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本文通过对中子能谱的不确定度的阐释,明确提出了中子能谱的不确定度应理解为能区份额或某一能量范围内中子注量(率)的不确定度。以6 Li夹心半导体中子谱仪测量CFBR-Ⅱ堆泄漏中子谱为例,对3个典型能区的中子注量率谱的不确定度进行了分析。当全谱中子注量率为3.00×107 cm-2·s-1时,0~20keV能区内的中子注量率为5.70+2.38-0.33×105 cm-2·s-1(不确定度中的包含因子k=1),0.59~0.61MeV能区内的中子注量率为(4.32±0.87)×105 cm-2·s-1(k=1),4.99~5.01MeV能区内的中子注量率为0.094+0.028-0.022×105 cm-2·s-1(k=1)。 相似文献
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不确定度分析是活化法测量中子能谱的关键环节。本文针对SAND-Ⅱ活化中子解谱过程,给出了一种基于先验谱、活化率和截面协方差的中子能谱测量不确定度蒙特卡罗分析方法。首先,建立了基于线性变换的截面协方差抽样方法;然后,利用MCNP计算了误差,使用迭代方法估计了先验谱不确定度;最后,结合活化率的测量不确定度,利用蒙特卡罗抽样算法计算了中子能谱的不确定度。利用锎源自发裂变谱对该方法进行了验证,与传统方法相比,不确定度分析结果更为准确。对西安脉冲堆某次中子能谱测量结果进行了测量不确定度分析,结果表明该方法更具保守性。 相似文献
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建立基于MCNP程序的中子能谱及平均中子能量计算方法,模拟计算了CFBR-Ⅱ堆典型辐照位置的中子能谱及平均中子能量随空间位置的变化关系。结果表明,各典型辐照位置的中子能谱集中分布于0.05–3MeV(~90%);去耦盒与辐照孔道轴线上各点的平均中子能量随距离大致呈S形变化趋势,做辐照效应研究时要考虑能谱分布空间不均匀性的影响;去耦罩45°纬线圈到顶部较大范围内平均中子能量波动较小,是较理想的辐照区域。 相似文献
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以中国第Ⅱ号快中子脉冲反应堆(CFBR-Ⅱ)为试验平台,采用高功率稳定和多注量点拟合的试验方法测定了典型硅整流二极管的中子辐照实验损伤常数,验证了硅整流二极管的中子辐射损伤规律。试验结果表明:以正向压降为观测效应参数的硅整流二极管对于CFBR-Ⅱ堆泄漏中子能谱的试验损伤常数在3~4×10-15 V.cm2范围,硅整流二极管正向压降随中子注量的变化近似遵从指数增长规律。 相似文献
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《核动力工程》2016,(6):98-103
应用MCNP程序对堆芯建模,计算得出辐照孔道内距堆心底部高25 cm处的中子能谱,结合多箔活化法测量结果,通过SANDII程序解谱得出该位置的快中子注量率;通过相对快中子注量率测量,获得孔道内轴向快中子注量率分布,从而确定辐照时长和辐照方案,使样品辐照达到快中子(E≥1 Me V)注量~6×1019cm-2的技术指标。为完成辐照样品解体,应用ORIGEN2程序计算,获得待解体样品源项;使用MCNP程序对解体时的操作环境进行建模,计算得出不同屏蔽层厚度的γ剂量率数据;与实测结果进行对比,计算结果与实测结果符合较好,证明屏蔽设计有效。本次辐照考验完全满足技术指标。。 相似文献
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CFBR-Ⅱ堆中子注量测量 总被引:7,自引:0,他引:7
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。 相似文献
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《核技术》2015,(5)
钍铀燃料循环以其优异的物理和化学特性,受到核能界的广泛关注。本文利用单群的点燃耗计算程序ORIGEN,分别研究了钍燃料在沸水堆(Boiling Water Reactor,BWR)、压水堆(Pressurized Water Reactor,PWR)和加拿大重水铀反应堆(Canada Deuterium Oxide Uranium,CANDU,又称坎杜堆)能谱中辐照时,232Th、233Th、233Pa、233U等核素生成量随中子注量率和中子能谱的变化规律,并探索了多次"辐照-冷却"循环对钍铀转化率的影响。计算结果表明,能谱相同时,233Th和233Pa存量的最大值与注量率有关;233U存量的最大值与注量率无关,大概在注量(注量率×时间)为4×1016 n·cm-2左右;注量率相同时,能谱越硬,233U存量的最大值越大。采取循环"辐照-冷却"可以提高233Th-233U的转化率,对于相同的总辐照时间,每次循环周期内的辐照时间越短,相对于总辐照时间相同的单次辐照,转化率增量提高越明显;当总辐照时间超过两个月时,循环辐照对转化率增量的作用较小,与单次辐照不冷却相比,转化率相对增量不超过1倍。 相似文献
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热中子和共振区的中子在快中子临界装置中所占的份额很小,但是由于其相对大的截面,在慢化物存在的情况下,热中子和共振中子份额的微小变化,对^239Pu裂变室测量中子注量的结果影响很大。通过测量^239Pu裂变电离室在包镉和包硼、周围有无慢化物等情况下的反应率,Au、In活化片的镉比,S活化片在能谱变化下与^239。Pu的反应率比等,分析了快中子临界装置中热中子和共振区中子的分布,讨论了中子能谱变化对^239Pu裂变室测量快中子注量的影响及解决办法。 相似文献
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《核动力工程》2017,(Z1)
钍基熔盐堆石墨材料辐照考验目标为:中子注量为5×10~(20)cm~(-2)(±15%)(E>0.1 Me V),堆内辐照试验温度650℃(允许偏差±50℃)。为了满足辐照考验要求,在高通量工程试验反应堆(HFETR)第92-I炉的K07孔道进行辐照验证试验。该验证试验辐照装置采用分段构成的型式,主要由辅助密封段、辐照试验段、气管组件3部分构成,辐照罐外围为去离子水,辐照罐内为惰性气体用于控制辐照试验温度。使用MCNP程序对各样品中子注量进行预示计算,同时在辐照装置阳面和阴面都布置了探测器进行中子注量测量。试验表明:在辐照试验过程中,在辐照装置调气系统最佳导热模式下辐照温度略高于上限700℃;利用MCNP程序预示计算中子注量结果为5.7×10~(20)cm~(-2)(E>0.1 Me V),而中子注量测量结果为4.83×10~(20)cm~(-2)(E>0.1 Me V),基本满足石墨材料辐照考验中子注量要求。 相似文献