共查询到19条相似文献,搜索用时 140 毫秒
1.
介绍基于Windows98平台的中子注量率密度时空分布32位数据采集软件。软件采用多线程技术进行数据采集和处理。采用数据曲线和数据表格两种形式显示、打印数据.采用多文档界面技术同时处理多个中子注量率密度时空分布数据谱。 相似文献
2.
介绍了对中子注量率密度的一般检测方法及要点并介绍了双棒联动改造后深圳大学商用微型研究堆控制系统中的中子注量率密度检测系统,叙述了在设计方面的考虑,给出了具体的电路原理图及其参数。其主要特点是可以根据实际的注量率密度值自动调整电路参数,以达到扩大测量动态范围的目的。 相似文献
3.
堆芯中子注量率测量系统是核电站监测系统的一个重要组成部分。它主要测量反应堆堆芯的中子注量率分布,监测堆芯功率畸变,积累燃耗数据,对核电站的安全运行及经济性起到重要作用。论文简单介绍了AP1000和EPR堆芯中子注量率测量系统的组成和特点,分析比较了两者之间的差异性。 相似文献
4.
5.
6.
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。 相似文献
7.
《原子能科学技术》2019,(6)
基于强流氘氚中子源科学装置HINEG设计了一套快中子照相准直屏蔽系统。采用中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC和ENDF/B-Ⅶ.0数据库计算了准直中子束的中子能谱及注量率、γ射线能谱及注量率、直射中子注量率与γ射线注量率比值(φ_d/φ_γ)、直射与散射中子注量率比值(φ_d/φ_s)、准直束中子注量率的不均匀度等特性参数,并采用MCNP5程序进行了对比验证。研究了准直屏蔽系统的内衬材料、尺寸等对特性参数的影响规律,并通过优化获取了最优设计方案。计算结果显示,在同等计算条件下,SuperMC计算结果与MCNP计算结果相对偏差小于1%,准直屏蔽系统的φ_d/φ_γ为50.1,φ_d/φ_s为5.7,在?30 cm视野范围内的中子注量率为4.80×10~7 cm~(-2)·s~(-1),其中直射中子注量率为4.09×10~7 cm~(-2)·s~(-1),中子注量率不均匀度为5.8%,满足快中子照相对准直束特性参数的要求。 相似文献
8.
9.
10.
基于强流氘氚中子源科学装置HINEG设计了一套快中子照相准直屏蔽系统。采用中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC和ENDF/B-Ⅶ.0数据库计算了准直中子束的中子能谱及注量率、γ射线能谱及注量率、直射中子注量率与γ射线注量率比值(φd/φγ)、直射与散射中子注量率比值(φd/φs)、准直束中子注量率的不均匀度等特性参数,并采用MCNP5程序进行了对比验证。研究了准直屏蔽系统的内衬材料、尺寸等对特性参数的影响规律,并通过优化获取了最优设计方案。计算结果显示,在同等计算条件下,SuperMC计算结果与MCNP计算结果相对偏差小于1%,准直屏蔽系统的φd/φγ为50.1,φd/φs为5.7,在Φ30 cm视野范围内的中子注量率为4.80×107 cm-2•s-1,其中直射中子注量率为4.09×107 cm-2•s-1,中子注量率不均匀度为5.8%,满足快中子照相对准直束特性参数的要求。 相似文献
11.
针对国际热核聚变实验堆(ITER)对中子通量密度测量宽量程、高集成度、实时性的要求,设计了一套基于PXI架构的多通道中子通量密度测量系统。该系统包括新研制的电流灵敏前置放大器及基于高速模数转换器(ADC)和可编程逻辑器件(FPGA)的主电子学插件。通过全数字化信号处理技术衔接脉冲计数和坎贝尔两种测量模式,大幅拓展了测量量程和提高了系统集成度。该系统通过使用脉冲堆积率估算算法,实现了测量模式的精确自动切换。实验结果表明,该系统具备单一裂变室大于1.7×10~(10)cm~(-2)·s~(-1)中子通量密度实时测量能力,全量程相对误差低于7.1%。 相似文献
12.
为实现反应堆不同空间和能量的相对中子通量密度在线监测,本文研究开发了一套新型的用于狭小空间且位置灵敏的闪烁体中子探测系统。该套系统由5种探头、5路光子计数器、1台计算机及相应的软件组成。5种探头的主要构成物质分别为~6 LiF+ZnS(Ag)、~(232) ThO_2+ZnS(Ag)、~(238) UO_2+ZnS(Ag)、~9Be+ZnS(Ag)以及BGO晶体,故可测量不同能量的相对中子通量密度。其中,掺有~6 LiF的探头用于热中子的测量,BGO探头用于γ测量,其余3种探头用于快中子的测量。利用该系统进行了启明星1#装置内热中子及快中子的相对通量密度分布测量,并将测量结果与利用蒙特卡罗方法得到的理论分布结果进行了比较。考虑到理论设置参数与实际实验参数的差别,可认为测量结果是可信的。 相似文献
13.
14.
相对中子通量密度分布是反应堆的重要物理参数之一,测量环形燃料零功率反应堆堆芯相对中子通量密度分布对了解环形燃料堆芯反应堆物理特性及开展安全分析具有指导意义。本文在环形燃料堆芯多边形装载下,采用箔活化法对辐照后燃料元件外表面不同位置金箔的γ活度进行测量,得到不同位置燃料元件轴向、径向的相对中子通量密度分布,并将测量值与蒙特卡罗理论计算值进行比对。结果表明:实验测量值与理论计算值最大相对偏差在12%以内,相对中子通量密度分布测量结果符合实验设计预期,现有蒙特卡罗分析手段可较好地分析堆内元件轴向通量密度分布情况。本文结果可为环形燃料的工程化应用提供重要的数据支撑。 相似文献
15.
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
16.
反应堆中子通量密度仿真研究 总被引:1,自引:1,他引:0
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。 相似文献
17.
18.
《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(9):325-334
As a means of numerically computing neutron flux distribution, a matrix operator method is considered. In this method time, space and neutron energy are discretized, i, e., considered as discrete variables, and the operators describing the neutron motion are defined in each interval of the discrete variables. The operators consist of space and energy operators, which describe the spatial and the energy distribution of the neutron flux respectively. The operation of these matrix operators on the collision density and the pseudo neutron flux vectors yields the neutron flux distribution of the entire system. This method may be considered an extension to space of the conventional multi-energy treatment, and eliminates tedious procedures to take account of boundary and initial conditions. It eases moreover the selection of time interval from the computational point of view. 相似文献
19.
实验室中的同位素Am-Be中子源在有关中子活化方法研究以及在核反应堆中子测量系统研制过程中的调试和刻度等方面都有着非常重要的作用.为使这些应用更有效并得到更准确的实验结果,需要知道Am-Be中子源在周围慢化介质中热中子通量密度的分布.用蒙特卡罗方法并结合中子源发射率计算得到了居里级Am-Be中子源在圆柱形水池中不同半径... 相似文献