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、輻照容器等進行了全堆芯幾何精細模擬。為了探究輻照位置對產(chǎn)量的影響,根據(jù)49-2堆芯組件布置的特點,選取堆芯內(nèi)3個具有代表性的典型輻照位置(圖2)進行計算,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)是臨時安裝設(shè)備，換料前，需將探測器、轉(zhuǎn)換單元及輔助單元連接后安裝到堆芯圍板中的測量通道內(nèi)；換料結(jié)束后，需將探測器、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、輻射安全等風險，又占用大修主線時間，影響了機組的經(jīng)濟效益。基于上述原因，同時結(jié)合田灣核電站3號機組NFME各探測器的位置和靈敏度，擬取消RSM，改用SR監(jiān)測換料期間反應(yīng)堆的中子通量密度，這樣既降低風險，又縮短大修時間。為此，本文論證利用SR監(jiān)測換料期
原子能科學技術(shù) 2023年1期2023-01-31
- 用于乏燃料組件上下端部活化源項分析的截面庫研究
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確地獲取，中子通量一般由反應(yīng)堆物理程序計算給出，此時截面庫的精度成為影響活化源項計算精度的主要原因。受限于分析工具，前期主要采用較為粗糙的現(xiàn)成截面庫，導致計算結(jié)果過于保守，后端經(jīng)濟性有待提高。為進一步提高計算精度，亟需開展乏燃料組件上下端部活化源項的精細化分析研究工作，提高源項輸入的精度，挖掘容器裝載能力、提升容器運輸?shù)慕?jīng)濟性。1 乏燃料組件活化源項計算截面庫點燃耗程序可用于乏燃料組件上下端
輻射防護 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
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)計參數(shù)要求Table 1 BSA design parameter requirements為了滿足國際原子能機構(gòu)IAEA-T
核技術(shù) 2022年5期2022-06-09
- 控制棒運動對反應(yīng)堆功率探測器的影響機理研究
過程中堆內(nèi)的中子通量密度分布形狀保持不變。然而，在實際工況中可能存在通過移動控制棒棒位調(diào)節(jié)功率水平的情況，由于控制棒的運動，向堆內(nèi)局部引入了較大的反應(yīng)性，這將導致堆內(nèi)中子通量密度分布形狀發(fā)生改變（空間效應(yīng)）[3,4]。如果中子探測器受到空間效應(yīng)的影響較大，則基于“點堆”假設(shè)的反應(yīng)堆功率監(jiān)測結(jié)果將不能準確地表征實際功率水平。因此，為實現(xiàn)控制棒運動過程中反應(yīng)堆功率的精確監(jiān)測，開展反應(yīng)堆功率監(jiān)測系統(tǒng)探測器對控制棒運動工況的響應(yīng)機理的研究很有必要。針對如何消除反應(yīng)
儀器儀表用戶 2022年6期2022-06-06
- 高保真中子輸運計算的多級加速理論及應(yīng)用
，但它在處理中子通量密度變化較為迅速的復雜問題時存在較大誤差。NECP-X通過改進傳統(tǒng)PCQM克服了這個缺陷[10]，但并沒有在計算效率方面改善。為充分利用預估校正準靜態(tài)的優(yōu)勢，MPACT采用瞬態(tài)多級方法(TML)[11]，通過兩次運用預估校正準靜態(tài)方法，在保證計算精度的同時，提升整體計算效率。雖然TML的效果十分突出，但這樣的加速并不充分，同時還面臨著多群CMFD計算時間占比過大的問題。綜上所述，單獨時間步上的加速，以預估校正準靜態(tài)方法等為代表的方法，提
原子能科學技術(shù) 2022年2期2022-03-02
- 堆芯中子通量測量系統(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)。國內(nèi)M310 類型機組包括秦山一期、秦山二期、方家山、大亞灣、嶺澳一期、福清一期，通過對電動閥、止回閥進行清洗，降低輻射劑量的研究未曾涉及。核電廠職業(yè)照射個人劑量監(jiān)測包括外照射個人劑量監(jiān)測和內(nèi)照射個人劑量監(jiān)測。外照射監(jiān)測主要通過佩戴在放射工作人員身體上的個人劑量計進行監(jiān)測，內(nèi)照射監(jiān)測主要是對其體內(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行測量[1]。文獻[2]通過觀察長期低劑量電
儀器儀表用戶 2022年2期2022-02-18
- 環(huán)形燃料反應(yīng)堆通量密度分布測量
