中子通量
- 49-2游泳池反应堆辐照生产90Y的可行性研究
辐照位置的热中子通量大小对90Y生产的影响更大。图1 89Y(n,γ)90Y微观俘获截面2.2 堆内典型辐照位置辐照能力分析利用蒙特卡罗程序(MCNP6)开展49-2堆典型辐照位置的中子特性研究。利用MCNP6程序,对堆芯燃料组件、控制棒组件、堆内部件、垂直辐照孔道、堆内样品装载、辐照容器等进行了全堆芯几何精细模拟。为了探究辐照位置对产量的影响,根据49-2堆芯组件布置的特点,选取堆芯内3个具有代表性的典型辐照位置(图2)进行计算,分别为:靠近中心的E8处
同位素 2023年3期2023-06-21
- 田湾核电站换料期间中子通量密度监测方式优化研究
期间反应堆的中子通量密度。RSM系统是临时安装设备，换料前，需将探测器、转换单元及辅助单元连接后安装到堆芯围板中的测量通道内；换料结束后，需将探测器、转换单元及辅助单元拆除。安装、拆卸RMS系统既存在工业安全、辐射安全等风险，又占用大修主线时间，影响了机组的经济效益。基于上述原因，同时结合田湾核电站3号机组NFME各探测器的位置和灵敏度，拟取消RSM，改用SR监测换料期间反应堆的中子通量密度，这样既降低风险，又缩短大修时间。为此，本文论证利用SR监测换料期
原子能科学技术 2023年1期2023-01-31
- 用于乏燃料组件上下端部活化源项分析的截面库研究
组成及含量、中子通量、反应截面等。被辐照材料的核素组成及含量可以准确地获取，中子通量一般由反应堆物理程序计算给出，此时截面库的精度成为影响活化源项计算精度的主要原因。受限于分析工具，前期主要采用较为粗糙的现成截面库，导致计算结果过于保守，后端经济性有待提高。为进一步提高计算精度，亟需开展乏燃料组件上下端部活化源项的精细化分析研究工作，提高源项输入的精度，挖掘容器装载能力、提升容器运输的经济性。1 乏燃料组件活化源项计算截面库点燃耗程序可用于乏燃料组件上下端
辐射防护 2022年4期2022-08-11
- 基于加速器7Li(p,n)反应的BNCT中子源及慢化体的优化设计
件：1）超热中子通量Φepi＞1.0×109n·cm-2·s-1；2）Φepi与热中子通量Φth的比值Φepi/Φth＞100；3）Φepi与快中子通量Φfast的比值Φepi/Φfast＞20；4）γ射线剂量Dγ与超热中子通量Φepi的 比 值Dγ/Φepi＜2×10-13Gy·cm2·n-1（epi）；详见表1。表1 BSA的设计参数要求Table 1 BSA design parameter requirements为了满足国际原子能机构IAEA-T
核技术 2022年5期2022-06-09
- 控制棒运动对反应堆功率探测器的影响机理研究
过程中堆内的中子通量密度分布形状保持不变。然而，在实际工况中可能存在通过移动控制棒棒位调节功率水平的情况，由于控制棒的运动，向堆内局部引入了较大的反应性，这将导致堆内中子通量密度分布形状发生改变（空间效应）[3,4]。如果中子探测器受到空间效应的影响较大，则基于“点堆”假设的反应堆功率监测结果将不能准确地表征实际功率水平。因此，为实现控制棒运动过程中反应堆功率的精确监测，开展反应堆功率监测系统探测器对控制棒运动工况的响应机理的研究很有必要。针对如何消除反应
仪器仪表用户 2022年6期2022-06-06
- 高保真中子输运计算的多级加速理论及应用
，但它在处理中子通量密度变化较为迅速的复杂问题时存在较大误差。NECP-X通过改进传统PCQM克服了这个缺陷[10]，但并没有在计算效率方面改善。为充分利用预估校正准静态的优势，MPACT采用瞬态多级方法(TML)[11]，通过两次运用预估校正准静态方法，在保证计算精度的同时，提升整体计算效率。虽然TML的效果十分突出，但这样的加速并不充分，同时还面临着多群CMFD计算时间占比过大的问题。综上所述，单独时间步上的加速，以预估校正准静态方法等为代表的方法，提
原子能科学技术 2022年2期2022-03-02
- 堆芯中子通量测量系统设备辐射剂量降低研究
0 引言堆芯中子通量测量系统的功能是提供反应堆堆芯中子通量分布的数据。国内M310 类型机组包括秦山一期、秦山二期、方家山、大亚湾、岭澳一期、福清一期，通过对电动阀、止回阀进行清洗，降低辐射剂量的研究未曾涉及。核电厂职业照射个人剂量监测包括外照射个人剂量监测和内照射个人剂量监测。外照射监测主要通过佩戴在放射工作人员身体上的个人剂量计进行监测，内照射监测主要是对其体内或排泄物及其他生物样品中放射性核素的种类和活度进行测量[1]。文献[2]通过观察长期低剂量电
仪器仪表用户 2022年2期2022-02-18
- 环形燃料反应堆通量密度分布测量
