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相似文献
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1.
用长计数器测量已知裂变率的缓发中子计数率,然后用同一探测系统测量脉冲后的缓发中子计数率,探测系统的探测效率、缓发中子份额和缓发中子先驱核半衰期等参数均不变,从而建立起利用脉冲堆脉冲后的缓发中子衰减曲线确定脉冲裂变总数的方法。该方法的相对标准不确定度(不包含稳定功率运行裂变率的不确定度)为4%。测量的30次脉冲的裂变总数与其它方法得到的结果一致。  相似文献   

2.
主动法缓发中子监测U材料被认为是核查技术的有效手段之一.本文建立了特定的模型,以数值模拟D-T中子诱发相同质量、不同~(235)U丰度的金属铀裂变产生的出壳缓发中子及BF_3探测器所能产生的响应,验证了特定情形下主动法D-T中子源诱发金属铀裂变,测量其缓发中子反演~(235)U丰度的可行性.  相似文献   

3.
一、前言本文所指的缓发中子监测仪是探测燃料元件破损的仪器,探头为BF_3计数管,当燃料元件破损后,裂变产物所释放的缓发中子经慢化后成热中子,进入BF_3计数管产生~(10)B(n,α)~7Li反应。记录其脉冲,监督燃料元件的破损。  相似文献   

4.
利用裂变产额法得到短时间辐照235U样品的裂变总数,通过大体积NaI探测器测量3 MeV以上高能缓发γ射线总计数随时间的变化,从而得到一次裂变3 MeV以上高能缓发γ射线总发射率随时间的变化规律,并给出脉冲辐照下高能缓发γ射线的发射率。通过高能缓发γ射线测量了两块235U样品的裂变数,其相对不确定度小于4%。  相似文献   

5.
分析了ENDF/B7、JEFF3.1、JENDL3.3、CENDL2.2及Keepin数据中的235U快裂变缓发中子群参数的差异,通过CFBR-Ⅱ堆超瞬发临界实验检验了这几套缓发中子数据的准确性。检验结果表明,用于计算反应堆反应性,Keepin缓发中子群参数仍比数据库数据准确;数据库数据中,JEFF3.1的8群结构数据好于其他数据库6群结构数据。  相似文献   

6.
在军控核查技术中,缓发γ能谱是核材料的“指纹”。为计算和分析铀裂变产物的缓发γ能谱,本文将各种类型的衰变链简化为基态线性链和激发态线性链,推导了零时前后各级核素数目的变化公式,建构了计算缓发γ射线能谱的C语言程序代码,并通过实验对理论推导进行了验证。通过分析几种核素的缓发γ射线计数发现,计算结果与实验数据吻合较好。  相似文献   

7.
考虑6组缓发中子效应的中子倍增公式   总被引:6,自引:1,他引:5  
导出了 6组缓发中子效应的中子倍增公式  相似文献   

8.
基于核裂变反应发生与缓发裂变中子发射这两个物理过程在时间上可相互分离的思想,利用MCNP程序计算得到了含铀地层0~100s范围内的缓发裂变中子衰减时间谱。模拟计算了球体几何模型中235 U与238 U核裂变反应率空间分布;借助SOURCE子程序依次对缓发裂变中子的发射位置、发射方向、发生核裂变反应的核素、缓发裂变中子所在的群组、发射时间及其初始能量等参数进行了抽样。结果表明,计算得到的缓发裂变中子衰减时间谱的时间特征与铀核素的缓发裂变中子群参数相符合。对缓发裂变中子总计数与地层铀含量之间的关系进行了线性拟合,拟合结果的相关系数平方值大于0.998 5,该结果从理论上验证了缓发裂变中子测井铀含量线性模型的正确性。  相似文献   