413)相對中子通量密度分布是反應(yīng)堆的重要物理參數(shù)之一，對反應(yīng)堆物理特性及開展安全分析具有指導意義。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)濟性，已成為壓水堆先進燃料組件的重要發(fā)展趨勢之一。環(huán)形燃料柵元沒有在堆內(nèi)實際應(yīng)用的先例，國內(nèi)外均沒有環(huán)形燃料堆芯物理實驗數(shù)據(jù)，測量環(huán)形燃料反應(yīng)堆中子通量密度的空間分布，可為中子物理實驗、照射實驗、同位素生產(chǎn)提供依據(jù)，通過測定相對中子通量密度分布了解堆芯熱點、導出的物理參數(shù)等
原子能科學技術(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)有的整個計算流程中，求解組件均勻化群常數(shù)時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)重進行均勻化?？於芽刂瓢艚M件的非均勻效應(yīng)比較強，直接體積均勻化的方法會導致控制棒價值計算產(chǎn)生較大偏差。在快堆設(shè)計計算中必須對控制棒價值的這種非均勻效應(yīng)進行修正。針對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值的非均勻修正因子，將直接
原子能科學技術(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)進行計算，為了使整體計算結(jié)果的相對誤差小于1%，運行源粒子數(shù)大于108個。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，由于散射和俘獲吸收，不可避免地會損失一部分中子。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)，從而部分補償在慢化期間損失的中子。D-T中子源能量高達14.1 MeV，在此能量下可利用多種材料進行中子倍增?；谠u價核截面數(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)的計算分析，取位于堆芯正中心處熱管作為研究對象，計算得到了控制轉(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、兩邊低的趨勢分布。圖4 控制轉(zhuǎn)鼓位于不同角度時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)生機制2.1 產(chǎn)氦機理鋰在自然界
原子能科學技術(shù) 2021年6期2021-06-30
- 核電廠J段象限傾斜超標報警分析
擬計算堆內(nèi)的中子通量分布，重構(gòu)反應(yīng)堆堆芯的功率分布，并提供實時的堆芯運行狀態(tài)圖形[1]，與系統(tǒng)設(shè)定的安全限值進行實時對比，提供報警信號，確保反應(yīng)堆在功率分布安全限值內(nèi)運行，防止失水事故時導致堆芯熔化的嚴重事故發(fā)生[2]。某核電廠機組頻繁出現(xiàn)J段象限傾斜超標報警，本文著重分析如何運用RIC堆芯測量系統(tǒng)的設(shè)備獲取堆芯數(shù)據(jù)，測量真實J段象限傾斜情況并提出新的象限傾斜監(jiān)測方法。1 LOCA監(jiān)測系統(tǒng)J段象限傾斜超標報警介紹LOCA監(jiān)測系統(tǒng)下位機通過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屏蔽計算適用性分析
計球體表面處中子通量密度與蒙特卡羅結(jié)果的對比。RMC使用5億粒子進行模擬，各群中子通量密度統(tǒng)計誤差小于1%。圖4 一維球模型示意圖Fig.4 Diagram of one-dimensional sphere model2.1.1 FENDL-3.1d多群庫測試為測試截面處理模塊對不同截面庫的計算適用性，對MATXS格式的FENDL-3.1d多群截面庫進行測試，并使用TRANSX程序?qū)Ρ扔嬎?。該庫具?11群中子、42群光子，適用于高能中子及聚變裝置的計算
核技術(shù) 2021年5期2021-05-24
- 基于模塊化設(shè)計的堆芯中子通量測量系統(tǒng)
堆型，其堆芯中子通量測量系統(tǒng)由中子探測器組件、信號處理柜以及控制柜組成，主要功能是通過測量堆芯中子通量，并結(jié)合反應(yīng)堆其他工況信號實現(xiàn)對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。由于三代核電廠數(shù)字化儀控系統(tǒng)的設(shè)計需要采用模塊化的方法，堆芯中子通量測量系統(tǒng)作為儀控系統(tǒng)的重要組成部分在設(shè)計時必定要遵守該要求。本文設(shè)計多種基礎(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