413)相对中子通量密度分布是反应堆的重要物理参数之一，对反应堆物理特性及开展安全分析具有指导意义。环形燃料可大幅度提高燃料元件的传热效率，降低燃料芯块温度，能显著提升反应堆的安全性和经济性，已成为压水堆先进燃料组件的重要发展趋势之一。环形燃料栅元没有在堆内实际应用的先例，国内外均没有环形燃料堆芯物理实验数据，测量环形燃料反应堆中子通量密度的空间分布，可为中子物理实验、照射实验、同位素生产提供依据，通过测定相对中子通量密度分布了解堆芯热点、导出的物理参数等
原子能科学技术 2022年1期2022-01-27
- 快堆控制棒组件非均匀效应修正方法研究
逼近节块内的中子通量密度分布，并通过平均偏流来确定节块间的耦合关系。在现有的整个计算流程中，求解组件均匀化群常数时仅使用直接体积均匀化的方法，即将各种材料按照体积份额作为权重进行均匀化。快堆控制棒组件的非均匀效应比较强，直接体积均匀化的方法会导致控制棒价值计算产生较大偏差。在快堆设计计算中必须对控制棒价值的这种非均匀效应进行修正。针对快堆控制棒组件的非均匀效应有两种修正方法[3]：一是直接修正因子法，即采用蒙特卡罗方法求解控制棒价值的非均匀修正因子，将直接
原子能科学技术 2022年1期2022-01-27
- 基于氘氚中子源硼中子俘获治疗的中子慢化整形研究
模拟过程中的中子通量和剂量率等有关参数进行计算，为了使整体计算结果的相对误差小于1%，运行源粒子数大于108个。2 结果与讨论2.1 中子倍增层中子在经过BSA的不同种材料时，由于散射和俘获吸收，不可避免地会损失一部分中子。为了使经BSA慢化后的超热中子通量满足IAEA的建议值，设计一层与中子源相邻的中子倍增层，以增加入射中子数，从而部分补偿在慢化期间损失的中子。D-T中子源能量高达14.1 MeV，在此能量下可利用多种材料进行中子倍增。基于评价核截面数据
核技术 2022年1期2022-01-20
- 辐照条件下高温锂热管不凝性气体产生特性研究
区部分所受的中子通量密度。为便于后续的计算分析，取位于堆芯正中心处热管作为研究对象，计算得到了控制转鼓分别在0°、90°、180°位置所受的中子通量密度(图4)。由图4可知，中子通量密度呈中间高、两边低的趋势分布。图4 控制转鼓位于不同角度时热管所受中子通量密度Fig.4 Neutron flux density of heat pipe vs control drum at different angles2 不凝性气体产生机制2.1 产氦机理锂在自然界
原子能科学技术 2021年6期2021-06-30
- 核电厂J段象限倾斜超标报警分析
拟计算堆内的中子通量分布，重构反应堆堆芯的功率分布，并提供实时的堆芯运行状态图形[1]，与系统设定的安全限值进行实时对比，提供报警信号，确保反应堆在功率分布安全限值内运行，防止失水事故时导致堆芯熔化的严重事故发生[2]。某核电厂机组频繁出现J段象限倾斜超标报警，本文着重分析如何运用RIC堆芯测量系统的设备获取堆芯数据，测量真实J段象限倾斜情况并提出新的象限倾斜监测方法。1 LOCA监测系统J段象限倾斜超标报警介绍LOCA监测系统下位机通过DCS系统接收来自
仪器仪表用户 2021年5期2021-05-28
- 多群截面处理模块ARES-MACXS屏蔽计算适用性分析
计球体表面处中子通量密度与蒙特卡罗结果的对比。RMC使用5亿粒子进行模拟，各群中子通量密度统计误差小于1%。图4 一维球模型示意图Fig.4 Diagram of one-dimensional sphere model2.1.1 FENDL-3.1d多群库测试为测试截面处理模块对不同截面库的计算适用性，对MATXS格式的FENDL-3.1d多群截面库进行测试，并使用TRANSX程序对比计算。该库具有211群中子、42群光子，适用于高能中子及聚变装置的计算
核技术 2021年5期2021-05-24
- 基于模块化设计的堆芯中子通量测量系统
堆型，其堆芯中子通量测量系统由中子探测器组件、信号处理柜以及控制柜组成，主要功能是通过测量堆芯中子通量，并结合反应堆其他工况信号实现对燃料组件线功率密度（LPD）、偏离泡核沸腾比（DNBR）、堆芯三维功率分布、燃料组件燃耗等堆芯关键参数的在线监测。由于三代核电厂数字化仪控系统的设计需要采用模块化的方法，堆芯中子通量测量系统作为仪控系统的重要组成部分在设计时必定要遵守该要求。本文设计多种基础功能插件作为最小模块，根据堆芯中子通量测量系统的功能需求，使用这些成
科技视界 2021年7期2021-04-13
- 中子通量测量系统可靠性
新的方法来对中子通量测量系统的硬件可靠性进行分析。最后，以预制RIC系统作为算例，对其系统的硬件可靠性进行分析。使堆芯运行状态监测仪的可靠性分析结果更加严谨且符合实际状况，同时也对提高堆芯运行状态监测仪的可靠性、安全性和各种故障的诊断等都具有重大的意义，也为类似的核级仪器[13]的可靠性分析提供依据。1 中子通量测量系统简介堆芯运行状态监测仪属于核级专用仪器，主要用来对核电站堆芯的中子通量、水位等参数进行实时的测量，是核反应堆安全测量不可或缺的重要仪器。该
科学技术与工程 2021年3期2021-02-24
