固体径迹探测器测量反应堆功率研究

在零功率反应堆上利用固体径迹探测器直接测量燃料元件内的裂变率，可得到反应堆的功率。同时测量反应堆某位置的热中子通量密度，继而可得到单位功率的热中子通量密度。因此，通过测量该点的任何热中子通量密度即可得到反应堆的运行功率。该方法可以减少与能谱测量有关的修正工作。由于辐照所需的中子通量密度低、时间短，因此与活化法等相比具有明显的优点。     

固体径迹探测器测量微型反应堆裂变率

利用固体径迹探测器测量处于微型反应堆不同位置的燃料元件内单位体积的裂变率,得到了堆的裂变率分布和总裂变率,并与其它参数相结合,求得了反应堆功率。同时,测量了对应功率下反应堆内辐照座的热中子通量密度,得到了单位功率的热中子通量密度,从而求得了额定中子通量密度下的运行功率。文章给出的测量方法,避免了其它方法测量功率所引入的近似假设。     

微型反应堆裂变率分布实验研究

利用固体径迹探测器测量处于微型反应堆不同益的燃料元件内单位体积的裂变率，得到了堆的裂变经分布和总裂变率，并与其它参数相结合求得了反应堆功率。同时，测量了对应功率下反应堆内辐照座的热中子通量密度得到单位功率的热中子能量密度，即额定中子能量密度下的运行功率。文章给出的测量方法，避免了金箔法测量反应堆功率所引入的近似假设。     

固体径迹探测器测量束流装置内的中子通量密度

在微型反应堆零功率装置上搭建了硼中子俘获治疗拟采用的热中子束流装置。利用固体径迹探测器(SSNTD)测量了束流装置中心轴线上不同位置处的中子通量密度。结果显示,在束流装置入口处中子通量密度为5.39×107cm–2·s–1时,出口处热中子通量密度为5.63×104cm–2·s–1,热中子通量密度衰减到入口处的1/957。而利用热释光(TLD)方法和MCNP/4B程序测量和计算结果分别为1/1032和1/972。     

用于核素在线瞬发伽马数据测量的热中子源设计

基于MCNP程序建立了西安脉冲堆热中子源设计的蒙特卡罗深穿透耦合屏蔽计算方法;采用MCNP临界源模型计算了热柱方腔前表面的中子、伽马平面源的参数,并与实验值进行了对比,给出了平面源的修正系数;基于中子、伽马等效平面源,采用新型硼铝复合材料以及铅、铋等材料,优化设计了热中子束流滤束装置,给出了热中子束流滤束装置的升级改造方案,得到热中子通量密度较原设计方案提高3倍、中子伽马通量密度比值大于10的平行热中子束,且束流外侧区域的中子、伽马本底剂量率接近0.025 mSv/h的辐射防护标准。     

用于核素在线瞬发伽马数据测量的热中子源设计

基于MCNP程序建立了西安脉冲堆热中子源设计的蒙特卡罗深穿透耦合屏蔽计算方法;采用MCNP临界源模型计算了热柱方腔前表面的中子、伽马平面源的参数,并与实验值进行了对比,给出了平面源的修正系数;基于中子、伽马等效平面源,采用新型硼铝复合材料以及铅、铋等材料,优化设计了热中子束流滤束装置,给出了热中子束流滤束装置的升级改造方案,得到热中子通量密度较原设计方案提高3倍、中子伽马通量密度比值大于10的平行热中子束,且束流外侧区域的中子、伽马本底剂量率接近0.025 mSv/h的辐射防护标准。     

用裂变径迹方法刻度氢化锆零功率堆的绝对热中子通量

一、引言在零功率堆上刻度绝对热中子通量,通常采用活化法,将薄的金箔或锰箔放到待测通量处,照射后用4πβ-γ符合装置测量箔片的活性,进而计算出绝对热中子通量。对于低     

特殊中子束流装置特性研究

利用金箔活化法测量了特殊束流装置中心轴线上不同位置处的热中子通量密度比、金镉比、锰镉比以及出口处γ/n的剂量比.束流装置出口处的热中子通量密度约为入口处的1/1 019,出口处γ/n的剂量当量比约为21%.将束流装置出口与入口处热中子通量密度的实验结果与用MCNP/4B程序计算结果进行了比较,两者相差约为5%.     

