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辐射屏蔽计算是核电厂辐射防护设计和审评的重要内容之一。国际屏蔽计算软件对中国实行"出口封锁",制约了我国核电辐射屏蔽审核计算能力,因此,研发了具有自主知识产权的基于蒙特卡罗方法的辐射屏蔽专用蒙特卡罗软件RShieldMC(Radiation Shielding Monte Carlo)。为了验证RShieldMC程序,进行中子注量率计算的准确性和适用性,利用秦山一期反应堆结构与辐照监督管相关参数,通过RShieldMC可视化前处理模块建立辐照监督管屏蔽计算模型,计算秦山一期反应堆辐照监督管堆芯中平面和上焊缝处的中子注量率。RShieldMC程序计算结果与辐照监督管实验测量值以及MCNP(Monte Carlo N-Particle)、JMCT-S(J Monte Carlo Transport)、TORT(Three-dimensional Neutron/Photon Transport)程序计算结果符合较好,验证了RShieldMC软件在中子注量率计算中的可用性及正确性。 相似文献
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硅像素互补金属氧化物半导体(Complementary Metal Oxide Semiconductor,CMOS)芯片因具有微米级的位置分辨能力和极高的探测效率等特点,对于径迹精确重建具有举足轻重的作用。通过大面积拼接,能够将硅像素芯片用于μ子成像,但芯片拼接产生的机械误差,以及各层之间的相对位置误差,对μ子重建过程中的位置精度具有明显影响。本文利用μ子通过探测层时产生的观测点,建立了基于μ子径迹直线拟合模型的迭代芯片位置校正算法。通过在GEANT4程序中构建μ子成像探测原型装置,其中包含8个物理探测层,每层拼接了4块硅像素芯片,并添加芯片在x、y方向与旋转角θ三个自由度上的偏移量,模拟了真实情况下的机械误差对重建位置精度的影响。结果显示:该算法可用于芯片真实位置的高精度修正,使芯片位置修正精度小于5μm。 相似文献
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反应性控制系统的设计是反应堆物理设计的主要内容之一。熔盐堆采用熔融的氟化盐混合物作为燃料,由于核燃料的特殊性,熔盐堆在反应堆设计方面与传统固体燃料反应堆有着较大区别。本文鉴于熔盐堆的特殊性,针对2 MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1),提出多种停堆方式,包括排燃料盐、套管中注中子毒物、改变燃料盐成分、改变堆芯石墨栅元数,并进行了计算分析。分析结果表明:往套管中注入中子毒物是在控制棒失效的情况下很好的替换停堆方式;燃料盐成分可调,是熔盐堆本身具有的特点,因此往燃料盐中添加BF_3、LiF-BeF_2-ZrF_4、LiF-ThF_4,是调节堆芯反应性很好的方式;改变石墨栅元数也可以使反应堆停堆。本研究分析可以为熔盐堆停堆方式提供技术储备和理论参考。 相似文献
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目的 研究核用2.25Cr-1Mo钢在不同环境下的微动磨损性能。方法 采用自制的切向微动磨损试验设备,在4种环境(温室RT/大气、RT/水、450℃/大气和450℃/液态钠)下对2.25Cr-1Mo钢进行了切向微动磨损试验。试验参数为:法向载荷20 N,运动频率5 Hz,位移幅值50μm,循环次数105和2×105。试验前,采用维氏硬度仪测量了2.25Cr-1Mo钢在室温和450℃高温下的硬度。试验后,采用Bruker白光干涉显微镜测量了磨痕的三维形貌并获得了截面轮廓和磨损量。采用扫描电子显微镜(SEM)、能谱仪(EDS)分析磨痕表面和横截面的微观形貌以及摩擦化学反应。结果 2.25Cr-1Mo钢在不同环境下表现出不同的磨损性能。450℃液态钠环境下的磨损量最大,大于450℃和室温大气环境下的磨损量;室温水环境下的磨损最小。经过105微动循环后,2.25Cr-1Mo钢在450℃液态钠和室温水环境下表现出最大和最小的磨损率,分别为4.17×10-6 mm3/(N·m)和0.32×... 相似文献
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研究了热处理工艺对测量膜片材料3J53合金组织性能的影响。结果表明,3J53合金在920~1010℃温度区间固溶处理10 min时可获得均匀细小的晶粒组织和较低的硬度。并且,在980℃固溶温度下,合金晶粒尺寸的大小随固溶时间的增长变化不明显。进一步研究证明,3J53合金经920~1010℃×10 min固溶+670℃×5 h时效后,硬度为302~346 HV0.2,无法满足压力变送器要求。但经920℃固溶+冷轧+650~700℃×5 h时效处理后,材料的硬度显著提高。同时,当时效处理温度为670℃时,硬度达到峰值483 HV0.2,满足核级压力变送器要求。与进口产品对比发现,研制的3J53合金测量膜片样品的硬度、回差性能和原始量程温度影响性能均无显著差异,满足国产化应用要求。 相似文献
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目前核工业界期望通过堆芯损坏频率(CDF)指标获得核电厂各前沿系统的可靠性指标,但尚没有明确的方法和实践。传统的可靠性分配方法是将系统的可靠性指标分配至子系统或部件,本文参考工业界传统系统的可靠性指标分配方法,根据核电厂风险评价方法和电厂设计特性,提出由CDF安全指标确定核电厂前沿系统可靠性指标的方法——比例—修正—公式法,该方法是基于传统的可靠性指标分配方法—比例组合法进行创新性提出,通过比例—修正—公式法计算了典型核电厂前沿系统的可靠性指标,计算结果显示该方法是合理可行的。 相似文献