- 秦二厂堆芯中子通量测量系统大修维护策略
0 引言堆芯中子通量测量系统是堆芯测量系统（RIC）的3 个子系统之一，测量反应堆堆芯中子通量分布数据，结合从集中数据处理系统（KIT）接收到的其他数据（1/2 环路冷热段温度与流量、堆芯温度、主回路压力、堆外核测仪表系统（RPN）功率量程探测器电流、控制棒A1/B1/C1/D 子组给定位置），由数据处理软件确定测得的三维功率分布。每一次机组换料大修期间，由于机组更换燃料组件需要抽出堆内指套管，需要在抽拔指套管前对堆芯中子通量测量系统堆芯仪表间内机械设备进
仪器仪表用户 2020年12期2020-12-10
- 超级均匀化方法在压水堆堆芯Pin-by-pin计算中的应用与研究
；φ为反应堆中子通量密度，cm-2·s-1；Σ为宏观截面，cm-1；上标hom表示均匀化后，het表示均匀化前。式(1)假设栅格计算得到的非均匀中子通量密度等于均匀中子通量密度。此假设在只有均匀化少群截面与扩散系数作为等效均匀化常数的情况下是不成立的。SPH方法通过调整均匀化少群截面使得式(1)成立。(2)在保证反应率守恒的条件下，有：(3)整理可得：(4)联立式(2)、(4)可得SPH因子的计算公式：(5)式(5)中非均匀栅元平均中子通量密度由栅格高阶输
原子能科学技术 2020年11期2020-11-25
- MNSR控制系统仿真研究
kW，最大热中子通量密度为1×1012cm-2·s-1。随着计算机运算速度的提高和计算机仿真技术的发展，控制系统的仿真变得越来越容易。对于研究堆这一具有一定不确定性的系统，应尽量减少在反应堆上进行热调试的时间。本文采用计算机仿真的方式对研究堆的控制系统进行研究，并对控制参数进行预整定。1 数学描述及Simulink模型建立通过对MNSR堆芯物理和MNSR闭环控制系统的研究，首先建立相关数学描述，在数学描述的基础上建立Simulink模型。主要包括描述MNS
原子能科学技术 2020年11期2020-11-24
- 基于D-D中子源的硼中子俘获治疗慢化体设计
NCT。超热中子通量是BNCT中子源的基本特性参数之一，它直接关系诸如照射治疗时间、处方剂量、中子辐照剂量等BNCT技术参数的分析，进而影响治疗计划的制定。因此，超热中子通量的精确测量对于BNCT中子源品质的准确评价和治疗计划的精准制定至关重要。BNCT中子源形成的是高通量（≥1×109n·cm-2·s-1）的混合辐射场，虽然它的主要成分为超热中子，但它依然含有热中子和快中子（E＞10 keV）成分。目前，BNCT辐射场中子能谱及通量的测量方法主要有多箔活
核技术 2020年9期2020-09-15
- 紧凑型小型堆堆芯测量系统设计
子系统：堆芯中子通量测量子系统、堆芯温度测量子系统和压力容器水位测量子系统[1]。堆芯中子通量测量子系统负责连续测量堆芯中子通量，给出三维的堆芯全通量分布图，计算线功率密度（LPD）和DNBR 等相关信息，从而实时监测堆芯工况。堆芯温度测量子系统负责堆芯出口温度（COT）测量和反应堆压力容器上封头温度（RPVDT）测量，给出堆芯出口饱和裕量（△TSAT）和压力容器上封头饱和裕度，从而实时监测堆芯状态信息。压力容器水位测量子系统负责测量压力容器冷、热段进出口
仪器仪表用户 2020年9期2020-09-01
- 基于预估校正的改进准静态方法的中子动力学计算研究
态过程中堆芯中子通量密度随空间的分布，且不随时间变化。“点堆”动力学模型求解快速，对小型紧凑耦合系统在一定情况下可给出较满意结果，但由于其无法描述与空间相关的扰動过程。然而，大型商用压水堆的瞬态分析中，特别是事故工况下，中子通量密度空间分布随时间变化会非常剧烈，点堆模型在这种情况下的近似非常大。因此，为了精确模拟大型压水堆的瞬态过程中，中子通量密度分布随时间的变化过程，必须采用三维的时空动力学模型。本文使用预估校正的改进准静态方法求解时空动力学方程，并于基
科技视界 2020年17期2020-07-30
- 压水堆堆芯Pin-by-pin计算广义等效均匀化方法研究①
3方程中二阶中子通量密度的问题，并分析了压水堆堆芯Pin-by-pin计算中应用Pin-by-pin不连续因子的堆芯计算精度。1 不连续因子的计算方法研究广义等效均匀化方法通过放宽节块表面中子通量密度这一约束条件，来实现反应率及中子泄漏率的守恒，并提出了新的节块与节块之间的边界条件，即均匀化后堆芯内界面上中子通量密度乘上不连续因子后保持连续，第i节块第g能群的不连续因子定义式如下：式中：f——不连续因子；s——节块表面；——节块非均匀中子面通量，单位（cm
科技创新导报 2020年14期2020-07-17
- 一种铅冷快堆主要构件的辐照损伤计算
