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一、基本原理 用一组展开函数?_i(E)来表示所测的真实谱φ(E),典型的展开函数是一组N—1项的多项式,N是探测箔种类数。
锂-7与某些裂变产物和反应堆腐蚀产物的分离
反应堆 裂变产物 锂-7
2008/12/22
本文分别以放射性核素~(137)Cs(Ⅰ)、~(60)Co(Ⅱ)、~(51)Cr(Ⅲ)和~(144)Ce(Ⅲ)代表不同价态的裂变产物和反应堆材料腐蚀产物,选用732~#强酸性阳离子交换树脂,测定了Li以及这些核素在不同的硝酸浓度下的分配系数与分离系数。研究了~7Li与上述核素的各种分离条件和影响因素。此外,还研究了用无机离子交换剂(磷酸锆)分离提纯~7Li的各种条件。测定了将洗脱液LiNO_3～...
利用硫酸铈测量原子反应堆中电离辐射剂量的方法
电离辐射剂量 原子反应堆 硫酸铈
2008/12/22
本文叙述了用硫酸铈法测定研究性重水反应堆在各种不同功率下的电离辐射的剂量。并在Co~(60)源上,以硫酸亚铁剂量计为基准,求得四价铈离子的辐射还原产额G=2.30离子/100电子伏,与文献结果甚为接近。
研究性重水反应堆UO_2堆芯的物理计算
B_1近似快谱程序 多能蒙特卡罗热谱程序 两维四群扩散程序
2008/12/22
一、前言 研究性重水反应堆为提高燃料组件的安全性,决定采用UO_2棒束燃料代替原来的金属铀燃料。棒束燃料,除~(235)U浓度保持不变外,元件的结构、形状都作了改变,因此必须先进行理论计算,为重水堆首次使用UO_2棒束型元件的临界实验提供必要的理论数据。由
研究性重水反应堆厂房外环境中子、γ剂量当量率的测定
研究性重水反应堆 环境 中子 γ剂量当量率
2008/12/22
测量了中国原子能科学研究院研究性重水反应堆厂房外周围环境中的中子、γ剂量当量率分布。反应堆在13MW热功率下运行时,其厂房外周围马路的平均中子剂量当量率达5.2nSv·h~(-1),约为天然中子本底的1.6倍;平均γ剂量当量率(不包括高剂量区的西马路数据)达124nSv·h~(-1),约为γ本底的1.3倍。还分析了反应堆厂房外西马路γ剂量率偏高的原因。
研究性重水反应堆冷却回路~（16）N的测量和计算
重水反应堆冷却回路 圆柱形铝壁电离室 ~(16)N的测量
2008/12/22
一、前言 重水反应堆运行时,由于重水本身受快中子的辐照,产生强放射性的~(16)N,它发射高能γ,是冷却回路γ放射性的主要来源。在设计冷却回路生物屏蔽层时,其厚度主要决定于~(16)N的γ源强。此外,国外很多动力堆还利用~(16)N的γ放射性强度来监测反应堆的热功率,它具有响应时间快、不引起通量畸变等优点。因此,确切地给出冷却回路重水中~(16)N的放射性强度,无论从为堆的安全运行提供辐射剂量数...
用玻璃测量反应堆中子通量
中子通量 反应堆 玻璃
2008/12/22
一、引言由于固体径迹探测器的发展,在地质学和考古学中出现了测定年代的裂变径迹法,在分析化学中,出现了测定微量或痕量铀的径迹活化法。这些方法正在从研究阶段逐步进入常规使用阶段。这些测量所使用的样品,首先必须放入反应堆用热中子进行照射,并测定照射到样品上的中子通量。因此,测量中子通量是这些工作不可缺少的重要环节。
用活化箔法测定游泳池式反应堆栅格内的热中子通量谱
热中子通量谱 游泳池式反应堆 活化箔法
2008/12/22
用~(164)Dy,~(176)Lu,~(151)Eu,~(197)Au四种活化探测箔测定原子能研究所游泳池式反应堆非均匀栅格内的热中子通量谱。选择热柱内固定位置作参考谱。预先测定参考谱的谱参数,然后测定探测箔在栅格内和参考谱内照射后的活化率比,进一步处理得栅格内的热中子通量展开谱。最后,由获得的展开谱处理出中子温度和超热中子通量谱参数,与相应的实测值相比较,结果基本一致。文中详细叙述处理展开谱...
游泳池式反应堆内超热中子通量谱的测定
通量谱 超热中子 游泳池式反应堆
2008/12/22
用双箔活化技术测定原子能研究所游泳池式反应堆内超热中子通量谱。采用~(115)In,~(197)Au,~(186)W,~(59)Co,~(68)Cu,~(65)Cu,~(98)Mo,~(100)Mo,~(198)Pt,~(107)Ag,~(109)Ag,~(64)Zn,~(23)Na,~(37)Cl等十四种同位素作为共振探测器,~(55)Mn,~(51)V作为与之相应的1/v探测器。利用热柱孔道...
核废料核素MA的铀资源当量模拟计算
核废料 快堆模 MA靶件 铀资源当量
2008/12/18
在快中子反应堆模型上,用MC方法模拟计算和比较单位质量MA核素和易裂变核素引起的反应性变化。计算结果表明:1kgMA核素的作用相当于0.6kg235U。
聚变-裂变堆中子学的二群扩散理论计算
中子学 聚变 裂变堆
2008/12/18
本文对聚变-裂变堆的中子学问题提出了一个适于解析计算的简化方案:首先用二群扩散理论计算裂变部分的次临界性质,再利用中子数平衡关系计算每个聚变中子可能引起的裂变数。结果表明,聚变-快裂变堆要使用浓缩铀,所需要的核燃料初始投料总量是很大的。
研究性重水反应堆的物理参数的测定
物理参数 重水反应堆
2008/12/18
本文叙述了中国科学院原子能研究所的重水反应堆启动时所作的临界试验。曾作了两类临界试验:一类与理想情形尽量接近;另一类则与实际运行情况相一致。此外还作了带“热坑”的临界试验。实验结果与理论计算在5％的误差范围内相符合,由此证实了理论计算的正确性。 根据实验结果确定,在正常水位下32根工艺管道达到临界状态,此时临界质量约为4公斤U~(235)。 测定了在工作条件下七根补偿棒的总补偿能力～0.165,安...
研究性重水反应堆的物理计算
物理计算 重水反应堆
2008/12/18
本文是关于苏联援助我国建立的实验性重水反应堆的一个物理计算。由于计算的时间早在1955年末至1956年初,所见文中根据的某些结构数据与后来的实际情况不尽符合。本文中工作进行的时候,苏联同志已经完成了这个堆的设计。本文也是在苏联学者加拉宁(А.Д.Галанин)博士的指导下进行的。 文中计算了反应堆栅格的特性、燃料中同位素成分随着堆工作时间的变化、反应堆中反应性的变化和控制以及反应堆的临界大小等方...