- 中子通量測量系統(tǒng)可靠性
新的方法來對中子通量測量系統(tǒng)的硬件可靠性進行分析。最后，以預制RIC系統(tǒng)作為算例，對其系統(tǒng)的硬件可靠性進行分析。使堆芯運行狀態(tài)監(jiān)測儀的可靠性分析結(jié)果更加嚴謹且符合實際狀況，同時也對提高堆芯運行狀態(tài)監(jiān)測儀的可靠性、安全性和各種故障的診斷等都具有重大的意義，也為類似的核級儀器[13]的可靠性分析提供依據(jù)。1 中子通量測量系統(tǒng)簡介堆芯運行狀態(tài)監(jiān)測儀屬于核級專用儀器，主要用來對核電站堆芯的中子通量、水位等參數(shù)進行實時的測量，是核反應(yīng)堆安全測量不可或缺的重要儀器。該
科學技術(shù)與工程 2021年3期2021-02-24
- 秦二廠堆芯中子通量測量系統(tǒng)大修維護策略
0 引言堆芯中子通量測量系統(tǒng)是堆芯測量系統(tǒng)（RIC）的3 個子系統(tǒng)之一，測量反應(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、堆外核測儀表系統(tǒng)（RPN）功率量程探測器電流、控制棒A1/B1/C1/D 子組給定位置），由數(shù)據(jù)處理軟件確定測得的三維功率分布。每一次機組換料大修期間，由于機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堆芯中子通量測量系統(tǒng)堆芯儀表間內(nèi)機械設(shè)備進
儀器儀表用戶 2020年12期2020-12-10
- 超級均勻化方法在壓水堆堆芯Pin-by-pin計算中的應(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hom表示均勻化后，het表示均勻化前。式(1)假設(shè)柵格計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。隨著計算機運算速度的提高和計算機仿真技術(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)堆上進行熱調(diào)試的時間。本文采用計算機仿真的方式對研究堆的控制系統(tǒng)進行研究，并對控制參數(shù)進行預整定。1 數(shù)學描述及Simulink模型建立通過對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)學描述，在數(shù)學描述的基礎(chǔ)上建立Simulink模型。主要包括描述MNS
原子能科學技術(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
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)系諸如照射治療時間、處方劑量、中子輻照劑量等BNCT技術(shù)參數(shù)的分析，進而影響治療計劃的制定。因此，超熱中子通量的精確測量對于BNCT中子源品質(zhì)的準確評價和治療計劃的精準制定至關(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，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輻射場中子能譜及通量的測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量系統(tǒng)設(shè)計
子系統(tǒng)：堆芯中子通量測量子系統(tǒng)、堆芯溫度測量子系統(tǒng)和壓力容器水位測量子系統(tǒng)[1]。堆芯中子通量測量子系統(tǒng)負責連續(xù)測量堆芯中子通量，給出三維的堆芯全通量分布圖，計算線功率密度（LPD）和DNBR 等相關(guān)信息，從而實時監(jiān)測堆芯工況。堆芯溫度測量子系統(tǒng)負責堆芯出口溫度（COT）測量和反應(yīng)堆壓力容器上封頭溫度（RPVDT）測量，給出堆芯出口飽和裕量（△TSAT）和壓力容器上封頭飽和裕度，從而實時監(jiān)測堆芯狀態(tài)信息。壓力容器水位測量子系統(tǒng)負責測量壓力容器冷、熱段進出口
儀器儀表用戶 2020年9期2020-09-01
- 基于預估校正的改進準靜態(tài)方法的中子動力學計算研究