r→，E）是中子通量；ρi是原子密度；而 σR，DPA，i（E）是DPA响应截面。文献［8］利用SRIM程序计算DPA，他们首先利用MCNP6程序计算铝制容器反冲核信息，再用SRIM程序做DPA计算。文献［9］则首先利用MCNPX程序计算中子通量和能谱，再使用SPECTER程序做材料的DPA计算。本文采用SPECTER程序计算DPA。SPECTER程序是由美国Argonne国家实验室开发，是专门计算材料的中子辐照损伤的程序。SPECTER程序通过DISCS
核技术 2020年6期2020-06-15
- 机械速度选择器标定技术及标定实验
率及样品位置中子通量密度推算值Table 4 Measured peak count rates and deduced neutron flux density at sample position3.2 样品位置中子通量密度上限图8 机械斩波器狭缝通过限束圆孔示意图Fig.8 Diagram of chopper slit passing limit pinhole由表2可知，3He正比计数管[Δt1(FWHM)]2远小于二维位置灵敏探测器[Δt2(F
原子能科学技术 2020年1期2020-03-30
- CMRR中子自旋回波谱仪引束导管模拟研究
口及样品处如中子通量、能谱及束流发散度等中子束流特性。国际上常用的中子散射谱仪模拟程序有McStas［5-6］、ⅤⅠTESS［7］、ⅠDELS［8］和 NⅠSP［9］等，由丹麦RⅠSΦ国家实验室（RⅠSOE National Laboratory）与法国 ⅠLL（Ⅰnstitute Laue-Langevin）等机构共同开发的中子射线追踪程序McStas是使用最为广泛的程序之一。本文采用McStas 2.5对自旋回波谱仪引束导管中进行模拟计算，研究弯导管通
核技术 2020年3期2020-03-25
- 长期中子辐照Al-Mg-Si 合金的压缩力学行为*
并建立了积分中子通量与宏观力学性能的经验关系。Packan[3]系统研究了在较宽辐照中子通量和辐照温度下，高纯铝内部微观辐照缺陷（位错环和空洞）尺寸及密度的演变以及对力学性能的影响。Farrell 等[4]和刘建章[5]则以6061 铝合金为主研究了Al-Mg-Si 合金在不同能谱的中子辐照下力学性能的变化，其中Farrell 等[4]主主要研究了热中子通量和快中子通量分别对于6061-T6 铝合金力学性能（屈服强度、抗拉强度和延伸率）的影响，刘建章[5]
爆炸与冲击 2019年12期2020-01-02
- 基于协同进化的航空高度单粒子翻转故障生成方法研究
用于模拟实际中子通量随高度变化的规律，为机载电子设备单粒子效应加固和防护实验提供数据支持，同时也可以用于分析航空机组人员飞行期间所接收的中子辐射剂量。验证结果表明，该单粒子翻转故障生成方法生成故障数据与真实高度变化下单粒子失效特征吻合，能够满足器件航空单粒子效应加固测试的需求。关键词： 协同进化; 航空高度; 翻转故障; 单粒子效应; 中子通量; 故障生成方法中图分类号： TN383+.3?34; V240.2 文献标识码：
现代电子技术 2019年16期2019-08-23
- 堆芯通量测绘程序异常的原因分析和处理
， 其堆芯的中子通量分布由于燃耗的增加、装卸料操作以及反应性调节机构的动作而随时可能发生变化。因此， 在对反应堆功率进行控制时，需要通过堆芯通量测绘程序（下文简称FLUX）实时计算反应堆堆芯的中子通量分布，才能对反应堆功率进行准确地调节，保证堆芯的安全。为了使功率在堆芯内分布平衡，堆芯被划分为14个区，每个区的功率可以分别控制，使它们都尽量达到平均功率。为了得到准确的区域功率，在堆芯内部还安装了102根钒探测器。它们用于校验铂探测器的功率。堆芯通量测绘程序
科技视界 2019年17期2019-08-07
- 次锕系核素在铅冷快堆中的嬗变性能
式燃料循环，中子通量密度和中子能量高，具有良好的乏燃料嬗变以及核燃料增殖能力，因此研究MA核素在铅冷快堆中的嬗变特性具有重要的意义。本研究使用MCNP和SCALE程序计算不同MA核素对堆芯有效增殖因数keff、中子通量密度的影响，比较计算MA核素不同装载量对keff的影响以及MA核素在铅冷快堆中的嬗变率。1 铅冷快堆概念堆芯设计2002年，铅冷快堆被“第四代核能系统国际论坛(GIF论坛)确定为最具发展潜力的六种反应堆堆型之一[4]。第四代国际论坛铅冷快堆临
同位素 2019年1期2019-03-14
- 离散纵标六角形节块法及CMFD加速研究
e横向积分角中子通量可直接求解如下。对于μm>0，有如下的关系：(6)另外，还需对标量中子通量和中子源分布采用类似于节块法的多项式展开，有：(7)(8)其中，hi(x)={1,x,x2-5/72}，hi(x)的选取为了便于高阶角中子通量的求解需满足相对于权重函数ys(x)正交的要求，即：(9)其中，δij为克罗内克函数。对于横向泄漏，这里对左右半节块均采用平坦泄漏近似，这对于求解六角形组件栅元输运问题应该是合适的。根据横向积分节块面平均角中子通量以及节块标
原子能科学技术 2019年2期2019-02-25
- 三维并行程序JSNT对HBR-2装置的屏蔽计算与分析
