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热中子射线照相对材料成份的影响 总被引:1,自引:0,他引:1
热中子照相技术在检测含氢材料、重金属组件、放射性材料等方面是X射线等无损检测技术的有益补充。但由于热中子与材料作用的机制和X射线与材料作用的机制不同,用户对热中子照相检测过程中中子对材料属性的影响存有疑虑。根据中子与物质作用的基本原理,从理论上推导了热中子射线照相对材料成份的影响,结果显示热中子射线照相对材料成份的影响极其微小,不会对材料属性产生不利影响,得到了相关用户的认可。 相似文献
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中子照相是十分重要的无损检测方法之一,尤其是针对含氢材料、同位素等的无损检测,中子照相技术具有其他射线成像不可比拟的优势。中国工程物理研究院核物理与化学研究所基于紧凑型D-T中子源,研发了可移动中子成像检测仪,成功实现了热中子照相和快中子照相实验检测。为确定基于该装置开展热中子层析检测的可行性,本文进行了数值模拟计算,利用该仪器开展了针对轻重材料模拟件的热中子层析成像实验,利用采集的181幅投影图像,在图像信噪较低和采集幅数较少条件下,成功重建了铝和聚乙烯材料包裹下的0.2 mm直径的钆丝。 相似文献
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为验证热中子分析(Thermal neutron analysis,TNA)方法用于地雷探测的可行性,探索并掌握该方法的技术特点。采用国产新型LaBr3(Ce)快闪烁体探测器,搭建了一套基于252Cf同位素中子源的热中子分析探雷实验系统,主要包含慢热中子转化系统、屏蔽系统、探测系统三个部分。在此基础上,研究了宽能量范围特别是对高能段的精确刻度方法,提出了基于N(H)元素10.83 MeV(2.22 MeV)特征信号计数异常的地雷最小可探测时间。在黄土、粘土、沙土以及磁性土的实验雷池中对72式反坦克地雷、500 g TNT样品以及多种干扰物进行了测试。结果表明,该套探雷实验系统可实现不同背景下的地雷探测,并能有效判弃传统探雷技术易产生虚警的干扰物。 相似文献
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在热中子与快中子成份比大于70的条件下,用6.5×1016cm-2和6.5×1018cm-2剂量水平辐照纯净GaAs样品,研究由于嬗变产生的杂质和损伤。所得结果表明:热中子对Ga、As发生俘获核反应,其最终稳定产物Ge作为两性杂质元素被导入;复杂的移位缺陷形成及其热行为是影响辐照后GaAs电学性质变化的重要因素。 相似文献
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一种新型中子探测器被研究,其原理是利用带电离子在矿物中沉积的能量退火时会以热量的方式释放出来,通过测量释放的热量而确定中子通量密度。对新型中子探测器进行刻度,在反应堆内某位置测量的热中子通量密度为5.108×1011 cm-2•s-1,与标定的热中子通量密度(5.000×1011 cm-2•s-1)在2%内符合,说明该探测器可测量中子通量密度。本文方法制作的探测器体积小,可制作成不同形状,便于反应堆不同环境下的中子通量密度测量。选取相应中子能量反应截面较大的元素,该探测器还可测量不同中子能量的通量密度。 相似文献
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利用MCNP程序校核ANISN程序计算出的堆芯分布,进行一维空间简化的修正;同时采用延伸横向尺寸的方法近似替代无法在一维模型中建立的反射层,以进行横向中子泄漏修正。经此修正后,用一维ANISN程序计算了SPRR-300反应堆热柱内的中子注量率分布和中子能谱。热柱内镉比的程序计算值与实验测量结果基本一致,两者间的偏差在5%以内,个别位置处的偏差不大于10%。这一结果表明,对热柱内中子注量率分布及能谱等深穿透问题,采用确定论一维离散程序ANISN可获得很好的计算结果。 相似文献
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本文介绍了一种用于点堆中子动态学模型实时仿真的新算法——分布因子修正法。该算法对传统的离散化方法进行了必要的改进,使其进一步达到了高精度与实时性的有机统一。用该算法建立的离散仿真模型,不仅对Stiff问题有效,而且其结构形式更能满足实时或超实时仿真的需要。 相似文献
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采用改进准静态近似与蒙特卡罗中子输运程序相结合(IQS/MC)的方法实现了加速器驱动的次临界系统(ADS)中子时空动力学模拟计算。以加速器驱动嬗变研究装置的靶堆耦合参考方案物理模型为例,通过对束流瞬变引入和燃料组件提升两种工况进行动态模拟,计算得到了堆芯总的相对功率、分能群相对中子注量率及相对功率三维网格分布随时间的变化。将IQS/MC方法计算结果与点堆计算结果进行了对比分析,模拟结果符合物理规律,两种方法对比结果与国外相关文献一致,表明IQS/MC方法适用于ADS次临界反应堆中子时空动力学过程的瞬态安全分析。 相似文献
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为研究液态熔盐热堆的燃料管理性能,需解决复杂堆芯结构的均匀化、燃料的混合及在线后处理3个问题。本文基于确定论程序DRAGON5与DONJON5,开发了液态熔盐热堆的燃料管理程序LMSR,并进行了验证。使用LMSR对液态熔盐热堆进行计算与分析,结果显示使用235U与238U启堆,加入燃料为232Th与233U条件下,后处理提取重金属的效率至少需要90%。此外,为维持堆芯有效增殖因数在1.0~1.005之间,加入的燃料中233U平均等效质量富集度在40%附近。 相似文献
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SPRR-300反应堆辐照孔道中子注量率的MCNP程序计算 总被引:1,自引:0,他引:1
利用MCNP程序的重复几何结构功能,对SPRR-300的堆芯几何结构进行了简化处理,建立了该堆辐照孔道中子注量率分布计算的数学模型.计算值与实验值的比较结果表明,二者符合很好,验证了本文建立的数学模型的合理性和可行性. 相似文献