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《中国原子能科学研究院年报》2017,(0)
正1概述1.1放射性样品核燃料元件介绍放射性样品中子计算机层析照相技术(CT)实验环境是中子照相装置的一部分,坐落于中国先进研究堆的中子照相装置上。该CT实验环境主要用于以核燃料元件为代表的放射性样品的无损检测,建立放射性样品间接中子CT测试平台,开展有强放射性的核燃料元件三维中子照相无损检测方法的研究。核燃料组件是反应堆的核心,其价值大约是核电站建造成本的7%,运行成本的50%。燃料元 相似文献
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热中子照相技术在检测含氢材料、重金属样品等方面是X射线等其它无损检测技术的有益补充,热中子层析技术研究在国内尚是空白,实验研究条件欠缺且代价高昂,通过仿真研究再过渡到实验研究,将有效降低研究成本,提高研究效率.文章根据中子层析照相基本原理,设计模拟样品,采用MCNP仿真计算的方法获取了样品中子投影图像,利用C++Builedr研发中子层析数据获取程序和反投影滤波算法层析重建程序,重建了样品二维断面图像,样品二维断面图像与实际样品一致,证明了所采用的仿真研究流程合理可行,为中子层析照相技术的深入研究奠定了基础. 相似文献
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冷中子照相是一种新型的中子照相技术,国内对冷中子照相技术的研究尚处于起步阶段。冷中子荧光屏是冷中子照相的关键组件,对冷中子荧光屏的仿真方法进行了研究,分析了冷中子与荧光屏的作用机制,建立了仿真计算模型,得到了荧光屏的点扩散函数(PSF),最终实现了设定样品下荧光屏输出光强分布图像的仿真计算。 相似文献
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中国先进研究堆(CARR)应用设计及其规划 总被引:2,自引:0,他引:2
中国先进研究堆(CARR)是一座多用途、高性能指标的研究堆,CARR采用反中子阱型堆芯结构,便于提供更多的空间进行水平中子束流孔道和垂直辐照孔道的布置,满足多用途的需要。CARR综合应用研究平台建成后,具备开展中子敢射实验研究、燃料和材料性能研究、在线中子活化分析、中子照相、硼中子俘获治疗癌症、放射性同位素及单晶硅中子掺杂研发以及核能和核技术人才教育培训等的能力。本文就CARR可能开展的主要应用以及与应用有关的物理设计、结构设计及配套系统设计进行了简要介绍。 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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采用改进准静态近似与蒙特卡罗中子输运程序相结合(IQS/MC)的方法实现了加速器驱动的次临界系统(ADS)中子时空动力学模拟计算。以加速器驱动嬗变研究装置的靶堆耦合参考方案物理模型为例,通过对束流瞬变引入和燃料组件提升两种工况进行动态模拟,计算得到了堆芯总的相对功率、分能群相对中子注量率及相对功率三维网格分布随时间的变化。将IQS/MC方法计算结果与点堆计算结果进行了对比分析,模拟结果符合物理规律,两种方法对比结果与国外相关文献一致,表明IQS/MC方法适用于ADS次临界反应堆中子时空动力学过程的瞬态安全分析。 相似文献
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利用中国先进研究堆(CARR)在国内首次开展了冷中子瞬发伽玛活化分析(CNPGAA)实验,采用定制加长的电制冷高纯锗(HPGe)探测器和先进的数字多道谱仪DSPEC®-502进行测量,获得了NH4Cl样品中元素冷中子瞬发伽玛谱和本底谱等数据,同时利用伽玛放射源152Eu、137Cs、60Co以及NH4Cl产生的瞬发伽玛射线对探测器在宽能区0.1~8 MeV进行能量刻度。为降低环境辐射本底,HPGe探测器外围采用环形锗酸铋(BGO)康普顿谱仪,10 cm铅以及含6Li和10B材料对中子束流准直屏蔽。此外,利用金片活化法测量了CARR堆运行功率为15 MW时有无冷源情况下冷中子导管B(CNGB)末端1 m处的中子注量率,结果显示有冷源时中子注量率可提高一个量级。 相似文献
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在铅铋快堆、空间堆等先进反应堆中,铋作为冷却剂和慢化剂材料被大量使用,其中子核反应截面,尤其是中子非弹性散射截面的准确性对这些核装置的安全性和经济性等具有重要的影响。基于中国原子能科学研究院HI 13串列加速器瞬发γ射线实验平台,通过瞬发γ射线法测量了209Bi在90、105和120 MeV 3个能点的中子非弹性散射截面。在相对于中子束30°、70°、110°和150°方向放置4个Clover探测器测量中子与样品相互作用产生的γ射线。实验采用相对测量,通过测量中子与48Ti发生非弹性散射发射的9835 keV γ射线的产生截面来确定209Bi的截面。209Bi金属样品的尺寸为50 mm×4 mm,参考样品为1块50 mm×1 mm的天然钛金属样品。将实验测量结果与已发表的实验数据、ENDF/B Ⅷ.0、JEFF 33、JENDL 40、ROSFOND 2010和CENDL 31等评价库数据以及Talys 195程序默认参数的计算结果进行对比,发现趋势一致,90、105 MeV能点的测量结果与Talys 195程序的计算结果符合得更好,120 MeV能点的测量结果与ROSFOND 2010评价库数据符合得更好。 相似文献
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L. Szentmiklósi Zs. Révay T. Belgya 《Nuclear instruments & methods in physics research. Section B, Beam interactions with materials and atoms》2007,263(1):90-94
Modulating neutron beams with a beam chopper enables the investigation of time-dependent processes following neutron capture, such as emission of decay-gamma-radiation from short-lived nuclides. For this purpose, a redesigned beam chopper and controller electronics have been recently installed at the PGAA facility of the Budapest Research Reactor. The new electronics provides accurate timing and better control of routing of the signals. The upgraded instrumentation is capable of recording the events in the beam-on and beam-off phases in parallel. Simplified formulae were derived to relate the areas of prompt- and decay peaks to the partial γ-ray production cross-sections. Finally, preliminary results obtained with Ag- and Na-containing targets are presented. 相似文献
