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《中国原子能科学研究院年报(英文版)》2018,(0)
正为满足中国实验快堆(CEFR)物理启动经济性需求,研究设计二次中子源替代堆内~(252)Cf源的可行性。选用Sb-Be二次中子源作为设计目标,借鉴压水堆及快中子增殖堆Sb-Be中子源成熟的运用经验及设计方案,参照CEFR相关物理参数,研究设计了几种Sb-Be二次中子源组件辐照方案。运用基于蒙特卡罗方法的MCNP程序模拟 相似文献
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为满足中国实验快堆(CEFR)物理启动的经济性需要,研究二次中子源替代堆内的~(252)Cf一次中子源的可行性。参照CEFR的相关参数及二次中子源产生中子的原理,设计了二次中子源。用MCNP程序模拟计算了二次中子源组件中~(123)Sb的(n,γ)核反应率和9Be的(γ,n)单核反应率,得出二次中子源组件在不同工况辐照下的源强,分析其在CEFR中应用的可行性。计算结果表明,在大多数工况下,所设计的二次中子源组件能满足CEFR的启动要求。本文所设计的二次中子源及计算结果可为CEFR二次中子源的应用提供参考。 相似文献
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基于详细的燃耗计算和粒子输运计算,获得二次中子源的源强、能谱和空间分布等关键参数的数值模拟方法。以某商用反应堆的换料实践为例,首先,通过对二次中子源的辐照和衰变过程的模拟,计算出换料时二次中子源棒内~(124)Sb的含量;然后,使用MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)程序及相应的连续能量核反应截面数据,对核反应堆换料结束时的二次中子源实施中子-光子耦合输运模拟,获得相应的二次中子源参数;最后,根据所得中子源参数对某反应堆的堆外探测器响应进行计算,得到了与实测值吻合较好的理论值,验证了该方法的可行性。 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报(英文版)》2019,(0)
<正>The secondary neutron component can be used as start-up neutron source for commercial nuclear power plant.It's working principle shows as follow.1) Irradiation process:The secondary neutron component is made up with Sb-Be pellets and loaded into the reactor core.It will be irradiated for one cycle.The nuclide~(123) Sb underthe neutron irradiation becomes nuclide~(124) Sb by the radioactivation reaction path (n,γ).2) Decay process:After the secondary neutron component being discharged from the core,the decay gamma ray of~(124) Sb (T_(1/2)=60.20 d) is utilized to react with nuclide~9 Be in Sb-Be pellets to generate photon-neutron by the path of (γ,n). 相似文献
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在分析~(252)Cf中子源辐照钚部件产热机理基础上,应用MC法计算了钚部件裂变热功率以及~(252)Cf源γ射线能量沉积热功率;建立理论模型,计算了钚部件冷却过程中衰变热。相比自发衰变热功率,典型中子源强照射下钚部件的热效应并不严重。利用缓发γ能谱近似模型,计算了拟人体外照射剂量。与国际放射防护委员会(ICRP)建议值相比,典型中子源强照射下操作人员接受的辐射剂量在安全范围内。 相似文献
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周春梅 《核电子学与探测技术》1981,(4)
我们在用脉冲调制~3T(d,n)~4He的14兆电子伏中子源进行缓发中子测铀井的室内模拟试验中,采用塑料闪烁体记录~(16)O(n,p)~(16)N(T~1/2=7.13秒)β-~(16)O·γO~(16)反应产生的γ射线(Eγ约7.12和6.13兆电子伏)来监视中子源产额。塑料闪烁体因受到14兆电子伏中子的(n,Xγ)反应产生的强瞬发γ射线的照射,光电倍增管的输出电流波动很大,影响对~(16)O衰变的γ射线的测量。为减小管子输出电流的波动,采用 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报》2017,(0)