量测量仪处的中子通量密度分布以及基准报告中给出的6个核素的放射性比活度，并与实验测量值进行对比。1 离散纵标方法稳态中子输运方程[6]：E′)ψ(r,E′,Ω′)dE′dΩ′+S(r,E,Ω)(1)式中：ψ为中子角通量密度，cm-2·s-1；r为位置向量；E为能量变量；Ω为方向向量；Σt为宏观总截面，cm-1；Σs为从能量E′、角度Ω′散射到E和Ω的宏观散射截面，cm-1；Σf为宏观裂变截面，cm-1；χ为中子裂变谱；S为外源源强，cm-3·s-1。对式(
原子能科学技术 2019年2期2019-02-25
- 核电站RPN源量程滤波参数的分析及优化
N）采用堆外中子通量测量的方式，对堆芯功率、堆芯功率变化和堆芯功率分布进行测量。RPN系统提供反应堆保护、核功率控制和堆芯功率监视等信号。其中，RPN源量程测量通道用于热停堆、冷停堆以及装卸料等状态的监测与保护，是反应堆启停时的重要测量仪表。RPN源量程中子计数率测量范围从0～106cps，相当于堆功率从10-9～10-3%Pn。特别是在机组装卸料期间，要求源量程能够快速响应，准确反应当时反应堆的真实状态。在某核电站RPN数字化系统中，发现RPN源量程通道
中小企业管理与科技 2018年36期2019-01-10
- Q&A 中子注量率、中子通量
中子注量率和中子通量有区别吗?A:在中子物理学的范畴,二者是同一个物理概念,即:中子数密度与中子平均速度之乘积。Q:为何要改名?A:严格来说,中子通量是曾用名。由于有些人认为其词不达意,所以新的学术规范里修改为中子注量率。这也曾引起很多老同志们的不解,成了老同志和新同志的分水岭。就好比化学上有一个词原本叫惰性气体,后来被改为了稀有气体。70后习惯称惰性气体,80后称惰性气体或稀有气体的都有,90后就几乎就都称为稀有气体。一个简单的学术名词就可以看到历史的变
中国核电 2018年3期2018-10-10
- 18个月换料对CPR1000反应堆压力容器辐照监督的影响
学性能试样、中子通量探测装置和温度监测装置三类试样。其中，每根辐照监督管装载有60个夏比V型(CV)试样、9个拉伸试样、12个紧凑拉伸试样和1个弯曲试样(具体装载类型和数量见表2)，分别用于夏比V型冲击试验、拉伸试验、紧凑拉伸试验和弯曲试验等力学性能试验。表2 该核电厂辐照监督管中力学性能试样装载明细表1.3 辐照监督管提取计划辐照监督管在RPV内的安装布置如图1所示：Z、S、T管安装在与RPV主轴夹角为17°的位置，超前因子为2.79；U、V、Y管安装在
核安全 2018年3期2018-07-27
- 应用MOCA程序设计煤料PGNAA实验装置
)式中，N为中子通量；E为中子能量，Mev；T为核温度，MeV。使用MATLAB软件进行计算时，T取定值1.3 MeV。图1 使用MOCA程序模拟252Cf中子源能谱Fig.1 Simulated spectrum of 252Cf neutron source with MOCA由图1结果可以看出，MOCA程序构建的252Cf中子源能谱与理论计算得到的中子源能谱基本符合。能量低于3 MeV时，MOCA程序 构建的252Cf中子源分布强度低于理论计算强度。
同位素 2018年2期2018-04-24
- 基于三维输运方法的压水堆主冷却剂16N源项计算分析
内各处的多群中子通量分布。然后，建立16N在主冷却剂系统中的平衡方程，编制16N活化源项计算程序。最后，编制接口程序，连接JSNT与16N活化计算程序，使用JSNT计算得到的中子通量分布，计算主冷却剂系统各处的16N活度浓度。1 计算方法与程序1.116N源项计算方法在反应堆内，考察一段长度为H，横截面均匀的冷却剂流道，如图1所示。冷却剂以流速μ(cm·s-1)自底端流到顶端。流道轴向的中子通量密度为φ(z)。那么在出口处，16N的核子密度Nout可表示为
核安全 2017年2期2017-09-25
- 行星际日冕物质抛射引起福布斯下降的一维随机微分模拟
计算所得地面中子通量的主相、恢复相及其在CME到达地球前的增加过程,均与Oulu中子探测器观测结果一致.行星际日冕物质抛射,福布斯下降,倒向随机微分方法,中子通量1 引 言银河宇宙线(galactic cosm ic rays,GCRs)是起源于太阳系之外,主要由质子、α粒子和少量电子组成的高能粒子,其能谱基本服从幂律分布,能量可达到1022eV[1,2].高能GCRs穿越由太阳风等离子体形成的日球层,到达地球大气层后,与大气发生碰撞并使气体分子电离,形成
物理学报 2017年13期2017-08-07
- 临界事故报警系统仪表剂量计算方法研究
，使得迷宫内中子通量分布发生变化，总共进行了6种实验方案的测量。实验用中子源放置在迷宫的一端开口处。实验采用自发裂变的252Cf作为中子源，源的强度是每秒放出(5.66±0.18)×108个中子。锎源被封装在一个双层不锈钢的罐子里，总质量为3.2g。实验中，中子源被三角架固定在距地面90cm的高度。对每种布置的方案，分别使用了裸露中子源和置于直径30.5cm聚乙烯球内的中子源进行实验。沿迷宫走向，均匀布置10个探测点，均位于迷宫通道正中位置，距地面高度为9