態(tài)過程中堆芯中子通量密度隨空間的分布，且不隨時間變化?！包c堆”動力學模型求解快速，對小型緊湊耦合系統(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間變化會非常劇烈，點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間的變化過程，必須采用三維的時空動力學模型。本文使用預估校正的改進準靜態(tài)方法求解時空動力學方程，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計算中應(yīng)用Pin-by-pin不連續(xù)因子的堆芯計算精度。1 不連續(xù)因子的計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)新導報 2020年14期2020-07-17
- 一種鉛冷快堆主要構(gòu)件的輻照損傷計算
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［8］利用SRIM程序計算DPA，他們首先利用MCNP6程序計算鋁制容器反沖核信息，再用SRIM程序做DPA計算。文獻［9］則首先利用MCNPX程序計算中子通量和能譜，再使用SPECTER程序做材料的DPA計算。本文采用SPECTER程序計算DPA。SPECTER程序是由美國Argonne國家實驗室開發(fā)，是專門計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
- 機械速度選擇器標定技術(shù)及標定實驗
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正比計數(shù)管[Δt1(FWHM)]2遠小于二維位置靈敏探測器[Δt2(F
原子能科學技術(shù) 2020年1期2020-03-30
- CMRR中子自旋回波譜儀引束導管模擬研究
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國家實驗室（RⅠSOE National Laboratory）與法國 ⅠLL（Ⅰnstitute Laue-Langevin）等機構(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對自旋回波譜儀引束導管中進行模擬計算，研究彎導管通
核技術(shù) 2020年3期2020-03-25
- 長期中子輻照Al-Mg-Si 合金的壓縮力學行為*
并建立了積分中子通量與宏觀力學性能的經(jīng)驗關(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（位錯環(huán)和空洞）尺寸及密度的演變以及對力學性能的影響。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于6061-T6 鋁合金力學性能（屈服強度、抗拉強度和延伸率）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
用于模擬實際中子通量隨高度變化的規(guī)律，為機載電子設(shè)備單粒子效應(yīng)加固和防護實驗提供數(shù)據(jù)支持，同時也可以用于分析航空機組人員飛行期間所接收的中子輻射劑量。驗證結(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)加固測試的需求。關(guān)鍵詞： 協(xié)同進化; 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： TN383+.3?34; V240.2? ? ? ? ? ? ? ? 文獻標識碼：
現(xiàn)代電子技術(shù) 2019年16期2019-08-23
- 堆芯通量測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)機構(gòu)的動作而隨時可能發(fā)生變化。因此， 在對反應(yīng)堆功率進行控制時，需要通過堆芯通量測繪程序（下文簡稱FLUX）實時計算反應(yīng)堆堆芯的中子通量分布，才能對反應(yīng)堆功率進行準確地調(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個區(qū)，每個區(qū)的功率可以分別控制，使它們都盡量達到平均功率。為了得到準確的區(qū)域功率，在堆芯內(nèi)部還安裝了102根釩探測器。它們用于校驗鉑探測器的功率。堆芯通量測繪程序
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程序計算不同MA核素對堆芯有效增殖因數(shù)keff、中子通量密度的影響，比較計算MA核素不同裝載量對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2002年，鉛冷快堆被“第四代核能系統(tǒng)國際論壇(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]。第四代國際論壇鉛冷快堆臨
同位素 2019年1期2019-03-14