正~(125)I是一种半衰期(T_(1/2)=59.7d)较长的人工放射性碘同位素,通过电子捕获释放低能γ射线(27keV,X射线)。由于~(125)I具有半衰期较长、γ射线能量低、无β-辐射、低辐射损伤等优点而广泛应用于核医学临床诊断、生物医学研究和肿瘤近距离治疗(种子源)等领域。目前,市场对~(125)I核素的需求与日俱增。利用反应堆热中子辐照~(124) Xe得到~(125) Xe,~(125) Xe衰变产生~(125)I。其核反应示于图1。利用上述原理设计的基于利用中国先进研究堆(CARR)辐照制备~(125)I的循环回路为全封闭的不 相似文献
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压水堆核电机组使用的二次中子源存在破损风险,反应堆功率运行工况下无法对二次中子源的状态进行物理检查。根据二次中子源的活化特性将122Sb和124Sb作为诊断二次中子源破损的特征核素,对使用一回路冷却剂的γ放射性在线监测数据、一回路冷却剂中122Sb和124Sb的比活度诊断二次中子源破损的方法可行性进行了分析,设计了二次中子源破损诊断流程,并使用上述诊断方法对二代改进型1000 MW级压水堆核电机组二次中子源破损问题进行了诊断。验证结果表明,二次中子源破损后一回路冷却剂取样分析得出的122Sb和124Sb比活度变化趋势与核辐射监测设备监测到的一回路冷却剂γ放射性变化趋势在总体上吻合。因此,本研究提出的二次中子源破损诊断方法是有效的。 相似文献
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为监测核电厂首循环装料、停堆以及启动过程中的堆芯状态,国内外核电厂一般在堆芯引入2个一次中子源组件,但一次中子源均为国外进口,存在进口受限的问题。为解决此问题,研究首循环取消一次中子源组件,采用燃料组件自发裂变产生的中子作为启动用中子源。燃料组件自发裂变产生的中子强度远低于一次中子源。针对以上情况,需在堆外采用更高灵敏度的探测器进行中子注量率的监测。本文在分析各种高灵敏度探测器基本原理的基础上,给出高灵敏度中子探测器的选型建议,并对其性能进行了试验验证,试验结果表明:3He正比计数管即使在γ剂量率大于0.1 Gy/h时,设置合适的甄别电压,也可以有效甄别γ噪声,试验验证的最大γ剂量率为1.0 Gy/h。 相似文献
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某压水堆使用已活化的二次中子源(ASNS)完成首次装料。在首次装料期间,堆内临时中子探测器(TND)发生响应试验结果远高于仿真结果问题和计数率大幅度下降问题。为了查明上述问题的原因,监督工作组对二次中子源特性和由ASNS建立的辐射场进行了分析,对核燃料次临界增殖中子对TND计数率的影响进行了分析和验证,对使用ASNS进行反应堆首次装料的次临界监督数据进行了分析。结果表明:TND周围的辐射场为γ射线和中子形成的混合辐射场;在中子源组件与TND之间安装核燃料组件后,核燃料次临界增殖中子对TND计数率的影响是使其升高;ASNS衰变产生了大量γ射线,TND输出的γ脉冲在主放大器内发生峰堆积导致脉冲幅度畸变,TND响应试验结果远高于仿真结果的原因是脉冲幅度甄别器无法有效甄别畸变后的γ脉冲和中子脉冲;TND计数率大幅度下降的原因为核燃料中的铀屏蔽掉了由ASNS射向TND的大部分γ射线。源量程通道和TND的运行状态满足首次装料程序对次临界监督设备的要求。 相似文献
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锆基烧绿石An2Zr2O7以优异的抗辐照性能和化学稳定性成为高放废物中锕系核素的理想固化基材,高放废物固化体在长期贮存过程中不断衰变产生衰变子体,必将影响固化体的结构和性能。本文以镧系核素Nd模拟锕系核素Pu、Am,La模拟其衰变子体U、Np,通过溶胶凝胶方法合成了(LaxNd1-x)2Zr2O7模拟固化体。样品经高能γ辐照,辐照剂量为233.78kGy。利用X射线衍射、Raman振动光谱和结构精修方法对辐照前后的系列样品进行了分析。结果表明:(LaxNd1-x)2Zr2O7系列固化体均为单一的烧绿石结构相;固化体的晶格常数随La的增加呈线性增加,晶体结构趋于有序化,意味着衰变子体有助于固化体趋向于更加有序的烧绿石结构。γ辐照和结构精修结果表明,随着子体的增加,An—O48f键长增大,离子键结合力减小,在辐照情况下晶格易发生无序化,抗辐照能力减弱。 相似文献
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《原子能科学技术》2019,(12)
在分析无外中子源照射条件下核部件中裂变产物的来源及其释放缓发γ射线机理基础上,提出了应用CINDER90程序计算核部件中裂变产物活度的方法,计算并分析了裂变产物的种类、活度及其随辐照时间和冷却时间的变化规律,继而根据裂变产物β~-衰变释放的特征γ射线的能量与分支比数据,计算得到了核部件中裂变产物缓发γ射线源项,并应用蒙特卡罗方法计算了核部件释放的缓发γ能谱随辐照时间和冷却时间的变化,分析了缓发γ能谱的时间演化行为。结果表明:核部件缓发γ能谱中强度最大的γ射线是裂变核素~(140)Laβ~-衰变发射的1 596 keV射线,且该γ射线的强度在部件组装一定时间后保持稳定,该结果与文献结果符合一致。本文提出的裂变产物缓发γ能谱模拟计算方法和结果可为核部件γ能谱的测量与分析提供参考。 相似文献
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