重水反应堆热柱中子能谱测量

用飞行时间法测量了中国原子能科学研究院重水反应堆热柱中子能谱。脉冲中子束由机械选择器产生,选择器是一个由两片不锈钢中间夹一镉片构成的高速转盘。在转盘边缘对称处有两个狭缝,当中子束通过任一个狭缝时,由光电二极管和光敏三极管组成的线路     

反应堆快中子通量谱和载热剂比活性的计算

本文给出的计算反应堆快中子通量谱以及单流程和双流程工况下载热剂比活性的计算方法,比较严格地考虑了裂变中子源在活性区中的分布以及中子同核的弹性和非弹性散射作用,比较细致地考虑了载热剂在反应堆中流动和受照射的情况。测试结果证明,无论是快中子通量谱还是载热剂的比活性,计算值和测量值之间符合得都很好。     

反应堆重水系统管道安装

介绍了反应堆重水系统管道安装的特点及主要安装步骤.结合系统设计、设备供应和现场管理等实际工作情况,分析了影响管道安装质量和进度的主要问题并提出以下解决办法:①以书面形式确定设计工作的接口划分并严格执行,使设计接口协调一致;②充分、彻底地做好设计审查、技术交底等安装准备工作;③系统设计应考虑系统冲洗、各试验检验项目、在役检查和设备维修的综合要求;④建立完善的文件发布和分发系统,按照最新的文件分发清单分发文件;⑤制定详尽的物项采购计划;⑥在物项采购合同中,应对采购物项的技术要求和质量保证要求作出规定;⑦在物项加工过程中,采用要求供方提供有关质量的客观证据、在供方驻厂监造、外部质保监查以及交货检验等措施对所购物项的质量进行控制;⑧制定一系列项目管理程序,明确职责分工、联络渠道等内容.     

中国科学院重水堆中央管道内能谱参数的测量

用积分法测量了重水堆中心(中央管道中心)的能谱特征参数。用危险系数法测得中子有效温度T_n=319±25°K。用活化法测得Au~(197),V~(51)的镉比值分别为2.60±0.02,55.5±0.6,超热中子的相对比例γ=0.0346 0.0016-0.0036。     

研究性重水反应堆的物理计算

本文是关于苏联援助我国建立的实验性重水反应堆的一个物理计算。由于计算的时间早在1955年末至1956年初,所见文中根据的某些结构数据与后来的实际情况不尽符合。本文中工作进行的时候,苏联同志已经完成了这个堆的设计。本文也是在苏联学者加拉宁(А.Д.Галанин)博士的指导下进行的。 文中计算了反应堆栅格的特性、燃料中同位素成分随着堆工作时间的变化、反应堆中反应性的变化和控制以及反应堆的临界大小等方面。计算中所采用的系统基本上是加拉宁的著作:“热中子核反应堆的理论”中所采用的。     

重水反应堆热柱中子能谱测量(英文)

用飞行时间法测量了中国原子能科学研究院重水反应堆热柱中子能谱。脉冲中子束由机械选择器产生,选择器是一个由两片不锈钢中间夹一镉片构成的高速转盘。在转盘边缘对称处有两个狭缝,当中子束通过任一个狭缝时,由光电二极管和光敏三极管组成的线路给出中子起飞信号。中子探测器~3He正比计数管距转盘97cm。数据采集系统主要由时-幅转换器和多道幅度分析器组成。实验测得飞行时间谱,将其转换成能谱并进行了探测器效率、飞行时间零点、空气衰减、能量分辨率修正。由于热柱孔道内有一个50cm长的硅过滤器,所以中子能谱偏离典型的麦克斯韦分布。     

游泳池反应堆内中能中子与快中子通量测定

用活化箔技术測定游泳池反应堆內中能中子与快中子通量谱。选择22种探测箔,其中9种是中能的,14种是快中子阈探測箔。探測箔放在1mm壁厚的鎘盒內照射。主要用γ譜仪测量絕对活性值,从而求出单核反应率。将0.28eV王18.5MeV的整个能区划分为470群。考虑鎘的屏蔽和探測箔的自身散射影响后的屏蔽,求出每一种探測箔在中能区各群的中子屏蔽因子,从而求得有效活化反应截面。在国产TQ-6計算机上,用多次迭代法求得近似中子譜。用蒙特卡罗方法求譜的誤差。从解得的譜計算出0.5MeV和1MeV以上各种探测器的中子活化平均截面。文中詳細介紹譜处理、譜誤差計算、活性测显等细节。給出探測箔特性参数、单核反应率及其誤差。并給出解得中子譜曲綫。最后討論迭代收斂与谱形起伏等问题。     

研究性重水反应堆内壳放射性的测量

本文叙述了研究性重水反应堆内壳放射性的测量方法及其结果。给出了沿内壳径向和轴向的照射量率的分布,距内壳轴线10米处的照射量率为0.33伦琴/小时。内壳的放射性强度:~(60)Co 为24居里,~(65)Zn 为6.9居里。~(60)Co 主要来源于重水泵磨损物的活化。稳定钴在一次冷却水回路的三个结构单元(反应堆内壳、管道及其设备、工艺管和堆芯构件)表面的分布基本上是均匀的。测量表明,在一个较小的范围内,例如在工艺管表面和内壳底部,稳定钴的分布也是均匀的。     