- 離散縱標六角形節(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。對于μm>0，有如下的關(guān)系：(6)另外，還需對標量中子通量和中子源分布采用類似于節(jié)塊法的多項式展開，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)。對于橫向泄漏，這里對左右半節(jié)塊均采用平坦泄漏近似，這對于求解六角形組件柵元輸運問題應(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
原子能科學技術(shù) 2019年2期2019-02-25
- 三維并行程序JSNT對HBR-2裝置的屏蔽計算與分析
量測量儀處的中子通量密度分布以及基準報告中給出的6個核素的放射性比活度，并與實驗測量值進行對比。1 離散縱標方法穩(wěn)態(tài)中子輸運方程[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，cm-3·s-1。對式(
原子能科學技術(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量的方式，對堆芯功率、堆芯功率變化和堆芯功率分布進行測量。RPN系統(tǒng)提供反應(yīng)堆保護、核功率控制和堆芯功率監(jiān)視等信號。其中，RPN源量程測量通道用于熱停堆、冷停堆以及裝卸料等狀態(tài)的監(jiān)測與保護，是反應(yīng)堆啟停時的重要測量儀表。RPN源量程中子計數(shù)率測量范圍從0～106cps，相當于堆功率從10-9～10-3%Pn。特別是在機組裝卸料期間，要求源量程能夠快速響應(yīng)，準確反應(yīng)當時反應(yīng)堆的真實狀態(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:在中子物理學的范疇,二者是同一個物理概念,即:中子數(shù)密度與中子平均速度之乘積。Q:為何要改名?A:嚴格來說,中子通量是曾用名。由于有些人認為其詞不達意,所以新的學術(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。就好比化學上有一個詞原本叫惰性氣體,后來被改為了稀有氣體。70后習慣稱惰性氣體,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。一個簡單的學術(shù)名詞就可以看到歷史的變
中國核電 2018年3期2018-10-10
- 18個月?lián)Q料對CPR1000反應(yīng)堆壓力容器輻照監(jiān)督的影響
學性能試樣、中子通量探測裝置和溫度監(jiān)測裝置三類試樣。其中，每根輻照監(jiān)督管裝載有60個夏比V型(CV)試樣、9個拉伸試樣、12個緊湊拉伸試樣和1個彎曲試樣(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、拉伸試驗、緊湊拉伸試驗和彎曲試驗等力學性能試驗。表2 該核電廠輻照監(jiān)督管中力學性能試樣裝載明細表1.3 輻照監(jiān)督管提取計劃輻照監(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)計煤料PGNAA實驗裝置
)式中，N為中子通量；E為中子能量，Mev；T為核溫度，MeV。使用MATLAB軟件進行計算時，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算得到的中子源能譜基本符合。能量低于3 MeV時，MOCA程序 構(gòu)建的252Cf中子源分布強度低于理論計算強度。
同位素 2018年2期2018-04-24
- 基于三維輸運方法的壓水堆主冷卻劑16N源項計算分析
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活化源項計算程序。最后，編制接口程序，連接JSNT與16N活化計算程序，使用JSNT計算得到的中子通量分布，計算主冷卻劑系統(tǒng)各處的16N活度濃度。1 計算方法與程序1.116N源項計算方法在反應(yīng)堆內(nèi)，考察一段長度為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微分模擬
計算所得地面中子通量的主相、恢復相及其在CME到達地球前的增加過程,均與Oulu中子探測器觀測結(jié)果一致.行星際日冕物質(zhì)拋射,福布斯下降,倒向隨機微分方法,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,能量可達到1022eV[1,2].高能GCRs穿越由太陽風等離子體形成的日球?qū)?到達地球大氣層后,與大氣發(fā)生碰撞并使氣體分子電離,形成
物理學報 2017年13期2017-08-07
- 臨界事故報警系統(tǒng)儀表劑量計算方法研究