9.
石油地质勘探、岩矿成份分析等许多方面,都对天然放射性元素U、Th、K的测定提出  相似文献   

10.
稍超瞬发临界系统缓发中子发射率研究   总被引:1,自引:1,他引:0  
使用蒙特卡罗直接模拟程序计算了弱源点火条件下超瞬发临界5¢的GodivaⅠ快中子脉冲堆缓发中子发射率规律和脉冲引发时刻概率分布。计算结果表明,脉冲引发时刻概率分布的计算结果与实验结果符合较好,所获得的缓发中子发射率规律可合理解释引发时刻概率分布的实验结果。  相似文献   

11.
利用缓发中子计数法对235U-239Pu混合物中235U和239Pu含量的快速测定进行了初步研究。在中国原子能科学研究院30 kW微型反应堆(简称微堆)垂直孔道辐照235U、239Pu以及235U-239Pu混合物样品30 s,冷却2 s,用缓发中子探测器测量100 s,得出235U和239Pu的探测限分别为0.14和0.18 μg;探测器效率为0.015 0±0.001 0;当235U和239Pu质量比m(235U)/m(239Pu)=1.2时,235U、239Pu含量计算值与标称值的相对偏差分别为0.8%和6.9%。  相似文献   

12.
用HPGe γ能谱法绝对测量了0.57、1.0和1.5 MeV中子诱发235U裂变产物99Mo的产额,使用双裂变室测量了样品辐照过程中的裂变率,应用MCNP ⅣB模拟了铀样品中的中子能谱,并讨论了非主中子的各种来源对产额数据的影响。得到99Mo在0.57、1.0和1.5 MeV的产额分别为6.61%、6.62%和6.28%。本工作与美国阿贡实验室的结果有15%以上的相对偏差,主要是由引用的衰变数据不同引起。对阿贡实验室数据进行校正后,本工作与阿贡实验室数据的相对偏差处于实验不确定度范围内。  相似文献   

13.
The iterated fission probability (IFP) is a quantity proportional to the asymptotic power level originated by a neutron introduced to a reactor. The effective delayed neutron fraction βeff can be accurately calculated by the continuous-energy Monte Carlo method using IFP if a sufficiently large number of generations is considered to obtain the asymptotic state. In order to deterministically quantify the required number of generations in the IFP-based βeff calculations, the concept of the generation-dependent importance functions is introduced to βeff calculations. Furthermore, the most appropriate reactor property used in the IFP calculations, which reduces the required number of generations, is theoretically derived. Through numerical calculations, it is shown that several generations are required in the IFP-based βeff calculations and that the use of the appropriate reactor property can reduce the required number of generations. An efficient procedure for the IFP-based βeff calculations by the Monte Carlo method is also proposed.  相似文献   

14.
由于238U裂变反应率在中国实验快堆(CEFR)中是一非常关键的指标参数,因此,在CEFR的首次物理启动工作中对其进行了实验测量。在实验过程中,利用高贫化的UO2235U-0.002%)直接进行了238U裂变反应率的绝对测量;利用国产贫铀片(235U-0.335%)、高浓铀片(235U-90%)组合方式间接进行了238U裂变反应率的测量。给出两种方法与理论值的对比和轴向及径向的相对分布。本实验为238U裂变反应率测量提出一新的选择方案,并验证了其可靠性。  相似文献   

15.
在中国实验快堆(CEFR)中直接测量237Np的裂变截面和俘获截面较困难且误差很大,根据CEFR采用UO2燃料的特点,可通过测量237Np/235U裂变截面比和俘获裂变截面比以获取237Np的相关数据。本文通过分析截面比的测量结果得到237Np的较重要数据,为后期在CEFR上进行237Np嬗变研究和238Pu生产提供了数据支持。  相似文献   

16.
在中国实验快堆(CEFR)中直接测量238U的截面数据较困难且误差较大,但可通过测量其与235U的截面比值来获取238U的相关数据。本工作采用活化法测量238U与235U的裂变截面比及俘获裂变截面比(即σ8f5f与σ8c5f),获取238U的截面数据并与MCNP计算结果进行比较。结果表明,CEFR的轴向转换区或反射层位置为最佳增殖区域。  相似文献   

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