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利用2×6 MV串列静电加速器提供的1~10 MeV质子,开展了线阵电荷耦合器件辐射损伤效应的模拟试验和测量,研制了加速器质子扩束扫描装置及电荷耦合器件辐射敏感参数测量系统,建立了电荷耦合器件质子辐射效应的模拟试验方法,分析了质子注量、质子能量、器件偏置等对器件电荷转移效率和暗电流的影响。模拟试验结果表明,电荷转移效率随辐照质子注量的增加而下降,暗电流随辐照质子注量的增加而增大,在1~10 MeV质子能量范围内,质子能量越低,电荷转移效率的降低与暗电流的增加越显著。 相似文献
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利用TRIGA型脉冲反应堆提供的快中子,对一种线阵CCD开展中子辐照实验.实验发现:中子辐照导致CCD器件的像元不均匀度增大;器件的局部像元不均匀度增大是由于中子在器件内位移效应产生的稳定缺陷团分布不均匀所引起的,整体像元不均匀度增大主要是由于中子辐照导致信号电荷在转移栅中传输损失所致. 相似文献
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我所于1982年建立了以LC-2A型离子注入机为核心的离子注入实验室后,我们开展了离子注入在红外器件和电荷耦合器件中的应用研究及离子注入物理的研究。离子注入技术已成为我所半导体器件研制中的必不可少的工艺技术。离子注入物理的分析研究工作也获得某些结果。 相似文献
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电荷耦合器件辐射损伤机理分析 总被引:3,自引:0,他引:3
简要介绍了CCD的基本器件结构与工作机制,跟踪了国外CCD器件辐射效应方面的研究进展.分析了CCD器件电离效应和位移损伤机理.给出了国外在暗电流密度、RTS、电荷转移损失率等特征参数辐射效应的试验测试结果,以及相应的数学物理模型。 相似文献
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对东芝公司生产的TCD1209D线阵电荷耦合器件(CCDs)进行了60Coγ和1 MeV电子辐照实验,获得了CCDs的像元信号输出波形、像元光强量化值及器件功耗电流随辐照剂量的变化规律。比较了两种射线产生的CCDs辐射损伤。结果显示,60Coγ和1 MeV电子导致的CCDs辐射损伤不仅在程序上存在差异,而且二者的表现形式也有所不同。分析了电离辐射和位移损伤对CCDs内部不同单元的影响,表明了电子辐照产生的位移损伤是造成上述差别的重要原因。 相似文献
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《核动力工程》2017,(6):31-35
采用蒙特卡洛(MCNP)程序对辐照孔道中子特性进行研究,包括各辐照孔道E1.0 Me V时的中子注量率(φE1.0 Me Vf(29))与E0.625 e V时的中子注量率(φE0.625 e Vf(29))的比值k,辐照孔道阳面、阴面样品中子注量率比值,辐照孔道样品最佳布置高度。研究结果表明:高通量工程试验堆(HFETR)辐照孔道k值随轴向和径向变化不同,但平均变化程度一致;9#孔道阳面、阴面材料快中子注量率比值达1.43,而G7、K11孔道阳面、阴面材料快中子注量率比值相对较小,分别为1.21和1.18。综合考虑,对于P15孔道,辐照试验段样品布置区的高度可达500 mm;对于9#孔道,样品布置高度可适当增至600 mm。 相似文献
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为了研究He在材料中的行为,借助10B的(n,α)核反应,通过反应堆热中子对Al-B合金进行辐照,引入He原子密度达6.2×1025 m?3。采用同步辐射X射线小角散射法(Synchrotron small angle X-ray scattering, SAXS)原位测试了不同温度下合金中He的状态变化,并结合透射电镜(Transmission electron microscope, TEM)对试样进行了观察;采用X射线衍射和中子衍射法分析了合金晶格参数的变化。SAXS分析表明,随着温度升高试样内部的颗粒和孔洞消失,He泡数量不断增多、尺寸增大。700 oC下He泡的半径大约增大到10 nm,与室温时颗粒和孔洞相当。衍射分析表明,B原子引入使得Al晶格常数增大,但不存在可见的第二相,中子辐照使得生成的Li和He原子进入Al晶格,进一步加大了晶格常数。辐照后的样品加热使得He从晶格间隙位置扩散到晶界形成He泡,从而缓解了对晶格的挤压,导致了晶格常数的回复减小,第一性原理计算得到的间隙原子B、Li、He引起的晶格肿胀解释了这一结果。 相似文献
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线阵CCD总剂量辐照效应离线测量系统设计 总被引:5,自引:0,他引:5
建立了线阵CCD器件总剂量辐照效应离线测量系统,并利用该系统对一种商用线阵CCD进行了辐照效应研究,给出了暗电流输出电压信号和饱和电压信号的变化曲线。结果表明,该测量系统能够满足线阵CCD辐照试验要求。 相似文献
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发光二极管具有体积小、耗电少、调制性能好等优点,目前已广泛用于各个领域,它的辐照损伤研究曾有不少文章评论过,通过辐射损伤的研究,可以对管子的性能、辐射损伤机理及加固方法提供有价值的数据。我们利用200keV中子发生器,由T(d,n)~4He反应得到14MeV中子在室温条件下辐照发光二极管,并用光电倍加管、脉冲高度分析器测量在不同累积中子通量辐照下发光强度,从而得到发光二极管的光强变化与累积中子通量的关系,并初步确定辐射损伤常数。 相似文献
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反应堆压力容器(RPV)作为反应堆寿期内不可更换的核心设备,是防止堆芯放射性泄漏的最主要屏障。本文针对国产压力容器材料A508-3钢,开展了一定剂量水平(约10×1019 cm-2,E≥1 MeV)的研究堆加速辐照试验,并进行了辐照后力学性能测试分析,包括拉伸性能和冲击性能测试。结果显示,辐照后在-100、20、288 ℃下,A508-3钢的屈服强度分别增加了83、108、52 MPa,抗拉强度分别增加了58、61、49 MPa,韧脆转变温度T41J增加了68 ℃,上平台能量降低了61 J。A508-3钢辐照前后性能测试结果表明,在中子辐照至60 a寿期后,A508-3钢仍能满足反应堆使用要求。 相似文献