，使得迷宮內(nèi)中子通量分布發(fā)生變化，總共進行了6種實驗方案的測量。實驗用中子源放置在迷宮的一端開口處。實驗采用自發(fā)裂變的252Cf作為中子源，源的強度是每秒放出(5.66±0.18)×108個中子。锎源被封裝在一個雙層不銹鋼的罐子里，總質(zhì)量為3.2g。實驗中，中子源被三角架固定在距地面90cm的高度。對每種布置的方案，分別使用了裸露中子源和置于直徑30.5cm聚乙烯球內(nèi)的中子源進行實驗。沿迷宮走向，均勻布置10個探測點，均位于迷宮通道正中位置，距地面高度為9
核科學與工程 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堆芯功率的展平效果提供了理論依據(jù)。1 換料設(shè)計1.1 微型反應(yīng)堆堆型設(shè)計35 MW微型反應(yīng)堆設(shè)計堆芯中含有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)計在這種換料設(shè)計中，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
- 考慮角點不連續(xù)因子的精細功率重構(gòu)及驗證
致重構(gòu)時角點中子通量不連續(xù)，需引入角點不連續(xù)因子進行修正保證其連續(xù)性。文中利用改進格林函數(shù)節(jié)塊法程序堆芯擴散計算的結(jié)果，采用高階多項式展開的調(diào)制法來進行組件內(nèi)的精細功率重構(gòu)，探討了角點不連續(xù)因子在精細功率重構(gòu)中的重要作用。并通過秦山二期實際堆芯的兩種工況對其進行了驗證，與SIMULATE-3的計算結(jié)果對比表明：考慮角點不連續(xù)因子的精細功率重構(gòu)具有較高的計算精度，能夠滿足工程計算的要求。節(jié)塊法；角點不連續(xù)因子；精細功率重構(gòu)調(diào)制法精細功率重構(gòu)計算快速且精度高[
核科學與工程 2016年6期2016-03-27
- 新堆多普勒發(fā)熱點有效查找方法探究
負反饋效應(yīng)的中子通量水平就是多普勒發(fā)熱點，也稱核發(fā)熱點。進行零功率物理試驗時，一般要將反應(yīng)堆中子通量水平控制在多普勒發(fā)熱點的1/20～1/5，一方面能提高信號的信噪比和反應(yīng)性測量精度，另一方面又能防止燃料出現(xiàn)明顯的核發(fā)熱和多普勒負反饋效應(yīng)而使反應(yīng)性測量數(shù)據(jù)失真。在新建壓水堆首次啟動時，常發(fā)生找不到多普勒發(fā)熱點的情況，本文對普勒發(fā)熱點的機理和過程進行分析和推論，探討影響多普勒發(fā)熱點查找的主要因素，并結(jié)合多個核電廠的實踐經(jīng)驗，為能準確地找出多普勒發(fā)熱點提供一些
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)堆工程中的一個重要參數(shù)，利用裂變室進行寬量程中子通量密度測量的數(shù)字化處理系統(tǒng)較傳統(tǒng)的模擬電路有更大優(yōu)勢。本文基于數(shù)字化中子通量測量方案進行仿真研究，首先用計算機模擬帶電子學噪聲的裂變室輸出信號仿真波形，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，不僅可以實現(xiàn)抗堆積和脈沖噪聲有效甄別（脈沖模式）處理，提高計數(shù)率的準確度，而且能夠提高均方值計算（坎貝爾模式）的準確度。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量精度的研究
12）修正快中子通量以提高碳氧測量精度的研究程道文1，蘭 民1，李 鑫2（1.長春工業(yè)大學基礎(chǔ)科學學院，吉林長春130012；2.長春工業(yè)大學應(yīng)用技術(shù)學院，吉林長春130012）用MCNP-4C程序模擬了30個煤炭樣品，并找出快中子通量與元素含量間的關(guān)系.利用文獻方法計算出元素含量，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，測量精度得到較大的提高，能夠達到煤炭工業(yè)應(yīng)用的要求
東北師大學報（自然科學版） 2015年3期2015-06-28
- 中子平衡節(jié)塊離散縱標法及CMFD加速技術(shù)研究
散縱標法對角中子通量進行直接離散，中子輸運方程在笛卡爾坐標下可直接給出，對于任意離散方向有（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為各項同性總的源項。其中：Σs為散射截面；Φ為標量通量；χ為裂變譜；keff為本征值；Σf為裂變截面。通過類似于堆芯擴散節(jié)塊法的橫向積分技術(shù)，橫向積分形式的離散縱標法可寫為如下形式（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
