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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
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利用临界装置,开展了吊篮振动引发中子噪声实验研究.在反应堆稳定运行工况下,采取随机信号、窄带扫频和单频3种激励方式激励吊篮振动.在最大激励力下,吊篮最大振幅21μm,主要振幅在3~10μm.对中子噪声频谱分析显示,本底中子噪声信号频谱幅度随频率近似呈指数衰减.对临界装置的吊篮,振动引发的中子噪声频谱主要分布在数十Hz以上,容易分辨.研究中采用了高通数字滤波技术,改善了对特征频率的观察和识别.随机力激励吊篮,激发出了吊篮和围板的低、中频振动引发的中子噪声特征谱;窄带扫频激励吊篮,在20Hz~70Hz范围的扫频窄带内,中子噪声频谱主要出现70Hz以上的特征谱线,在70Hz~110Hz范围内,主要出现低于扫频窄带频率的特征谱线,在110~180Hz范围内,主要出现125Hz左右的特征谱线,从180~190Hz起的窄带扫频中,只能激励125Hz左右的特征谱线;30Hz~150Hz频率范围内单频激励吊篮,主要出现几个特征谱峰.由此鉴别出吊篮振动模态频率为76.2、125.0、181、215、239.7Hz. 相似文献
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本文从Parratt迭代关系出发,讨论了粗糙界面多层膜反射率的计算方法和中子反射实验中散射矢量分辨及其在数据分析中的考虑;比较了指数项法和划分薄层法两种不同界面粗糙度处理方法的异同和使用条件,并结合CoFe/TiZr合金多层膜极化中子飞行时间反射实验数据分析,比较了不同分辨率考虑方法对应的拟合情况.结果表明:当界面粗糙度与膜层厚度相当时,划分薄层法计算反射率是较合适的算法;波长、角度分辨分别考虑法优于散射矢量整体考虑法. 相似文献
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散裂中子源可产生白光中子,具有中子注量率高、热功率小、可脉冲化等优点,其应用十分广泛。其中一个重要的应用是核数据测量。目前,中国缺少白光中子源,因此一直没有开展基于白光中子源的核数据测量工作。目前在建的中国散裂中子源(China Spallation Neutron Source,CSNS)的反角中子束线,在距散裂靶80 m处的中子强度约为9.25×106n·cm-2·s-1,时间分辨率为0.3%-0.9%,能够较好地用于核数据测量工作。本文介绍了该白光中子束线及实验终端的概况,并重点介绍该实验终端本底计算结果、中子准直系统和束斑参数。通过计算结果得出,CSNS反角白光中子源物理终端具有较低的实验本底和较好的中子束斑,可以开展较高精度的核数据测量工作。 相似文献
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对于压水堆燃料组件而言,栅格稠密、几何形状复杂,对中子的吸收较强。在这种情况下,如果采用扩散理论计算这种组件内的中子分布,会引起相当大的误差,但蒙特卡罗方法是非常适合于处理这种情况的。按照本文所提出的物理模型,只要计算的中子数足够多,其计算结果可完全在实验误差范围之内。本文提出的物理模型的准确度,已为国内外大量物理实验所证实,并已用于国内压水堆的物理设计。 本文在处理热能区的散射碰撞时,考虑了各向导性散射及分子间化学键的影响;在处理高能区的散射碰撞时,还考虑了非弹性散射。 相似文献
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对于压水堆燃料组件而言,栅格稠密、几何形状复杂,对中子的吸收较强。在这种情况下,如果采用扩散理论计算这种组件内的中子分布,会引起相当大的误差,但蒙特卡罗方法是非常适合于处理这种情况的。按照本文所提出的物理模型,只要计算的中子数足够多,其计算结果可完全在实验误差范围之内。本文提出的物理模型的准确度,已为国内外大量物理实验所证实,并已用于国内压水堆物理设计。 本文在处理热能区的散射碰撞时,考虑了各向异性散射及分子间化学键的影响;在处理高能区的散射碰撞时,还考虑了非弹性散射。 相似文献
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用蒙特卡罗方法计算压水堆燃料组件内的中子分布 总被引:1,自引:1,他引:0
