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利用蒙特卡罗方法计算^6LiD中子源的产额与能谱分布 被引量:1
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作者 胡春明 代君龙 +1 位作者 冯晰宇 许淑艳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2004年第2期137-140,共4页
利用6LiD中子源转换靶室将反应堆热中子转换成聚变谱中子 ,可用来进行聚变中子辐照环境下的材料性能研究。应用蒙特卡罗方法模拟聚变谱中子的产生过程 ,从理论上验证了这种中子源的可行性。初步计算表明 :1个热中子作用在6LiD源室外表... 利用6LiD中子源转换靶室将反应堆热中子转换成聚变谱中子 ,可用来进行聚变中子辐照环境下的材料性能研究。应用蒙特卡罗方法模拟聚变谱中子的产生过程 ,从理论上验证了这种中子源的可行性。初步计算表明 :1个热中子作用在6LiD源室外表面将在源室内腔中产生 0 .1314个快中子 ;所产生的快中子具有很好的聚变谱特点 ,能量集中在 13.5~ 15.5MeV之间。 展开更多
关键词 蒙特卡罗法 ^6LiD中子源 能谱分布 热中子反应堆 聚变谱
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高额超热中子束流治疗孔道低浓化BNCT堆初步设计方案 被引量:1
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作者 于涛 钱金栋 谢金森 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第3期17-20,37,共5页
根据硼中子俘获治疗(BNCT)中子源的要求,在高浓铀为燃料的微型反应堆(MNSR)的基础上,以富集度19.5%的UO2为燃料,将其堆芯低浓化并且添加水平超热中子束流治疗孔道,开展超热中子束流BNCT堆堆芯低浓化初步设计。计算BNCT堆的超热中子注量... 根据硼中子俘获治疗(BNCT)中子源的要求,在高浓铀为燃料的微型反应堆(MNSR)的基础上,以富集度19.5%的UO2为燃料,将其堆芯低浓化并且添加水平超热中子束流治疗孔道,开展超热中子束流BNCT堆堆芯低浓化初步设计。计算BNCT堆的超热中子注量率、单位超热中子注量的快中子剂量率、单位超热中子注量的γ光子剂量率、超热中子注量与热中子的注量之比、中子束流能谱等关键参数。结果表明,该设计可以得到优良的超热中子束流。 展开更多
关键词 硼中子俘获治疗 微型反应堆 堆芯设计 超热中子束流
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反应堆中子注量率谱的谱参数法解 被引量:2
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作者 王永清 小林捷平 +1 位作者 李兆桓 木村逸郎 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2003年第4期337-342,共6页
按照费米年龄理论,提出包含6个待定参数的数学表达式来描述反应堆堆内空间某点完整的中子注量率谱,并由此使用非线性规划可变容差法建立了新的解谱方法和相应解谱程序SNAIL。对于热中子反应堆内部的中子注量率谱,根据测量的反应率数据... 按照费米年龄理论,提出包含6个待定参数的数学表达式来描述反应堆堆内空间某点完整的中子注量率谱,并由此使用非线性规划可变容差法建立了新的解谱方法和相应解谱程序SNAIL。对于热中子反应堆内部的中子注量率谱,根据测量的反应率数据计算得到的整个能区中子注量率谱结果很满意,与NEUSPAC解谱程序解得的中子注量率谱符合得很好。对于中能中子场和快中子反应堆,在未使用可裂变材料探测器情况下,计算结果与文献公布的结果基本符合。 展开更多
关键词 中子注量率谱 非线性规划可变容差法 热中子反应堆 辐照中子剂量
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TPLIB-94 69群截面库的研制
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作者 王耀清 刘桂生 +1 位作者 张宝成 刘萍 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1995年第5期474-475,共2页
介绍了TPLIB-9469群截面库的研制。此载面库可供TPFAP和CARMP等热中子反应堆物理计算程序使用。
关键词 核数据 群截面库 热中子反应堆
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Xenon poisoning calculation code for miniature neutronsource reactor (MNSR)
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作者 KEGuo-Tu LIZhun-Jie 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2001年第2期135-142,共8页
In line with the actual requirements and based upon the specific characteristics of MNSR, a revised point-reactor model was adopted to model MNSR’s xenon poisoning. The corresponding calculation code, MNSRXPCC (Xenon... In line with the actual requirements and based upon the specific characteristics of MNSR, a revised point-reactor model was adopted to model MNSR’s xenon poisoning. The corresponding calculation code, MNSRXPCC (Xenon Poisoning Calculation Code for MNSR), was developed and tested by the Shanghai MNSR data. 展开更多
关键词 中子源反应堆 氙中毒 计算机软件
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日本原型先进热中子堆运行10年
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作者 刘云娇 《国外核新闻》 北大核心 1989年第7期11-12,共2页
【《日本原子》1989年3月号第4页报道】日本动力堆核燃料开发事业团(PNC)总结了日本原型先进热中子反应堆(ATR)10年的运行经验,并且累积了有关 ATR 的设计、建造和示范运行方面有价值的数据。普贤堆是一座重水慢化的轻水沸腾的压力管式... 【《日本原子》1989年3月号第4页报道】日本动力堆核燃料开发事业团(PNC)总结了日本原型先进热中子反应堆(ATR)10年的运行经验,并且累积了有关 ATR 的设计、建造和示范运行方面有价值的数据。普贤堆是一座重水慢化的轻水沸腾的压力管式反应堆,被称为第一座铀-钚混合氧化物燃料热中子反应堆。它的特点是。 展开更多
关键词 热中子堆 运行 日本
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铍光中子对研究堆瞬态特性影响研究