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利用不同材料的中子质量衰减系数不同而获取样品内部的结构潜像,属于吸收散射衬度成像;而相衬成像是基于中子的波动性,当中子波穿过样品时,由于样品对中子的折射,不同厚度、不同材质引入的相位差不同,从而导致波前畸变,畸变的波前在穿过样品后作为次波源互相干涉成像,从而获取样品内部结构潜像。研究工作通过数值模拟方法分析了中子相衬成像过程,并基于反应堆中子照相装置进行了不同条件下的多色热中子相衬成像实验。模拟与实验结果表明,在适当准直比条件下,铝材料边缘将出现明显的边缘增强效应,该效应与准直比、样品与转换屏之间的距离密切相关。 相似文献
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快中子诱发(n,2n)反应截面的测量在核反应机制研究和核技术应用等方面有着广泛的应用价值。本文在中国原子能科学研究院的高压倍加器上,基于活化法实验测量了78Kr(n,2n)77Kr在148 MeV能点的反应截面。样品靶为高纯78Kr气体样品,用十万分之一天平称重得到78Kr的质量,将两片高纯93Nb薄片分别固定在样品靶两侧以监测中子注量率。利用T(d,n)4He反应产生148 MeV中子,轰击距中子源约10 cm的样品靶大于4 h后,用准确刻度过效率的HPGe探测器测量活化产物 77Kr和92Nbm的活度。利用蒙特卡罗程序计算中子注量率修正、样品自吸收修正、样品几何修正等因子,得到了78Kr(n,2n)77Kr的反应截面,并将结果与文献值和评价数据库进行了比较。研究结果有助于提高78Kr(n, 2n)77Kr反应截面测量和评价的水平。 相似文献
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A simple analytical model is presented which indicates that the ratio of heating power densities of two different materials, irradiated under the same conditions inside a reactor core, can be estimated from material properties only. The developed approximate method allows simplifying the measurement technique of a number of samples from different materials by performing measurement of only one sample. The latter is a primary result of the proportionality between the heating and the thermal neutron flux for samples irradiated under the same conditions. This is confirmed by measurements in the Greek Research Reactor (GRR1) showing that the temperature of materials irradiated at various positions of a vertical core channel due to all heating mechanisms follows the spatial variation of thermal neutron flux. Validation by the numerical 3D gamma heating code GHRRC developed in NCSR Demokritos shows that the conclusions of the simple analytical method apply also for the total heating by all gammas in the core. A model is also presented for the estimation of heating by elastic neutron scattering. Furthermore, a methodology is suggested for the estimation of the temperature and the heat power deposited on materials irradiated during normal reactor operation, based on in-pile temperature measurements performed at low reactor power levels. 相似文献
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本文介绍了中国原子能科学研究院建立的准直中子束积分实验装置。该装置利用T(d,n)4He反应产生14.8 MeV脉冲中子束,经1.1 m厚重水泥屏蔽墙上的准直孔道后与样品作用,用飞行时间法测量样品不同方向的泄漏中子谱。首次测量了样品厚度分别为4.5、9、18和27 cm的大块板状聚乙烯样品在30°和50°方向的泄漏中子谱;考虑靶结构、源中子能谱和角分布、脉冲束宽度及探测器效率,利用MCNP程序模拟计算了相同实验条件下的泄漏中子飞行时间谱。实验结果与模拟结果符合较好。 相似文献
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Tetsuo Matsumoto 《Progress in Nuclear Energy》2000,37(1-4):327-332
Neutron beam designs were studied for TRIGA reactor with a view to generating thermal, epithermal and fast neutron beams for both medical neutron capture therapy (NCT) and industrial neutron radiography (NR). The beams are delivered from thermal and thermalizing columns, and also horizontal beam hole. Several prospective neutron filters (high-density graphite (G), bismuth (Bi), single-crystal silicon (Si), aluminum (Al), aluminum oxide (Al2O3), aluminum fluoride (AlF3) and lead fluoride (PbF2)) were examined for obtaining sufficiently intense neutron beam for various applications. Monte Carlo calculations indicated that with a suitable neutron filter arrangement, thermal and epithermal neutron beams attaining 2×109 and 7×108 n cm−2S−1, respectively, could be obtainable from thermal and thermalizing columns with the reactor operating at 100 kW. These neutron beams could be adopted for boron neutron capture therapy. Compared with these columns, horizontal beam port would deliver neutron fluxes of 10−2 10−3 lower intensity, but produced thermal and neutron beams would be adequate for different application of nondestructive inspection by neutron radiography. 相似文献