得的γ計(jì)數(shù)并不相同，而是圍繞某個(gè)平均值上下波動(dòng).此現(xiàn)象被稱為放射性γ計(jì)數(shù)的統(tǒng)計(jì)漲落，是放射性原子核衰變的隨機(jī)性引起的.另一方面，
東北師大學(xué)報(bào)（自然科學(xué)版） 2014年4期2014-08-02
- 煤炭?jī)?nèi)中子通量與元素含量關(guān)系
，φ應(yīng)該是快中子通量；如果利用的是熱中子俘獲反應(yīng)，φ應(yīng)該是熱中子通量。無論是快中子通量還是熱中子通量，φ都應(yīng)該是待測(cè)樣品位置的中子通量，它不僅與中子源的產(chǎn)額有關(guān)，還應(yīng)該與樣品中的元素種類及含量有關(guān)，文中用MCNP-4C程序?qū)γ禾克趨^(qū)域的快中子通量和熱中子通量進(jìn)行模擬計(jì)算，并找出它們與煤炭元素間的關(guān)系。1 模型結(jié)構(gòu)簡(jiǎn)介在實(shí)際應(yīng)用中，很難測(cè)量煤炭?jī)?nèi)部的快中子通量和熱中子通量。為了獲得這兩個(gè)通量，我們用MCNP-4C程序進(jìn)行了模擬計(jì)算。為了盡量接近實(shí)驗(yàn)裝置，模
- 溶液核燃料流動(dòng)臨界特性研究
與程序計(jì)算值中子通量分布和緩發(fā)中子先驅(qū)核分布情況如圖2[3]。從圖中可以看出，緩發(fā)中子先驅(qū)核密度的分布幾乎是一常數(shù)，與理論解一致，驗(yàn)證了程序計(jì)算的正確性。分別計(jì)算不考慮流動(dòng)項(xiàng)和考慮流動(dòng)項(xiàng)兩種情況下的有效增殖系數(shù)，結(jié)果如下圖3。圖2 U=∞時(shí)通量和緩發(fā)中子先驅(qū)核計(jì)算值圖3 考慮和不考慮流動(dòng)項(xiàng)的有效增殖系數(shù)從圖中可以看出，在U ＞900cm/s 之后，是否考慮流動(dòng)項(xiàng)，對(duì)有效增殖系數(shù)的影響約為0.1%，這與緩發(fā)中子流失失去的反應(yīng)性相當(dāng)，已經(jīng)不能忽略了。而對(duì)于中子
科技視界 2014年10期2014-02-24
- TRISO釷鈾包覆燃料顆粒裂變氣體生成規(guī)律
隨中子能譜和中子通量的變化規(guī)律。計(jì)算結(jié)果表明，中子能譜、通量和運(yùn)行時(shí)間均相同時(shí)，UO2包覆顆粒中氙的生成量為氪的約7倍，ThO2包覆顆粒中氙的生成量約為氪的4.5倍。研究了ThO2包覆顆粒裂變氣體飽和值與能譜的關(guān)系，結(jié)果表明，能譜越軟，越易達(dá)到飽和，但能譜較軟時(shí)達(dá)到的飽和值較小。通過對(duì)裂變氣體積累量的計(jì)算估計(jì)了ThO2包覆顆粒因內(nèi)壓導(dǎo)致破損的壽命值。三結(jié)構(gòu)同向性型(Tri-structural iso-tropic, TRISO)包覆燃料顆粒，裂變氣體，中
核技術(shù) 2014年1期2014-01-13
- 熔鹽堆堆芯分區(qū)結(jié)構(gòu)對(duì)釷燃料增殖性能的影響