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作者 张丹 张航 +2 位作者 张舒 邹志强 陆雅哲 《核安全》 2016年第3期79-83,共5页
在采用铍材作为慢化剂或反射层的热中子反应堆中,由于^(235)U裂变产物放出的高能γ光子会与~9Be发生(γ,n)反应,产生光激发缓发中子,即铍光中子,会对反应堆的动态特性产生影响。本文选取经典的铍光中子分组参数,采用系统程序relap5,研... 在采用铍材作为慢化剂或反射层的热中子反应堆中,由于^(235)U裂变产物放出的高能γ光子会与~9Be发生(γ,n)反应,产生光激发缓发中子,即铍光中子,会对反应堆的动态特性产生影响。本文选取经典的铍光中子分组参数,采用系统程序relap5,研究了铍光中子对研究堆瞬态特性的影响。研究表明,铍光中子的存在导致反应堆剩余裂变功率增多和持续时间增加,从而提高了余热水平;铍光中子的存在使得瞬态中核功率变化滞后,对反应堆安全有一定的影响。 展开更多
关键词 研究堆 铍反射层 光中子 瞬态
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热中子研究堆薄板型控制棒价值计算
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作者 刘永康 刘汉刚 单文志 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2001年第4期294-296,共3页
对通过采用能量相关的内边界条件 ,在扩散理论的范围内计算薄板型热中子研究堆控制棒价值进行了理论分析 ,成功地计算了日本原子能研究所 JRR- 3M的控制棒价值 ,并与日本的计算结果进行了对比。
关键词 薄板 热中子研究堆 控制棒 价值 内边界条件 计算
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热中子反应堆
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《今日科苑》 2012年第21期72-73,共2页
反应堆是指能够在受控下(所以不会发生原子弹那样爆炸)持续进行核裂变链式(连锁)反应的装置。之所以把它叫做“堆”,是因为世界上第一个核反应堆是用石墨块(用以控制反应速度)和金属铀块(反应燃料)一层一层交替地“堆”起来而... 反应堆是指能够在受控下(所以不会发生原子弹那样爆炸)持续进行核裂变链式(连锁)反应的装置。之所以把它叫做“堆”,是因为世界上第一个核反应堆是用石墨块(用以控制反应速度)和金属铀块(反应燃料)一层一层交替地“堆”起来而构成的。后来,其他不用石墨的核反应装置,仍沿用这种叫法。 展开更多
关键词 热中子反应堆 反应装置 反应速度 核反应堆 石墨块 核裂变 原子弹 金属铀
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日本的“钚热利用”概况
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作者 李韡 《国外核新闻》 2010年第5期25-26,30,共3页
【本刊2010年5月综合报道】在日文中,“钚热利用”这个词就是钚(plutonium)与热中子反应堆(thermal neutron reactor)中的热“thermal”组合而成的日式英语词组——“plutonium thermaluse”,所以“钚热利用”反应堆就是指通过热... 【本刊2010年5月综合报道】在日文中,“钚热利用”这个词就是钚(plutonium)与热中子反应堆(thermal neutron reactor)中的热“thermal”组合而成的日式英语词组——“plutonium thermaluse”,所以“钚热利用”反应堆就是指通过热中子使钚产生核裂变反应、进行发电的反应堆。下面就对日本的“钚热利用”概况及“钚热利用”计划推行情况加以介绍。 展开更多
关键词 热利用 日本 热中子反应堆 裂变反应
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“普贤”堆利用MOX燃料的实绩与成果
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作者 李韡 《国外核新闻》 2003年第3期11-16,共6页
关键词 热中子反应堆 混合氧化物燃料 “普贤”堆 MOX燃料
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R& D and Reliability Analysis of a Digital Protection Systemfor Nuclear Heating Reactors
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作者 石铭德 李铎 +1 位作者 马昌文 解正国 《Tsinghua Science and Technology》 SCIE EI CAS 1999年第4期1652-1655,共4页
This paper discusses a scheme of digital Reactor Protection System (RPS) . Advanced parallel processing channels,consisting ofa microprocessor based unit and a General Array Logic (GAL) based unit have been config... This paper discusses a scheme of digital Reactor Protection System (RPS) . Advanced parallel processing channels,consisting ofa microprocessor based unit and a General Array Logic (GAL) based unit have been configuredin each ofthe redundanttrainsto eliminatetherisk ofcom mon modefailure ofdigital RPSsthrough the way ofdiversified equipment. Also several digitaltechniques are also applied to improve the system design.Forexample,the Voltage/Frequency (V/F) converteris applied to achieve the digitization ofthe measurement channel.GALcomponents greatly simplify the hardware circuit design. Two types of com munication buses aredesigned toimprove thereliability ofdatatransmission.By allthese means,thereliability of RPScan be expected to achieve a greatimprovement. 展开更多
关键词 nuclear heatingreactor digitalreactor protection system PARALLELPROCESSING RELIABILITY
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