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带乏燃料的临界实验装置可用于开展乏燃料贮存相关的临界实验研究,考虑到其具有较高放射性,因此开展实验时最佳方法是水位外推达临界方法。目前该带乏燃料的临界实验装置尚未建成,遂使用与其堆芯结构、物理特性相似的铀棒栅轻水慢化临界实验装置开展水位外推达临界方法的模拟实验。在该实验中,由于水的屏蔽作用随水位上升不断加深导致无法得到正常的外推曲线。本文通过蒙特卡罗程序模拟外推过程,研究了中子源与探测器在不同的相对位置处中子计数率随水位变化的规律,给出了探测器与中子源的优化布置方案。此外,还提出一种以水位价值作为外推参数的外推方法,消除了水位高度外推时水位系数不均匀的影响,使得外推结果更准确。 相似文献
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在核燃料溶解过程中,通常使用硝酸对核燃料进行溶解。针对核燃料溶解过程中的临界安全问题,在中试厂核临界安全实验装置上开展了硝酸浓度影响效应临界实验,在保持核燃料溶液浓度不变的情况下改变硝酸浓度,完成临界实验。获取了核燃料溶解过程酸度影响效应临界实验数据,通过3种临界方法得到的实验数据相对误差平均值为0.068%。同时使用蒙特卡罗程序进行了模拟计算,临界实验测量结果与理论计算值的相对偏差平均值为0.39%。研究结果表明,随着硝酸浓度的减小,系统的反应性逐渐增大,因此燃料溶解过程中需考虑由于硝酸浓度变化引起的反应性变化情况,其对乏燃料溶解过程的临界安全具有较大影响,需引起高度重视。 相似文献
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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
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介绍了跳源法测量启明星Ⅱ号反应堆次临界度的方法原理、系统组成。基于LabVIEW平台完成了两种不同次临界度情况下的跳源实验并对数据进行了分析和处理,将实验得到的k_(eff)与理论计算结果进行了比较,结果符合较好。 相似文献
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为评估快堆结构材料的辐照损伤,本文提出了一套快堆结构材料辐照损伤评价方法。根据快堆能谱特点设计中子注量探测器辐照方案,分析探测片特性和反应道截面,选取7种快中子注量探测器。同时采用迭代法在Labview平台中开发了解谱程序。基于俄罗斯碳化硼组件辐照实验数据进行解谱,并结合Lindhard-Robinson模型组件包壳原子平均离位(dpa)计算,同时与SPECTER计算值进行对比。结果表明,本文采取的实验方法得到的dpa与SPECTER计算值偏差在6%以内,符合较好。本文建立了一套完善的快堆结构材料辐照损伤评价体系,对结构材料的辐照损伤监测具有重要意义。 相似文献
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