用活化法测量SPRR-300堆芯相对中子注量率分布

介绍了SPRR－300利用活化法测量堆芯相对中子注量率分布的方法，并给出了测量结果。     

清华屏蔽实验反应堆中子注量率能谱的调节和测量

叙述了采用多种屏蔽过滤方法,通过实验获得多种条件下的中子注量率能谱的调节和测量。     

靶件内中子注量率分布计算方法研究

选择ANISN作为实验靶件内中子注量率分布计算的程序，编制辅助程序输入混合材料截面。计算得到延时水箱附近的中子注量率，与测量数据作对比。计算得到靶片自屏因子，并与2000年实验数据对比。确认计算方法可行后，计算得到实验靶件内热中子注量率分布数据。     

反应堆中子注量率测量方法的改进

本文介绍ＷＲＭ－９８宽量程中子注量率监测装置的设计和性能。     

多通道中子注量率相对分布测量装置研制

为了实现反应堆堆芯中子注量率相对分布的测量,基于NaI探测器测量活化探测片放射性计数来计算相对中子注量率的方法,研制多通道中子注量率相对分布测量装置。该装置由PTMC12数据采集板卡、工控机和MNFDAS控制软件组成,可自动实现循环计数或非循环模式下的定时计数功能,测量结果以数据图形和文件形式保存。测试结果表明,该装置稳定性好,相对偏差在±1%之内,可保证反应堆内中子注量率相对分布实时长期稳定测量的要求。     

多道中子注量率相对分布测量传动系统研制

根据多道中子注量率相对分布测量的要求,设计并介绍了传动系统的硬件组成和软件功能。传动系统结合了交流伺服电机、交流伺服驱动器、工控机和可编程逻辑控制器PLC,具有运动平稳、精度高、可靠、灵活等优点。     

CFBR-Ⅱ堆中子注量测量

介绍了分别用^239Pu裂变电离室、S活化片和CR-39固体径迹探测器测量CFBR-Ⅱ堆稳定功率运行和脉冲工况运行时的中子注量的实验及结果,用S活化片测量脉冲堆裂变产额的方法和原理。     

反应堆中子注量率相对分布测量装置中多通道放大甄别器研制

为了测量反应堆内中子注量率分布,保证反应堆内活化 55 Mn- 58 Ni合金探测片γ计数测量的可靠性,本文研制了中子注量率分布测量装置中9通道放大甄别器。多通道放大甄别器性能指标测试与应用测试结果表明：每个通道放大器增益1～21连续可调、甄别器阈值独立连续可调,具有最大计数率高、灵敏度高、稳定性好、系统抗串扰能力强等优点;放大器增益长期稳定性≤1%,甄别器最小输入脉冲宽度≥ 0.1 μs,甄别器最大计数率≤4×10 6 s -1,能用于实时长期稳定测量反应堆内中子注量率分布。     

SPRR-300反应堆大热柱内中子注量率及能谱分布

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。     

移动式堆芯中子注量率测量系统概述

堆芯中子注量率测量系统是压水堆核电站核测量系统的主要组成部分,用于测量反应堆堆芯的中子注量率水平,从而提供反应堆的功率分布情况。文章介绍了中核（北京）核仪器厂国产化的移动式堆芯中子注量率测量系统,并对测量系统的概况、系统组成、工作原理及功能等进行了描述。     

反应堆中子通量分布测量及数据处理

介绍了某池式研究堆中通量分布测量及数据的计算机处理原理,方法,开发及工作情况３,这套系统可以自动进行数据采集,识别异常数据,检测设备故障,根据测量数据计算全堆的中子通量分布,给出通量分布图,全堆或任一位置Ｘ－Ｙ－Ｚ方向的中子通量分布曲线并拟合出分布函数。     

脉冲堆辐照腔内绝对中子通量及相对分布测量

本文介绍了绝对中子通量测量方法,给出了各辐照腔典型位置上的绝对中子通量及其与全堆平均中子通量的比值。还给出了各辐照腔中相对中子通量轴向分布和旋转样品槽内相对中子通量周向分布的测量结果。     

二维六角形轻水堆燃料组件中子通量分布的计算

介绍利用穿透概率法求解二维六解形几何多群中子积分输运方程。子区内中子源及通量采用线性分布,子区表面通量在方向上采用简化６Ｐ１近似。根据提出的模型,编制了ＴＰＨＥＸ－Ｂ程序,并对一些轻水堆六解形组件问题做了计算,计算结果与ＭＣ结果进行了比较,符合良好。本程序可用于六解形轻水堆燃料组件计算。     

反应堆中子通量密度仿真研究

核电厂作为特殊企业,对职工的培训尤为重要,而培训中,仿真系统是必不可少的环节。强果用经典的点堆模型方程,仿真精度不够,不能实现物理仿真。本文利用因子分解方法解中子通量密度函数,在求解中子通量密度形状函数量,通过适当的模型简化,使其可以在一般的ＰＣ机上实现。     

核反应堆堆芯中子通量三维阶梯状立体图的计算机实现

该文介绍将反应堆中子通量分布在计算机上绘成三维阶梯状立体图的一种实现方法。计算实验证明,这种方法是十分有效的。其软件是由BASIC语言写成的。     

用于在线测量反应堆内热中子相对通量密度分布的闪烁体光纤探测器研究

闪烁体光纤探测器采用双探头甄别中子信号,利用252 Cf裂变源对探测器系统进行了测试,并与3 He计数管的计数进行了对比。在启明星1#上进行了热中子相对通量密度分布的测量,结合Geant4得到的不同能量段的中子转化率及MCNPX模拟得到的反应堆中子能谱,对探测器进行了相对效率刻度,测试结果与固体核径迹探测器测得的裂变率分布进行了对比。测量结果表明,闪烁体光纤探测器对于252 Cf中子源的响应基本符合点源的衰减趋势,与3 He计数管的测量结果符合较好。在启明星1#热区测得的热中子相对通量密度分布与固体核径迹探测器测量到的结果一致,快区测得的热中子相对通量密度分布与3 He计数管的测量结果及MCNPX的模拟结果符合较好。测量结果为闪烁体光纤探测器的研究提供了较好的实验依据。     

SPRR-300反应堆辐照孔道中子注量率的MCNP程序计算

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.     

固体径迹探测器测量反应堆中子注量率的三角修正公式

给出了在用固体径迹探测器测量反应堆中子注量率时,反应堆启动过程对径迹计数影响的修正公式,即所谓的“三角修正”。该三角修正公式与反应堆功率上升周期和径迹探测器辐照时间有关。最后讨论了使该修整小于１％对周期和辐照时间的要求。     

界面流法计算反应堆六角形燃料组件中子通量密度分布

利用界面流法计算两维六角形轻水堆燃料组件中子通量密度分布。子区内中子源在空间上采用二次分布近似，还考虑了六角形组件周边水隙对组件内中子通量密度的影响。根据提出的模型，编制了TPHEX－E程序，并对一些轻水堆六角形组件问题作了计算，计算结果与蒙特卡罗方法计算结果进行了比较，符合良好。本程序可用于六角形轻水堆燃料组件计算。