化劑石墨內(nèi)的中子通量水平，延長(zhǎng)更換堆芯石墨周期，提高整個(gè)熔鹽堆的運(yùn)行經(jīng)濟(jì)性。熔鹽堆，蒙特卡洛，超熱中子能譜，增殖率，石墨壽命鈾礦資源日漸消耗的背景下，釷鈾循環(huán)在世界各個(gè)核能研究單位進(jìn)行了深入廣泛的研究。包括傳統(tǒng)的西屋公司商用型壓水堆、加拿大重水CANDU堆[1]、印度AHWR[2]釷基重水堆、日本FUJI-AMSB堆型設(shè)計(jì)以及橡樹嶺(ORNL-美國(guó))熔鹽堆等。其中熔鹽堆作為第四代先進(jìn)核能系統(tǒng)，其獨(dú)特的在線處理以及堆芯石墨孔道流動(dòng)的熔融鹽燃料，使其性能和運(yùn)行
核技術(shù) 2013年9期2013-02-24
- 脈沖中子-裂變中子鈾礦測(cè)井技術(shù)的蒙特卡羅模擬
0～1 s熱中子通量隨時(shí)間的變化，結(jié)果示于圖4。由圖4中可以看出，含鈾地層和不含鈾地層在源脈沖結(jié)束的初始熱中子時(shí)間分布差別不大，但在t>5～8×103μs后，含鈾地層仍然有熱中子通量計(jì)數(shù)，而不含鈾地層完全沒有熱中子通量計(jì)數(shù)。這主要是由于在含鈾地層中，中子源產(chǎn)生的快中子和鈾發(fā)生裂變反應(yīng)，產(chǎn)生緩發(fā)裂變中子，增加了地層中的熱中子通量。因此記錄源中子完全被地層吸收后一定時(shí)間內(nèi)的緩發(fā)中子通量計(jì)數(shù)，可以反映地層含鈾量。圖4 不同鈾含量地層熱中子通量隨時(shí)間變化瞬發(fā)裂變中
同位素 2013年1期2013-01-10
- 用D-T中子發(fā)射器檢測(cè)煤炭含H量的改進(jìn)
，煤炭?jī)?nèi)的熱中子通量不是一個(gè)常數(shù)，含H量與其特征γ射線總計(jì)數(shù)間不再是線性關(guān)系.MCNP程序模擬結(jié)果顯示，含H量三次方與其特征γ射線計(jì)數(shù)呈線性關(guān)系.用此關(guān)系計(jì)算含H量，測(cè)量結(jié)果的絕對(duì)誤差小于0.25%，達(dá)到了煤炭工業(yè)應(yīng)用的要求.NIPGA；D-T中子發(fā)生器；含H量；特征γ射線；非線性為了充分提高企業(yè)經(jīng)濟(jì)效益，大型產(chǎn)煤、用煤?jiǎn)挝欢夹枰焖贆z測(cè)煤炭中C，H和O含量以及低位熱值、水分、灰分、揮發(fā)分等工業(yè)值.傳統(tǒng)的化學(xué)分析方法需要經(jīng)過采樣、稱重、恒溫干燥、測(cè)試等過程
東北師大學(xué)報(bào)（自然科學(xué)版） 2012年1期2012-12-26
- 船用堆堆芯控制棒分布對(duì)圍板/反射層不連續(xù)因子的影響分析
上均勻化后的中子通量不連續(xù)，因此需要引入不連續(xù)因子來保證區(qū)域交界面上的非均勻中子通量連續(xù)。非均勻中子通量連續(xù)關(guān)系可用下式表示：2 圍板/反射層等效均勻化參數(shù)的計(jì)算通過修改TPFAP中的穿透概率模塊使之能對(duì)組件進(jìn)行非對(duì)稱計(jì)算，并利用它對(duì)全堆芯進(jìn)行輸運(yùn)計(jì)算，求出圍板/反射層節(jié)塊的非均勻中子通量分布以及面中子通量和凈中子流分布，然后利用邊界凈中子流為零的條件求解圍板/反射層節(jié)塊的二維擴(kuò)散方程獲取節(jié)塊面通量的均勻解，最后利用式(2)計(jì)算不連續(xù)因子。對(duì)每個(gè)均勻化圍板
船電技術(shù) 2012年4期2012-09-21
- 醫(yī)院中子照射器I型堆超熱中子束流孔道的優(yōu)化設(shè)計(jì)