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Xiang Zhang Lin Wen Jie Feng Dong Zhou Yulong Cai 《Journal of Nuclear Science and Technology》2020,57(9):1015-1021
ABSTRACT BackSide-Illuminated (BSI) CMOS Image Sensors (CISs), with developed performance on quantum efficiency and sensitivity, have been applied for aerospace missions and gradually replaced FrontSide-Illuminated (FSI) CISs. Two types of BSI CISs with different epitaxial layer thicknesses were irradiated by 14-MeV neutron up to 3.40 × 1011 n/cm2 to analyze the degradation induced by neutron irradiation. Dark current, dark current distribution, full well capacity, and spectral response were tested before and after the neutron irradiation and at different annealing time points with various temperatures. The results were analyzed to characterize the degradation introduced by the unique backside passivation layer, and the converse illuminated direction. The interface states induced by displacement damage effects at the backside passivation layer were considered as a novel origin of dark current which was not involved in FSI CISs. 相似文献
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为了解决研究堆高释热率区材料辐照温度精确控制技术难题,研制了材料辐照用分段式气隙耦合电加热试验装置。试验装置采用轴向分段式气隙耦合电加热的辐照温度控制方法,使其具有较大的温度调节能力。装载材料样品的辐照试验段采用轴向分段式阴阳面独立分区的结构,由两段4个独立腔室组成,每个腔室设置独立的惰性气体调节回路,并且在第一段两个腔室内设置电加热棒辅助气隙进行辐照温度调节。利用该装置进行的堆内辐照试验结果表明:试验装置在反应堆高注量率区能够将材料辐照温度有效控制在335~365℃,电加热棒独立控温能力达30℃。研制的装置大幅提高了辐照温度控制精度,实现了辐照温度在线精确调节与控制,达到了材料辐照精细化控温的目的。 相似文献
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E. A. C. Neeft K. Bakker H. A. Buurveld J. Minkema A. Paardekooper R. P. C. Schram C. Sciolla O. Zwaagstra B. Beemsterboer J. R. W. Woittiez P. van Vlaanderen W. J. Tams H. Hein R. Conrad A. van Veen 《Progress in Nuclear Energy》2001,38(3-4):427-430
The inert matrix materials CeO2, MgO, Y2O3, MgAl2O4 and Y3Al5O12 were selected as candidates for inert matrices for the EFTTRA2-T3 neutron irradiation experiment. Most targets contain 20% enriched 235U fissile inclusions with an average size of roughly 150 μm. The volume fraction of the fissile phase is either 2.5 vol% UO2 or 19.6 vol% of Y5.78UOx in the inert matrices. The samples were irradiated for 198.9 full power days in the High Flux Reactor in Petten. The calculated burn-up is between 17.3 and 19.5% FIMA. The temperature of the cladding was kept at 600 ± 25 K. A dimensional change of at least +5 % is measured after neutron irradiation for Y3Al5O12 and MgAl2O4 with macro dispersions of UO2; the other targets with a macro dispersion of UO2 show a volume change of less than + 1 vol%. The fractional release of the fission gas Xe is more than 40% for the MgAl2O4 and Y3Al5O12 matrices with a macro dispersion of UO2, the other targets show a fractional release of Xe of less than 15%. Cracks are observed in MgO and MgAl2O4 targets which is possibly related to the stress caused by swelling of the UO2 inclusions. 相似文献
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