核科学与工程 2017年1期2017-04-18
- 基于MCNP程序的压水堆不同方式换料后反应堆物理分析
子能量分布、中子通量密度分布及堆芯功率分布，为堆芯的物理优化以及不同换料方式对堆芯功率的展平效果提供了理论依据。1 换料设计1.1 微型反应堆堆型设计35 MW微型反应堆设计堆芯中含有2种不同的燃料组件，分别是铀氧化物燃料(UOX)组件，混合的铀-钚氧化物燃料(MOX)组件[2]。压水堆主要参数见表1。表1 压水堆主要参数1.2 内-外换料设计在这种换料设计中，芯部由内向外分为3区，1区装载富集度为3.7%的UOX组件，编号为#4，即在堆芯最内区装载新料；
综合智慧能源 2017年2期2017-04-01
- 考虑角点不连续因子的精细功率重构及验证
致重构时角点中子通量不连续，需引入角点不连续因子进行修正保证其连续性。文中利用改进格林函数节块法程序堆芯扩散计算的结果，采用高阶多项式展开的调制法来进行组件内的精细功率重构，探讨了角点不连续因子在精细功率重构中的重要作用。并通过秦山二期实际堆芯的两种工况对其进行了验证，与SIMULATE-3的计算结果对比表明：考虑角点不连续因子的精细功率重构具有较高的计算精度，能够满足工程计算的要求。节块法；角点不连续因子；精细功率重构调制法精细功率重构计算快速且精度高[
核科学与工程 2016年6期2016-03-27
- 新堆多普勒发热点有效查找方法探究
负反馈效应的中子通量水平就是多普勒发热点，也称核发热点。进行零功率物理试验时，一般要将反应堆中子通量水平控制在多普勒发热点的1/20～1/5，一方面能提高信号的信噪比和反应性测量精度，另一方面又能防止燃料出现明显的核发热和多普勒负反馈效应而使反应性测量数据失真。在新建压水堆首次启动时，常发生找不到多普勒发热点的情况，本文对普勒发热点的机理和过程进行分析和推论，探讨影响多普勒发热点查找的主要因素，并结合多个核电厂的实践经验，为能准确地找出多普勒发热点提供一些
设备管理与维修 2015年2期2015-12-25
- 裂变室输出信号数字化处理的仿真研究
01800）中子通量密度是核反应堆工程中的一个重要参数，利用裂变室进行宽量程中子通量密度测量的数字化处理系统较传统的模拟电路有更大优势。本文基于数字化中子通量测量方案进行仿真研究，首先用计算机模拟带电子学噪声的裂变室输出信号仿真波形，提出在低通量和高通量的中子通量密度情况下，用数字梯形成形滤波和数字自适应参数滤波算法，不仅可以实现抗堆积和脉冲噪声有效甄别（脉冲模式）处理，提高计数率的准确度，而且能够提高均方值计算（坎贝尔模式）的准确度。裂变室，宽量程，数字
核技术 2015年1期2015-12-01
- 修正快中子通量以提高碳氧测量精度的研究
12）修正快中子通量以提高碳氧测量精度的研究程道文1，兰 民1，李 鑫2（1.长春工业大学基础科学学院，吉林长春130012；2.长春工业大学应用技术学院，吉林长春130012）用MCNP-4C程序模拟了30个煤炭样品，并找出快中子通量与元素含量间的关系.利用文献方法计算出元素含量，并以此含量修正快中子通量，修正后可以提高元素的测量精度，提高精度后的元素含量反过来可以修正中子通量.结果表明，经过多次修正后，测量精度得到较大的提高，能够达到煤炭工业应用的要求
东北师大学报（自然科学版） 2015年3期2015-06-28
- 中子平衡节块离散纵标法及CMFD加速技术研究
散纵标法对角中子通量进行直接离散，中子输运方程在笛卡尔坐标下可直接给出，对于任意离散方向有（不考虑外源）：其中：μ为离散方向x方向分量；η为离散方向y方向分量；m为角度离散方向；Qm为各项同性总的源项。其中：Σs为散射截面；Φ为标量通量；χ为裂变谱；keff为本征值；Σf为裂变截面。通过类似于堆芯扩散节块法的横向积分技术，横向积分形式的离散纵标法可写为如下形式（以y方向横向积分为例）：其中：Δx为x方向节块的宽度，x∈［－1，1］；Ψm为横向积分角中子通量
原子能科学技术 2015年3期2015-05-16
- 压水堆核电厂反应堆首次临界试验
功率物理试验中子通量水平和校核反应性仪。压水堆核电站的首次临界通常采用提棒、连续稀释向临界逼近，最后分段提棒向超临界过渡三阶段实现。为使整个临界过程中能够随时掌握反应堆的次临界状态，并预计临界点，使临界操作有据可依，在达临界的过程中需要进行中子计数率的测量，并作出中子计数率的倒数外推曲线。由中子动力学方程：式中：n──中子密度 n/cm3；l──中子平均寿命，s；Ci──第I组缓发中子的先驱核浓度，N/cm3；S──外中子源强度，Bq；λi──第i组缓发中
科技视界 2015年17期2015-04-14
- 钴自给能中子探测器的测量及补偿原理分析