料設(shè)計(jì)的超熱中子通量密度較小，約為4.58×108cm－2·s－1，沒有達(dá)到 1.0 ×109cm－2·s－1的國(guó)際通用要求。因此，為了進(jìn)一步提高IHNI－1堆超熱中子孔道的束流強(qiáng)度，文章利用Al、FLUENTAL等材料對(duì)圖1中的超熱中子濾束裝置的慢化體進(jìn)行優(yōu)化設(shè)計(jì)。圖1 IHNI－1堆超熱中子束流孔道的幾何示意圖Fig.1 Epithermal neutron duct of IHNI－1 reactor2 IHNI－1堆超熱中子束流孔道慢化體的優(yōu)化設(shè)計(jì)
中國(guó)工程科學(xué) 2012年8期2012-08-18
- BNCT醫(yī)院中子照射器輻射場(chǎng)特性參數(shù)初步測(cè)量
-1該照射器中子通量密度設(shè)計(jì)指標(biāo):1)熱中子孔道口中心處熱中子通量密度:≥1 ×109cm－2·s－1;2)超熱中子孔道口中心處超熱中子通量密度:≥2.5 ×108cm－2·s－1;3)實(shí)驗(yàn)孔道口中心處熱中子通量密度:≥1×106cm－2·s－1。3 實(shí)驗(yàn)方案設(shè)計(jì)國(guó)際上針對(duì)BNCT照射器輻射場(chǎng)特性參數(shù)測(cè)量未形成通用的標(biāo)準(zhǔn)測(cè)量方法，而是根據(jù)各自照射器的特點(diǎn)，研發(fā)適當(dāng)?shù)臏y(cè)量裝置，主要包括閾活化箔探測(cè)器[2]、多球譜儀[3，4]、氣泡探測(cè)器[5]、中子飛行時(shí)間測(cè)
中國(guó)工程科學(xué) 2012年8期2012-08-18
- 基于MCNP和ORIGEN2耦合程序的IHNI－1型堆裂變產(chǎn)物中毒及燃耗分析
在反應(yīng)堆內(nèi)，中子通量密度沿燃料元件軸向按余弦分布。故沿軸向?qū)⑷剂显譃?0層，對(duì)每層分別記數(shù)，以能更精確地模擬堆芯中子通量密度分布。ORIGEN2程序包括較完整的衰變鏈、裂變產(chǎn)額、各種核反應(yīng)截面及其釋放能等數(shù)據(jù)。廣泛用于計(jì)算點(diǎn)燃耗及放射性衰變的計(jì)算機(jī)程序，分別輸入活化構(gòu)件位置處的中子通量密度、構(gòu)件材料成分、輻照時(shí)間，程序就可輸出各種放射性活化核素在每個(gè)構(gòu)件中的活度。核素 i的總量隨時(shí)間變化率(dXi/dt)可由如下的非齊次一階常微分方程描述:同其他燃耗耦
中國(guó)工程科學(xué) 2012年8期2012-08-18
- 速度選擇器參數(shù)設(shè)計(jì)及其中子光學(xué)特性
(w)，出口中子通量為 6.0×106cm–2·s–1，冷中子包至導(dǎo)管入口的間隙為1 m，直傳輸導(dǎo)管長(zhǎng)2 m，導(dǎo)管內(nèi)壁超鏡因子為1.5，速度選擇器與導(dǎo)管出口對(duì)接，導(dǎo)管橫截面為100 mm(h)×30 mm(w)，速度選擇器另一側(cè)開中子窗，尺寸也為100 mm(h)×30 mm (w)，導(dǎo)管橫截面中心與速度選擇器中子窗中心位于同一高度。2.1 選擇器長(zhǎng)度的優(yōu)化計(jì)算若其他參數(shù)固定，速度選擇器轉(zhuǎn)子長(zhǎng)度就是在一定時(shí)間里的中子飛行距離，則該轉(zhuǎn)子長(zhǎng)度決定了中子速度也即
核技術(shù) 2010年9期2010-03-24