对于压水堆燃料组件而言,栅格稠密、几何形状复杂、对中子的吸收较强。在这种情况下,如果采用扩散理论计算这种组件内的中子分布,会引起相当大的误差,但蒙特卡罗方法是非常适合于处理这种情况的。按照本文所提出的物理模型,只要中子历史足够多,其计算结果可完全在实验误差范围内。本文提出的物理模型的准确度,已为国内外大量物理实验所证实,并已用于压水堆的工程设计。 相似文献
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用Monte-Carlo方法计算了Am-Be中子源在1个钢和石腊复合球体内的中子透射率。实验测量到的泄漏中子谱与理论计算符合得较好。 相似文献
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对中子剂量当量仪实现中子生物等效探测的原理进行了研究。讨论了“吸收筛法”与“多探测器法”两种传统的实验方法。在此基础上,提出一种新的实现中子生物等效探测的 相似文献
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先进的反应堆模拟技术需要基于较少的实际探测数据反演全堆关键参数。针对这一需要,本文基于具有高阶多项式域分解功能的变分残差物理信息神经网络(hp-VPINN)构建计算模型,用于正向、反向求解中子扩散方程。该模型使用神经网络作为试函数,并将其代入中子扩散方程形成变分残差作为损失函数进行梯度下降。为了提高求解精度及效率,本文还根据中子扩散方程的物理特性提出了有效增殖系数智能搜索与反演等创新型关键技术,并基于鲸鱼优化算法(WOA)实现了神经网络超参数自优化。最后通过多个算例进行验证,结果表明该方法在具有较高精度的同时,实现了较低的训练数据依赖,为先进反应堆模拟技术提供了一条少量输入数据且较高精度输出的中子扩散求解途径。 相似文献
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中子照相作为一种无损检测技术是分析和确定核燃料元件缺陷的重要手段。中国原子能科学研究院中子照相团队依托中国先进研究堆(CARR)中子照相测试平台,搭建了核燃料元件间接中子CT装置,并开展核燃料元件模拟件的间接三维中子成像技术研究。本文首先采用蒙特卡罗模拟方法优化确定了样品环境转移屏蔽容器的关键参数并研制出屏蔽容器,并基于该装置开展了核燃料元件模拟件的间接中子CT照相实验,从获得的三维实验数据可观测到尺寸约0.35 mm模拟芯块缺陷。实验结果表明,该装置可满足核燃料元件的间接中子CT实验检测。同时初步研究了基于IP板的间接中子成像数据处理的制约因素和方法,为后续进一步利用金属转换屏替代中子IP板等技术,真正实现乏燃料元件无损检测应用提供实验指导。 相似文献
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中子和γ射线源强是辐射屏蔽设计的基本输入数据,研究堆芯中子和γ射线源强的变化有助于工作人员在维修和换料期间进一步做好辐射防护。论文通过ORIGEN-S调用不同的数据库建立了两种计算反应堆堆芯中子和γ射线源强的方法,对比了计算结果的差异,并分析了燃耗、富集度、比功率、运行方式对计算结果的影响。结果表明:在不同的停堆时间,采用ORIGEN-ARP计算的中子源强略小于采用CARD-IMAGE数据库计算的结果,差值在6%以内;两种方法对不同能群对应的γ射线源强产生的影响不同,且随着停堆时间的延长,影响增大;各因素对堆内中子源强产生了不同的影响,中子源强随燃耗的加深而逐渐增大,随着富集度和比功率的增大而减小,在燃耗相同且运行时间较长的情况下,间歇模式运行产生的中子源强高于连续模式下产生的中子源强40%~50%。 相似文献
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反应堆冷却剂沸腾中子噪声物理模型研究 总被引:1,自引:0,他引:1
中子噪声用于反应堆冷却剂沸腾监测有独特的作用。本文使用Wach-Kosaly的理论模型,比较成功地解释了堆芯中冷却剂的沸腾引起中子噪声,通过对压水堆局部沸腾零功率堆模拟实验的计算与分析,得出了判断汽泡上升速度的物理量。 相似文献
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从原理上推导了有介质吸收作用时被探测的相邻热中子时间间隔公式,用改变介质宏观吸收截面的方法,测量了3种不同宏观吸收截面介质时相邻中子时间间隔变化曲线,对原理进行了验证。 相似文献