探测器在进行中子通量测量时无需外加工作电源，其电流由探测器中的发射体部件在中子作用下发射β 粒子或电子形成［1］，有别于其他类型的中子探测器，该探测器主要应用于堆芯内中子通量的测量。目前三代核电项目的堆芯中子通量测量都采用了自给能中子探测器，本文将对钴自给能中子探测器的组成、测量及补偿原理进行分析。1 自给能中子探测器的组成自给能中子探测器由发射体、绝缘体、电缆和外套四部分组成［1］。根据IEC 61468 标准中的介绍，自给能中子探测器有两种典型的结构［
自动化仪表 2015年11期2015-04-01
- 钴调节棒更换后RFSP-IST程序通量计算不确定性分析
包含两种三维中子通量求解模型：一是采用有限差分方法数值求解中子扩散方程；二是根据堆内探测器的响应信号，采用通量绘图方法重构三维中子通量分布。1) 中子扩散方程在RFSP-IST程序中，中子扩散方程有两种形式：完全的两群模型和经过简化的一群半模型。后者在设计中经常被采用，其推导过程如下。两群中子扩散方程可写成如下形式：(1)其中：D1、D2分别为快群和热群扩散系数；r为空间离散变量；Φ1、Φ2分别为快群和热群中子通量；Σa1、Σa2分别为快群和热群的吸收截面
原子能科学技术 2014年6期2014-08-08
- 利用中国实验快堆生产放射性同位素的可行性研究
中子能量高、中子通量密度大等特点，利用快堆生产某些同位素具有热堆所不具备的优势[4]。国际上拥有快堆的国家均开展过利用快堆生产同位素的研究[5-8]。适宜在快堆中生产的同位素主要有32P、33P、35S、89Sr、14C、60Co等。32P、33P、35S均为短半衰期的β放射性核素，常作为示踪核素广泛用于工业、农业和医药领域[9]。89Sr为亲骨类放射性核素，发射最大能量为1.495 MeV的β射线，半衰期为50.5 d，主要用于恶性肿瘤骨转移治疗[10]
原子能科学技术 2014年4期2014-08-07
- 线性回归方法在核数据处理中的应用
准确地确定热中子通量以及Si，Al，Fe和Ca含量.计算结果显示，计算出来的热中子通量的平均偏差为0.31%，4种元素的测量精度都达到GB/T 176-2008(水泥化学分析方法)的要求.核数据处理；线性回归方法；统计涨落；中子感生瞬发γ射线分析方法在放射性测量中，即使所有实验条件都稳定，在相同时间内对同一对象进行多次测量，每次测得的γ计数并不相同，而是围绕某个平均值上下波动.此现象被称为放射性γ计数的统计涨落，是放射性原子核衰变的随机性引起的.另一方面，
东北师大学报（自然科学版） 2014年4期2014-08-02
- 煤炭内中子通量与元素含量关系
，φ应该是快中子通量；如果利用的是热中子俘获反应，φ应该是热中子通量。无论是快中子通量还是热中子通量，φ都应该是待测样品位置的中子通量，它不仅与中子源的产额有关，还应该与样品中的元素种类及含量有关，文中用MCNP-4C程序对煤炭所在区域的快中子通量和热中子通量进行模拟计算，并找出它们与煤炭元素间的关系。1 模型结构简介在实际应用中，很难测量煤炭内部的快中子通量和热中子通量。为了获得这两个通量，我们用MCNP-4C程序进行了模拟计算。为了尽量接近实验装置，模
长春工业大学学报 2014年2期2014-03-26
- 溶液核燃料流动临界特性研究
与程序计算值中子通量分布和缓发中子先驱核分布情况如图2[3]。从图中可以看出，缓发中子先驱核密度的分布几乎是一常数，与理论解一致，验证了程序计算的正确性。分别计算不考虑流动项和考虑流动项两种情况下的有效增殖系数，结果如下图3。图2 U=∞时通量和缓发中子先驱核计算值图3 考虑和不考虑流动项的有效增殖系数从图中可以看出，在U ＞900cm/s 之后，是否考虑流动项，对有效增殖系数的影响约为0.1%，这与缓发中子流失失去的反应性相当，已经不能忽略了。而对于中子
科技视界 2014年10期2014-02-24
- TRISO钍铀包覆燃料颗粒裂变气体生成规律
随中子能谱和中子通量的变化规律。计算结果表明，中子能谱、通量和运行时间均相同时，UO2包覆颗粒中氙的生成量为氪的约7倍，ThO2包覆颗粒中氙的生成量约为氪的4.5倍。研究了ThO2包覆颗粒裂变气体饱和值与能谱的关系，结果表明，能谱越软，越易达到饱和，但能谱较软时达到的饱和值较小。通过对裂变气体积累量的计算估计了ThO2包覆颗粒因内压导致破损的寿命值。三结构同向性型(Tri-structural iso-tropic, TRISO)包覆燃料颗粒，裂变气体，中
核技术 2014年1期2014-01-13
- 熔盐堆堆芯分区结构对钍燃料增殖性能的影响
化剂石墨内的中子通量水平，延长更换堆芯石墨周期，提高整个熔盐堆的运行经济性。熔盐堆，蒙特卡洛，超热中子能谱，增殖率，石墨寿命铀矿资源日渐消耗的背景下，钍铀循环在世界各个核能研究单位进行了深入广泛的研究。包括传统的西屋公司商用型压水堆、加拿大重水CANDU堆[1]、印度AHWR[2]钍基重水堆、日本FUJI-AMSB堆型设计以及橡树岭(ORNL-美国)熔盐堆等。其中熔盐堆作为第四代先进核能系统，其独特的在线处理以及堆芯石墨孔道流动的熔融盐燃料，使其性能和运行
