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中子能谱对瞬发中子衰减测量的影响 总被引:1,自引:0,他引:1
为了考察泄漏中子能谱及中子飞行时间对瞬发中子衰减曲线测量结果的影响,运用MCNP-4C程序计算了一个聚乙烯反射金属钚系统的瞬发中子在系统内、外不同距离的衰减曲线.计算结果表明,由于泄漏中子的能量不同,其飞行时间不同,因此,测量的衰减曲线相对堆内的瞬发中子衰减曲线的衰减速度变慢,且随着飞行距离的增加,变慢的程度增大.如果不同能量的泄漏中子的飞行时间差与核系统瞬发中子衰减时间接近,则泄漏中子衰减曲线的衰减指数不能用来表征核系统的瞬发中子衰减常数. 相似文献
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中国先进研究堆中子散射工程中子导管模拟研究 总被引:1,自引:1,他引:0
为使依托中国先进研究堆(CARR)进行的冷中子散射实验拥有更高质量的中子束流,本工作对中子散射工程中的中子导管系统各参数进行分析研究,并首次在国内应用等效中子导管理论,结合解析计算确定出优化的导管方案。同时,应用VITESS程序对各导管方案得到的中子束流进行了模拟,在综合考虑导管系统几何布局及中子束流的发散度影响后,探讨出若干符合实际的设计方案。尔后,利用导管位置计算程序NGPS,计算出各导管方案中每个导管单元的位置坐标。最终,根据各项指标对模拟的各导管方案进行对比,优选出CNGA、CNGB、CNGD3套中子导管系统的最佳参数,为即将进行的中子导管系统的设计和安装提供理论参考。 相似文献
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以自成靶陶瓷中子管内D、T离子束流高斯型分布为依据,建立了中子管中子发生率与中子场中某一点通量密度之间的理论联系,采用活化法间接测量得φ60mm自成靶陶瓷中子管的中子发生率为2.2×10^8/s。 相似文献
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作为一个覆盖全球的太阳中子望远镜观测网网点.与羊八井现有的28支NM-64组成的中子监测器联合,在第23太阳活动周对一个伴随X3.3级太阳耀斑可能的中子事件进行了观测。 相似文献
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介绍自成靶陶瓷中子管的技术特点以及以它为核心的中子发生器的原理和特性。该中子发生器在吉林油田首次ATLAS2727C/O测井仪对接成功,并开始批量测井。 相似文献
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本文针对加速器中子源可在较宽能量区间产生单能中子的特点,采用MCNP5对0.2~20 MeV的源中子在加速器中子源大厅内的散射情况进行模拟计算和分析。结果表明,直射中子通量随离源距离的增大呈平方反比衰减,散射中子通量则随离源距离的增大而几乎保持不变;大厅内的散射中子主要来自墙壁的贡献,离墙壁越近散射率越高。能量为0.4 MeV和1 MeV的源中子散射率最高,10 MeV和15 MeV的源中子散射率最低。用中子的宏观散射截面可较好解释散射率模拟结果,中子的弹性散射截面远大于非弹性散射截面,因此弹性散射起主导作用。中子能量大于1 MeV后,散射截面随中子能量增加而减小直至进入一段坪区,散射率也随之降低并进入坪区。结合待测位置处直射、散射中子通量和不同能量的散射中子份额的计算,能解释能量较高的源中子散射率较低的现象。通过在墙壁表面附上一层中子慢化吸收材料的方法可有效减弱中子散射,如5 cm的含硼聚乙烯(10%B4C)可降低散射率约40%。 相似文献
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医院中子照射器是基于微型反应堆而设计的专门用于硼中子俘获治疗(BNCT)的核反应堆装置,其额定功率为30 kW。在堆芯相对两侧分别设有一条热中子束流和超热中子束流用于病人照射,在热中子束流内引出一条实验用热中子束流,用于瞬发γ法测量病人血硼浓度。本工作利用235U裂变靶和白云母探测片测量了热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子绝对注量率。结果显示,在30 kW额定功率运行时,热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子注量率分别为1.67×109、2.44×107和3.03×106 cm-2•s-1。以上结果达到了BNCT设计要求,并能满足瞬发γ测量血硼浓度的要求。 相似文献
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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
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以Au、Zr和Fe为活化探测器,采用裸探测器法测量中国原子能科学研究院微型中子源反应堆的中子谱参数f、α、fF和φth。内辐照座的α、f和fF分别为-0.007±0.003、20.8±0.4、5.5±0.2。该方法对φth的测量结果与4πβ-γ符合法的一致,相对偏差小于2%。与SLOWPOKE相比,微堆有较高的α、fF值。与已有测量数据的比较表明,微堆中子谱在很长一个时期内是稳定的,利用微堆作为中子源的k0法中子活化分析不需中子注量率监测器,且比较器一经照射和测量后,可用于其后较长时间内所有分析的计算标准。 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(7):560-566
The present day fission energy technology faces with the problem of transmutation of dangerous radionuclides that requires neutron excess generation. Nuclear energy system based on fission reactors needs fuel breeding and, therefore, suffers from lack of neutron excess to apply large-scale transmutation option including elimination of fission products. Fusion neutron source (FNS) was proposed to improve neutron balance in the nuclear energy system. Energy associated with the performance of FNS should be small enough to keep the position of neutron excess generator, thus, leaving the role of dominant energy producers to fission reactors. The present paper deals with development of general methodology to estimate the effect of neutron excess generation by FNS on the performance of nuclear energy system as a whole. Multiplication of fusion neutrons in both non-fissionable and fissionable multipliers was considered. Based on the present methodology it was concluded that neutron self-consistency with respect to fuel breeding and transmutation of fission products can be attained with small fraction of energy associated with innovated fusion facilities. 相似文献