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快中子临界装置电气贯穿件 总被引:1,自引:0,他引:1
介绍了用于快中子临界装置堆厅且不截断电缆的电气贯穿件,该贯穿件结构简单,便于电缆更换.贯穿件气密性试验和堆厅整体密封包容性试验结果表明,电气贯穿件的气密性优于设计指标,且使得堆厅整体密封包容性满足快中子临界装置正常运行和事故情况下的使用需求. 相似文献
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介绍了群常数库TPLIB-94的临界实验分析,TPLIB-94库是为轻水堆燃料组件计算程序包TPFAP制作的,它基于JENDL-3.1评价核数据库。本文给出了5个热堆基准问题和一批压水堆零功率临界实验的计算结果。 相似文献
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杨历军 《中国原子能科学研究院年报》2005,(1):247-248
DF—VI快中子临界装置的运行、维护等工作严格按照运行质量保证大纲和各安全运行管理规程的要求进行,切实贯彻“安全第一,质量第一”的质量方针,在完成科研工作的同时,确保实现了安全运行,圆满地完成运行和实验研究工作,确保上等级事故发生率为零的目标。 相似文献
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杨历军 《中国原子能科学研究院年报》2006,(1):321-322
DF-Ⅵ快中子临界装置的运行、维护等工作严格按照运行质量保证大纲和各安全运行管理规程的要求进行,切实贯彻“安全第一,质量第一”的质量方针,在完成科研工作的同时,实现了“安全运行,圆满地完成运行和实验研究工作,确保上等级事故发生率为零”的目标。 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(12):878-891
For the purpose of providing standard data for checking two-dimensional neutron penetration calculations, fast neutron spectra as well as thermal and epithermal neutron fluxes were measured over a two-dimensional (R, Z) space in water shield using an activation method. Threshold reaction rates were converted to fast neutron scalar flux spectra with the aid of the SAND-II code. These results agree within a factor of 2 with the calculations by a two-dimensional discrete ordinates code PALLAS-2D. Thermal and epithermal neutron fluxes obtained with the Westcott's method agree quite well with the calculated values by the PALLAS-2D code in which the diffusion equation was adopted for dealing with low energy neutrons to reduce the computing time. All experimental results are given in the absolute values. 相似文献
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利用中国原子能科学研究院核数据国家重点实验室的脉冲化氘氚聚变中子源产生的145 MeV单能中子,通过飞行时间法,测量了5、10、15 cm厚度板状铌(Nb)样品在与60°和120°两个方向上的泄漏中子飞行时间谱。利用蒙特卡罗模拟软件MCNP 4C进行了泄漏中子飞行时间谱的模拟计算,分别获得了CENDL 31、ENDF/B Ⅷ0和JENDL 40 3个数据库中Nb评价数据的模拟结果。通过各数据库不同能区的模拟结果与实验结果的比值(C/E),对3个数据库中93Nb与145 MeV中子作用的角分布和双微分截面等相关评价数据进行了检验,重点分析了CENDL 31库的数据。结果表明,CENDL 31数据库的模拟结果在弹性散射能区、非弹性散射能区以及(n,2n)反应能区与实验结果均存在一定的偏差。而JENDL 40数据库除在120°弹性散射能区有高估现象,其他能区的模拟结果与实验结果均符合较好。ENDF/B Ⅷ0数据库的模拟结果除在60°方向弹性散射峰偏低外,其他能量范围的模拟结果均高于实验。 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报》2018,(0)
正An experimental system for benchmark validation of nuclear data with slab samples has been set up at China Institute of Atomic Energy(CIAE),as shown in Fig.1.Neutron leakage spectra in the range of 0.8 to 16 MeV from iron 相似文献
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MCNP温度相关中子截面库的研制及基准验证 总被引:1,自引:0,他引:1
本文在使用NJOY软件由ENDF格式的中子截面文件处理生成ACE (a compact ENDF) 格式的温度相关中子截面库的方法研究的基础上,开展温度相关中子截面库的研制及验证.研制过程中,选择了在反应堆设计和运行温度范围内的16个温度点.在温度相关中子截面库的验证过程中应用了4个基准题:带可燃毒物的轻水堆芯临界基准题、反应性多普勒系数基准题、标准CANDU组件燃料温度系数基准题和VHTRC温度系数基准题.验证计算结果表明,该温度相关中子截面库可运用于反应堆物理的计算分析中. 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(3):108-109
Separation of fission products was carried out by solvent extraction using tri-n-butyl phosphate (TBP). 144, 144Ce, 91Y and 95Zr and 95Nb were extracted with TBP from a freshly prepared nitric acid-potassium bromate solution. These nuclides in TBP were successively back-extracted with various aqueous solutions: 144, 144Ce with hydrogen peroxide and nitric acid solution, 91Y with hydrochloric acid solution, and 95Zr-95Nb with oxalic acid solution. The other nuclides were not extracted by the TBP and remained in the nitric acid and potassium bromate solutions. 相似文献