核技术 2013年9期2013-02-24
- 脉冲中子-裂变中子铀矿测井技术的蒙特卡罗模拟
0～1 s热中子通量随时间的变化，结果示于图4。由图4中可以看出，含铀地层和不含铀地层在源脉冲结束的初始热中子时间分布差别不大，但在t>5～8×103μs后，含铀地层仍然有热中子通量计数，而不含铀地层完全没有热中子通量计数。这主要是由于在含铀地层中，中子源产生的快中子和铀发生裂变反应，产生缓发裂变中子，增加了地层中的热中子通量。因此记录源中子完全被地层吸收后一定时间内的缓发中子通量计数，可以反映地层含铀量。图4 不同铀含量地层热中子通量随时间变化瞬发裂变中
同位素 2013年1期2013-01-10
- 用D-T中子发射器检测煤炭含H量的改进
，煤炭内的热中子通量不是一个常数，含H量与其特征γ射线总计数间不再是线性关系.MCNP程序模拟结果显示，含H量三次方与其特征γ射线计数呈线性关系.用此关系计算含H量，测量结果的绝对误差小于0.25%，达到了煤炭工业应用的要求.NIPGA；D-T中子发生器；含H量；特征γ射线；非线性为了充分提高企业经济效益，大型产煤、用煤单位都需要快速检测煤炭中C，H和O含量以及低位热值、水分、灰分、挥发分等工业值.传统的化学分析方法需要经过采样、称重、恒温干燥、测试等过程
东北师大学报（自然科学版） 2012年1期2012-12-26
- 船用堆堆芯控制棒分布对围板/反射层不连续因子的影响分析
上均匀化后的中子通量不连续，因此需要引入不连续因子来保证区域交界面上的非均匀中子通量连续。非均匀中子通量连续关系可用下式表示：2 围板/反射层等效均匀化参数的计算通过修改TPFAP中的穿透概率模块使之能对组件进行非对称计算，并利用它对全堆芯进行输运计算，求出围板/反射层节块的非均匀中子通量分布以及面中子通量和净中子流分布，然后利用边界净中子流为零的条件求解围板/反射层节块的二维扩散方程获取节块面通量的均匀解，最后利用式(2)计算不连续因子。对每个均匀化围板
船电技术 2012年4期2012-09-21
- 医院中子照射器I型堆超热中子束流孔道的优化设计
料设计的超热中子通量密度较小，约为4.58×108cm－2·s－1，没有达到 1.0 ×109cm－2·s－1的国际通用要求。因此，为了进一步提高IHNI－1堆超热中子孔道的束流强度，文章利用Al、FLUENTAL等材料对图1中的超热中子滤束装置的慢化体进行优化设计。图1 IHNI－1堆超热中子束流孔道的几何示意图Fig.1 Epithermal neutron duct of IHNI－1 reactor2 IHNI－1堆超热中子束流孔道慢化体的优化设计
中国工程科学 2012年8期2012-08-18
- BNCT医院中子照射器辐射场特性参数初步测量
-1该照射器中子通量密度设计指标:1)热中子孔道口中心处热中子通量密度:≥1 ×109cm－2·s－1;2)超热中子孔道口中心处超热中子通量密度:≥2.5 ×108cm－2·s－1;3)实验孔道口中心处热中子通量密度:≥1×106cm－2·s－1。3 实验方案设计国际上针对BNCT照射器辐射场特性参数测量未形成通用的标准测量方法，而是根据各自照射器的特点，研发适当的测量装置，主要包括阈活化箔探测器[2]、多球谱仪[3，4]、气泡探测器[5]、中子飞行时间测
中国工程科学 2012年8期2012-08-18
- 基于MCNP和ORIGEN2耦合程序的IHNI－1型堆裂变产物中毒及燃耗分析
在反应堆内，中子通量密度沿燃料元件轴向按余弦分布。故沿轴向将燃料元件分为10层，对每层分别记数，以能更精确地模拟堆芯中子通量密度分布。ORIGEN2程序包括较完整的衰变链、裂变产额、各种核反应截面及其释放能等数据。广泛用于计算点燃耗及放射性衰变的计算机程序，分别输入活化构件位置处的中子通量密度、构件材料成分、辐照时间，程序就可输出各种放射性活化核素在每个构件中的活度。核素 i的总量随时间变化率(dXi/dt)可由如下的非齐次一阶常微分方程描述:同其他燃耗耦
中国工程科学 2012年8期2012-08-18
- 速度选择器参数设计及其中子光学特性
(w)，出口中子通量为 6.0×106cm–2·s–1，冷中子包至导管入口的间隙为1 m，直传输导管长2 m，导管内壁超镜因子为1.5，速度选择器与导管出口对接，导管横截面为100 mm(h)×30 mm(w)，速度选择器另一侧开中子窗，尺寸也为100 mm(h)×30 mm (w)，导管横截面中心与速度选择器中子窗中心位于同一高度。2.1 选择器长度的优化计算若其他参数固定，速度选择器转子长度就是在一定时间里的中子飞行距离，则该转子长度决定了中子速度也即
核技术 2010年9期2010-03-24