功率物理試驗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現(xiàn)。為使整個臨界過程中能夠隨時掌握反應(yīng)堆的次臨界狀態(tài)，并預計臨界點，使臨界操作有據(jù)可依，在達臨界的過程中需要進行中子計數(shù)率的測量，并作出中子計數(shù)率的倒數(shù)外推曲線。由中子動力學方程：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
- 鈷自給能中子探測器的測量及補償原理分析
探測器在進行中子通量測量時無需外加工作電源，其電流由探測器中的發(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器，該探測器主要應(yīng)用于堆芯內(nèi)中子通量的測量。目前三代核電項目的堆芯中子通量測量都采用了自給能中子探測器，本文將對鈷自給能中子探測器的組成、測量及補償原理進行分析。1 自給能中子探測器的組成自給能中子探測器由發(fā)射體、絕緣體、電纜和外套四部分組成［1］。根據(jù)IEC 61468 標準中的介紹，自給能中子探測器有兩種典型的結(jié)構(gòu)［
自動化儀表 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)值求解中子擴散方程；二是根據(jù)堆內(nèi)探測器的響應(yīng)信號，采用通量繪圖方法重構(gòu)三維中子通量分布。1) 中子擴散方程在RFSP-IST程序中，中子擴散方程有兩種形式：完全的兩群模型和經(jīng)過簡化的一群半模型。后者在設(shè)計中經(jīng)常被采用，其推導過程如下。兩群中子擴散方程可寫成如下形式：(1)其中：D1、D2分別為快群和熱群擴散系數(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
原子能科學技術(shù) 2014年6期2014-08-08
- 利用中國實驗快堆生產(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，利用快堆生產(chǎn)某些同位素具有熱堆所不具備的優(yōu)勢[4]。國際上擁有快堆的國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
準確地確定熱中子通量以及Si，Al，F(xiàn)e和Ca含量.計算結(jié)果顯示，計算出來的熱中子通量的平均偏差為0.31%，4種元素的測量精度都達到GB/T 176-2008(水泥化學分析方法)的要求.核數(shù)據(jù)處理；線性回歸方法；統(tǒng)計漲落；中子感生瞬發(fā)γ射線分析方法在放射性測量中，即使所有實驗條件都穩(wěn)定，在相同時間內(nèi)對同一對象進行多次測量，每次測得的γ計數(shù)并不相同，而是圍繞某個平均值上下波動.此現(xiàn)象被稱為放射性γ計數(shù)的統(tǒng)計漲落，是放射性原子核衰變的隨機性引起的.另一方面，
東北師大學報（自然科學版） 2014年4期2014-08-02
- 煤炭內(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行模擬計算，并找出它們與煤炭元素間的關(guān)系。1 模型結(jié)構(gòu)簡介在實際應(yīng)用中，很難測量煤炭內(nèi)部的快中子通量和熱中子通量。為了獲得這兩個通量，我們用MCNP-4C程序進行了模擬計算。為了盡量接近實驗裝置，模
長春工業(yè)大學學報 2014年2期2014-03-26
- 溶液核燃料流動臨界特性研究
與程序計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，驗證了程序計算的正確性。分別計算不考慮流動項和考慮流動項兩種情況下的有效增殖系數(shù)，結(jié)果如下圖3。圖2 U=∞時通量和緩發(fā)中子先驅(qū)核計算值圖3 考慮和不考慮流動項的有效增殖系數(shù)從圖中可以看出，在U ＞900cm/s 之后，是否考慮流動項，對有效增殖系數(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，已經(jīng)不能忽略了。而對于中子
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。計算結(jié)果表明，中子能譜、通量和運行時間均相同時，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，越易達到飽和，但能譜較軟時達到的飽和值較小。通過對裂變氣體積累量的計算估計了ThO2包覆顆粒因內(nèi)壓導致破損的壽命值。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，延長更換堆芯石墨周期，提高整個熔鹽堆的運行經(jīng)濟性。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)在世界各個核能研究單位進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)計以及橡樹嶺(ORNL-美國)熔鹽堆等。其中熔鹽堆作為第四代先進核能系統(tǒng)，其獨特的在線處理以及堆芯石墨孔道流動的熔融鹽燃料，使其性能和運行