研究性重水反应堆内壳更换的辐射防护

本文叙述了在更换研究性重水反应堆内壳中的辐射防护方法、辐射监测与评价。所采取的辐射安全管理和辐射防护措施有效地保证了工作人员、工作场所及周围环境的安全。更换内壳所用集体剂量当量为23.37人·雷姆,其中外照射为22.4人·雷姆,它主要来自~(60)Co 的贡献。氚所产生的集体剂量当量为0.97人·雷姆,其它核素的污染均小于 MPBB的0.15%。     

研究性重水反应堆UO_2堆芯的物理计算

一、前言研究性重水反应堆为提高燃料组件的安全性,决定采用UO_2棒束燃料代替原来的金属铀燃料。棒束燃料,除~(235)U浓度保持不变外,元件的结构、形状都作了改变,因此必须先进行理论计算,为重水堆首次使用UO_2棒束型元件的临界实验提供必要的理论数据。由     

研究性重水反应堆的改建

研究性重水反应堆1958年投入运行,1978年11月停堆进行改建。1980年6月重新启动,10月开始运行。 重水堆原使用2％~(235)U的金属铀作为燃料元件,额定功率7兆瓦,加强功率10兆瓦,最大热中子通量1.2×10~(14)中子/厘米~2·秒。     

研究性重水反应堆重水回路去污因子的测定及辐射监测

我国第一座实验性重水反应堆,自1958年投入运行到1978年停堆改建,二十年的运行过程中,大量的磨损物(如~(59)Co)和腐蚀物混入重水回路,在活性区经中子照射后,形成~(60)Co等放射性元素;同时,堆在运行期间曾发生过元件熔烧事故和元件破损事故,致使裂变产物和金属铀进入重水回路。造成回路系统各房间中的γ照射量率很高,因此有必要对回     

关于HFETR辐照样品快中子积分通量计算的研究

快中子积分通量值的准确计算是材料辐照的重要工作之一。本文根据 HFETR 运行工况,详细地推导了快中子积分通量的计算公式,并用第十五炉的具体参数进行了验证,结果满意.     

微型堆辐照座内快中子通量谱的测定

用Ａｌ，Ｆｅ，Ｉｎ和Ｎｉ作探测片，用阈探测片活化法测定了中国原子能科学研究院微型堆内，外辐照孔道的快中子能量。用平均截面法求得内外辐照孔道的快中子与热中子能量比分别为０．１９８和０．０７７，用有效阈能法计算了不同能量区间的快中子通量，同时也对四个内辐照等之间及内、外辐照管内径向和轴向快中子通量的不均匀度进行了测定。     

CAP1400反应堆压力容器快中子注量独立审核计算

压力容器的使用期限:直接决定了反应堆的寿命,而快中子注量是影响其使用期限的重要参数之一,是核安全审评中关注的一项重要内容。作为核安全监管部门,对大型先进压水堆CAP1400的压力容器快中子注量进行审核计算,能够促进审评的独立性、科学性和有效性,为CAP1400的安全审评提供良好技术支持。本文利用蒙特卡罗方法分析程序对CAP1400反应堆压力容器快中子注量进行独立审核计算,并将计算结果与反应堆设计方利用离散纵标法所得结果进行对比。结果表明,CAP1400反应堆压力容器快中子注量审核计算结果与设计值的相对偏差在10%以内,并且快中子注量值满足标准审评大纲的相关要求。     

研究性重水反应堆上临界实验的理论计算和分析

本文叙述了与研究性重水反应堆上临界实验有关的一些理论工作:首先是实验方案提出时的考虑,其次是对这些实验进行的理论计算及其结果,最后是对一系列临界实验结果的简化分析。 理论计算的结果与实验结果的比较表明,我们所采用的物理数据和计算方法对于重水反应堆的临界大小可以给出误差不超过5％的结果。 对一系列临界实验结果的简化分析给出了决定各种装载量和水位下拉氏参数的—个简单公式。     

21世纪的快中子增殖反应堆

美国核学会和欧洲核学会于1987年9月13日至17日,在美国华盛顿州里奇兰召开了有关快中子增殖系统的经验交流和经济发电之路探讨会议。这次会议标志着世界对发展商用快堆的极大兴趣。积极从事快堆研究的各国代表(印度除外)参加这次会议。     

俄罗斯快中子增殖反应堆的发展

前苏联是世界上拥有最大的快中子增殖反应堆计划的国家之一。今天，在快中子技术方面，俄罗斯仍处于世界前列。研究主要集中在物理和动力工程院(IPPE)，该院自l9499年以来一直设计快堆。     

蒙特卡罗共轭输运法计算反应堆压力容器快中子注量率

为了保证压力容器（RPV）在核电厂寿期内的安全,通过理论方法准确评估其受到的快中子积分注量率非常重要。本文提出了一种应用共轭输运理论解决深穿透问题的计算方法,并将该方法的计算结果与基准题HBR-2给出的实测值及确定论方法的结果进行了比较。结果表明：本文计算结果与基准题给出的实测数据吻合良好,大多反应率计算相对误差小于10%,最大相对误差不超过35%;70%以上的计算结果准确性优于确定论方法,表明本文提出的解决蒙特卡罗深穿透问题的方法是有效且准确的。