用MCNP程序计算核燃料废包壳缓发裂变中子形成的热中子通量密度

用Monte Carlo方法计算核燃料废包壳缓发裂变中子形成的热中子通量密度分两步进行:第一步,计算出外中子源在包壳中生成的缓发裂变中子;第二步,计算这个缓发裂变中子源在探测器中所形成的热中子通量密度。为利用现有的MCNP程序进行计算,编制了有关的缓发裂变中子源生成及抽样子程序和体通量统计估计方法的记数子程序。计算表明:针对解决所遇到的深穿透问题,体通量统计估计法比径迹长度法要好些。     

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。     

元件盒形的热中子利用系数与热中子通量不均匀性

本文探讨了水水反应堆中把元件棒组成元件盒后的非均匀栅内的热中子利用系数的计算方法,并讨论了元件盒内热中子通量分布的不均匀性。文中提出把热中子利用系数分解为盒内利用系数和元件棒利用系数两个因子。先用扩散理论或多次碰撞理论处理带覆盖层的均匀栅内的热中子利用系数,然后把盒内介质转化成相当的均匀介质,求出整个元件盒内的通量分布,计算盒内利用系数。最后利用所得计算公式计算了一个游泳池反应堆元件盒形的热中子利用系数和通量分布,并与按完全均匀栅计算得到的结果作了比较。     

利用测热技术测量核反应堆中子通量密度

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。     

用钴活化法测定反应堆中热中子积分通量

本文叙述了用钴活化法测定高通量堆中热中子积分通量的方法。测得的热中子积分通量值与计算值作了比较。本法适于测定在高通量堆中长期辐照的较高热中子积分通量。     

利用热中子分离方法的三维节块法

对于芯部边界的节块,将热中子通量分离为由体积源及面(芯部与反射层交界面)源产生的两部分,分别进行不同的处理。采用这种热中子分离的方法,可以使节块法中边界节块功率分布保持相当的精确度。以热中子分离模型为基础,研制了节块法程序IAENODE。用此程序验算IAEA的基准问题,二维问题的功率分布最大误差是1.3％,三维问题为3.8％,计算时间约是常规节块程序(如美国的NGFM)的1/3。     

~7LiH材料热中子散射数据研究

基于热中子散射理论,编制热中子散射数据计算程序Sirius。采用基于密度泛函理论的第一原理冻结声子方法,得到7Li H中7Li和H的声子态密度。利用Sirius程序和声子态密度,获取7Li H的热中子散射数据。理论分析表明,获得的数据合理。     

高通量工程试验堆堆芯物理量的简易估算

文中通过一些有效近似,根据单群中子模型建立了计算堆芯初始有效增殖系数、元件燃耗、元件热中子积分通量和元件积分功率等物理量的计算公式。     

居里级Am-Be中子源产生的热中子通量密度分布

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...     

东风3号零功率堆H方案绝对通量测量

一、引言绝对中子通量测量用于刻度反应堆功率和提供堆内热中子水平,另外可与统计法相结合,测量反应堆的动态参数。在绝对通量测量中,放射性核素的衰变率是其主要的测量量。4πβ-γ符合方法测定简     

中毒法测量微堆堆芯热中子绝对通量密度

微型中子源反应堆的反应性和中子通量密度有一定的关系。文章提出了用氙中毒法测量微堆堆芯热中子绝对通量密度对原理和测量条件进行了讨论该方法新颖，比活化法简单，不需要外加设备，满足工程对精度的要求。     

巴基斯坦微型堆启动与参数测定

文章叙述了本院为巴基斯坦核科学技术研究所建造的微型堆(PARR-Ⅱ)的启动、调试与参数测量工作的主要结果。该堆于1989年11月2日达到临界,初始冷态的后备反应性为4mk,一周后提升功率,内辐照座中子通量密度达到额定值1×10~(12)n/cm~2·s,在1.1×10~(12)n/cm~2·s通量密度水平最大可连续运行时间为6.75h。通过释放4mk反应性实验,在内辐照座测量得到中子通量密度达最大值时为额定通量密度的2.9倍。测试结果表明,该堆具有良好的固有安全性,各项技术指标均达到了预期值,并于1989年11月下旬正式投入营运。