核技術(shù) 2013年9期2013-02-24
- 脈沖中子-裂變中子鈾礦測井技術(shù)的蒙特卡羅模擬
0～1 s熱中子通量隨時間的變化，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數(shù)，而不含鈾地層完全沒有熱中子通量計數(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間內(nèi)的緩發(fā)中子通量計數(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)射器檢測煤炭含H量的改進
，煤炭內(nèi)的熱中子通量不是一個常數(shù)，含H量與其特征γ射線總計數(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射線計數(shù)呈線性關(guān)系.用此關(guān)系計算含H量，測量結(jié)果的絕對誤差小于0.25%，達到了煤炭工業(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)濟效益，大型產(chǎn)煤、用煤單位都需要快速檢測煤炭中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)的化學分析方法需要經(jīng)過采樣、稱重、恒溫干燥、測試等過程
東北師大學報（自然科學版） 2012年1期2012-12-26
- 船用堆堆芯控制棒分布對圍板/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)的計算通過修改TPFAP中的穿透概率模塊使之能對組件進行非對稱計算，并利用它對全堆芯進行輸運計算，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)塊的二維擴散方程獲取節(jié)塊面通量的均勻解，最后利用式(2)計算不連續(xù)因子。對每個均勻化圍板
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
料設(shè)計的超熱中子通量密度較小，約為4.58×108cm－2·s－1，沒有達到 1.0 ×109cm－2·s－1的國際通用要求。因此，為了進一步提高IHNI－1堆超熱中子孔道的束流強度，文章利用Al、FLUENTAL等材料對圖1中的超熱中子濾束裝置的慢化體進行優(yōu)化設(shè)計。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
中國工程科學 2012年8期2012-08-18
- BNCT醫(yī)院中子照射器輻射場特性參數(shù)初步測量
-1該照射器中子通量密度設(shè)計指標: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)實驗孔道口中心處熱中子通量密度:≥1×106cm－2·s－1。3 實驗方案設(shè)計國際上針對BNCT照射器輻射場特性參數(shù)測量未形成通用的標準測量方法，而是根據(jù)各自照射器的特點，研發(fā)適當?shù)臏y量裝置，主要包括閾活化箔探測器[2]、多球譜儀[3，4]、氣泡探測器[5]、中子飛行時間測
中國工程科學 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)。廣泛用于計算點燃耗及放射性衰變的計算機程序，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、輻照時間，程序就可輸出各種放射性活化核素在每個構(gòu)件中的活度。核素 i的總量隨時間變化率(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
中國工程科學 2012年8期2012-08-18
- 速度選擇器參數(shù)設(shè)計及其中子光學特性
(w)，出口中子通量為 6.0×106cm–2·s–1，冷中子包至導管入口的間隙為1 m，直傳輸導管長2 m，導管內(nèi)壁超鏡因子為1.5，速度選擇器與導管出口對接，導管橫截面為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 選擇器長度的優(yōu)化計算若其他參數(shù)固定，速度選擇器轉(zhuǎn)子長度就是在一定時間里的中子飛行距離，則該轉(zhuǎn)子長度決定了中子速度也即
核技術(shù) 2010年9期2010-03-24