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中毒法测量微堆堆芯热中子绝对通量密度 总被引:4,自引:1,他引:3
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。 相似文献
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高通量工程试验堆压力容器侧壁中子注量率计算 总被引:1,自引:1,他引:0
采用ANISN程序计算了高通量工程试验反应堆压力容器侧壁的中子注量率值,提出了一个简单而有效的延长压力容器寿命的方法,填加不锈钢屏蔽材料,结果表明:采用不锈钢后,HFETR压力容器的使用寿期可延长1.5倍。 相似文献
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为验证计算流体动力学(CFD)方法在钠冷快堆失流事故模拟计算中的可靠性和可行性,针对快中子通量实验堆(FFTF),建立了包含冷池、热池、堆芯在内的全三维模型,其中堆芯组件简化为多孔介质模型,堆芯保留了盒间特征,各类隔板简化为无厚度面。失流事故下主要参数计算结果与实验数据的对比表明,CFD方法能有效捕捉冷池、热池以及盒间复杂的流动换热现象,堆芯最热组件的位置在瞬态过程发生了变化,热管段出口温度与实验值符合良好,装有温度测点的组件出口温度模拟值较实验值低。CFD方法仍需针对组件盒间进行相应的模型开发和验证,此外还需进行大量全堆级别的实验验证,以保证计算结果的合理性。 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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针对一种新型的超临界水堆设计方案——混合能谱超临界水堆(SCWR-M)进行分析。混合能谱超临界水堆包括热谱区和快谱区两部分,分别布置在堆芯的外部与内部。它在继承了热谱与快谱超临界堆芯设计优点的同时,有效地克服了两者的不足。对于热谱区,冷却剂与慢化剂同向流动,大幅降低了燃料包壳的表面温度和组件的机械加工难度;对于快谱区,采用多层燃料组件和较大的栅距棒径比p/d,可得到较高的燃料转换比和较小的冷却剂负反应性系数。本工作采用自主开发的基于子通道分析和三维物理计算的耦合程序,对混合能谱超临界水堆的热工性能和中子物理性能(包括燃耗性能)进行研究。初步的耦合分析结果表明了混合能谱超临界水堆设计方案的可行性。 相似文献
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为检验和确定用于硼中子俘获治疗(BNCT)的医院中子照射器(IHNI-1)的快中子污染源项,设计了用于快中子注量率测量的包硼~(235)U裂变电离室。利用MCNP程序对电离室的注量响应进行优化设计,计算包裹不同厚度硼壳时电离室的注量响应曲线,最终选择35mm厚B4C壳作为低能中子屏蔽层。利用该电离室测量IHNI-1热中子和超热中子束的快中子注量率,并与模拟计算值比较。结果显示,实测的中子束比模拟计算结果具有更多的快中子成分,低于国际原子能机构(IAEA)推荐的目标值。 相似文献
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高通量工程试验堆压力容器焊缝快中子注量计算 总被引:2,自引:1,他引:1
用MCNP4C程序分别计算了高通量工程试验堆(HFETR)首炉13#电离室和L12元件、第53-Ⅰ炉13#电离室和7#电离室、第68-Ⅱ炉12#电离室和1QS的快中子注量率并与实验测量值比较,计算结果是可靠的.通过选择不同类型的堆芯布置,计算了到2004年底HFETR压力容器焊缝所受的快中子注量.截止2004年底,HFETR压力容器焊缝内壁所受到的E≥1MeV、E≥0.1MeV的快中子最大点的注量分别为1.212×1017cm-2和2.514×1017cm-2,远小于设计值. 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报》2018,(0)
正To improve economic efficiency during the physical start-up of China Experimental Fast Reactor(CEFR),we choose Sb-Be neutron source as the design object,the feasibility of using sec- 相似文献
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介绍了某池式研究堆中通量分布测量及数据的计算机处理原理,方法,开发及工作情况3,这套系统可以自动进行数据采集,识别异常数据,检测设备故障,根据测量数据计算全堆的中子通量分布,给出通量分布图,全堆或任一位置X-Y-Z方向的中子通量分布曲线并拟合出分布函数。 相似文献
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