中子注量

摘要： 在单晶硅孔道中子注量测量实验中,布置的活化探测器需要人工拆卸,为减少实验人员在拆卸探测器时的受照剂量,需针对辐照装置选择合适的铝合金材料.当中子注量率及辐照时间确定时,使用JANIS软件查找活化探测器的截面及半衰期等核参数,计算出铝合金常含元素辐照后的比活度.根据比活度及机械强度,筛选出两种铝合金(5A66及2A25),并与6061铝合金进行放射性活度比较,最后用MCNP软件对不同铝合金材质的辐照装置进行剂量模拟.模拟分析结果表明:1)5A66铝合金在三种材料中剂量当量最低,出堆十五天后,辐照装置外表面半高度位置的剂量当量为25.44μSv/h,5A66铝合金辐照装置满足本次实验要求;2)从放射性角度考虑,今后在选择辐照装置铝合金材料时,Zn、Cr、Fe、Ni元素含量应尽可能少.

摘要： 中子注量可作为加速辐照实验的辐照指标.为了通过加速辐照的方式检验中子吸收材料的中子吸收性能,计算了中子吸收材料贮存不同时间下的中子注量.通过对乏燃料组件初始富集度、燃耗深度以及乏池温度、可溶硼浓度的研究,得到中子吸收材料在乏池贮存时中子注量的包络值,同时计算得到不同贮存时间材料10 B的消耗量.结果表明,材料的中子吸收性能在贮存10~60 a的情况下并无明显变化.本文结果可为检验材料的中子吸收性能提供支持.

摘要： 总结分析了目前压水堆辐照监督管中子注量的工程计算方法和流程.通过理论研究和敏感性分析,提出了部分改进的计算方法.根据实际核电厂辐照监督管快中子注量计算结果与实测值的比较,证明了本文提出的改进方法的合理性和先进性.

摘要： 为了有效降低长计数器中子探测能量下限并解决5 MeV以上能量响应急剧下降的问题,利用蒙特卡罗程序MCNP5分析了长计数器各结构参数对能量响应的影响.通过使用不同含氢量的慢化体、添加中子吸收材料及添加补偿材料相结合的方法,优化设计了一种长计数器.结果表明:使用含氢量较低的中子慢化材料聚苯乙烯可提高低能中子能量响应;采用Cd作为中子吸收材料可解决能量响应局部过高的问题;采用Pb作为补偿材料可提高高能中子能量响应.设计优化的长计数器在1 eV～15 MeV能量范围内能量响应最大相对偏差约为10.1％.

摘要： Basing on the irradiation supervision of improved M310 units, the radiation supervision codes and standards for PWR Pressure vessels were analyzed. The technical points of ductile brittle transition temperature design curve, prediction formula, irradiation monitoring tube and sample setting, extraction plan and so on were studied and summarized. The effect and evaluation method of radiation monitoring data were analyzed and studied. Focusing on the difficulties encountered in the review of the applicability of the radiation monitoring codes for the Shidao Bay air cooled reactor and the correction of the radiation temperature effect. PWR radiation monitoring regulations and standards is relatively perfect. It is a feasible idea to establish the radiation monitoring plan of high temperature gas cooled reactor, basing on the principles of PWR related standards and combining with the characteristics of high temperature gas cooled reactor core physical parameters.%本文以我国M310改进型机组压力容器辐照监督为研究对象,梳理和分析了适用于压水堆压力容器的辐照监督规范体系.对辐照监督中韧脆转变温度设计曲线、预测公式、辐照监督管与试样设置、抽取计划等技术要点进行了研究和总结.结合标准规范的要求对辐照监督数据的作用和评价方法进行了分析研究和分步演绎.然后基于压水堆辐照监督的要求和堆型特点,重点研究了石岛湾气冷堆辐照监督规范适用性和辐照温度效应的修正等审评中遇到的难点.结论如下,压水堆压力容器辐照监督法规、标准体系较为完善,基于压水堆相关标准的技术原理,结合高温气冷堆的堆芯物理参数的特点,制定高温气冷堆的辐照监督方案是一个可行的思路.

摘要： 利用晶体管直流增益随中子辐照注量的变化关系,建立了基于电压补偿的晶体管直流增益在线测试系统,以模块化软件架构设计方法及电压回读技术,实现了不同辐照功率下晶体管直流增益的实时监测,获得了辐照期间晶体管器件敏感参数的变化规律.结果表明,在不同中子注量辐照下,研制的直流增益在线测试系统可满足晶体管损伤效应的实时测量要求,系统的测试精度达0.2％.

摘要： 利用硅双极晶体管在线监测中子注量,其直流增益和损伤常数是作为探测器指标的重要参数.高温退火可使受到中子辐照的双极晶体管性能部分恢复,进而可以重复使用.开展高温退火特性研究,分析双极晶体管直流增益的恢复程度以及损伤常数的重复性.在快中子脉冲堆上对贴片型3DG121C双极晶体管进行三轮中子辐照,每轮辐照累计注量2.64×1013 cm-2.经过第一轮中子辐照后,双极晶体管直流增益下降至辐照前的40%,经过180 °C连续24 h的高温退火后,直流增益恢复至辐照前的67%;经过第二轮辐照后,直流增益下降至第二轮辐照前的50%,在相同条件下退火后,直流增益恢复至第二轮辐照前的73%;经过第三轮辐照后,直流增益下降至第三轮辐照前的58%,在相同条件下退火后,其直流增益恢复至第三轮辐照前的87%.三轮实验结果表明:双极晶体管直流增益倒数随辐照中子注量变化的线性关系基本一致,具体表现为其损伤常数具有很好的重复性.利用该高温退火特性,将双极晶体管作为中子注量探测器应用于快中子脉冲堆中子注量在线监测,监测结果与活化箔结果基本吻合.%The direct current gain and damage constant are important indexs, when silicon bipolar transistors is used for neutron fluence on-line detector.Neutron irradiation can degrade the bipolar transistor direct gain, and the performance would recover partly by high temperature annealing,so the detceor can be used repeatly.High temperature annealing characteristic of bipolar transistors have been done to analyse direct current gain recovering level and damage constant repetitive.The three rounds of irradiation-annealing experiments have been performed using unsealed bipolar transistors 3DG121C on fast burst reactor for fluence 2.64×1013 cm-2.After the first round of neutron irradiation, the current gain decrease to 40% of pre-irradiation and recovered to 67% of pre-irradiation after 24 h annealing at 180 °C.After the second round of neutron irradiation, the current gain decrease to 50% of before the second round irradiation and recovered to 73% of before the second round irradiation after the annealing process the same with the first round.After the third round of neutron irradiation, the current gain decrease to 58% of before the third round irradiation and recover to 87% of before the third round irradiation after the annealing process the same with previous two rounds.Three rounds of experiments have shown that the linear relationship between reciprocal current gain and neutron fluence is basically consistent, in other words, the radiation damage constants have a well repetitive.Concerning this high temperature annealing characteristic, the BJTs can be used as an online neuron fluence detector of equivalent neutron fluence monitor of CFBR-II reactor.The results basically agree with the results from activation foil.

摘要： 针对40 kWe热管型月球堆的辐射屏蔽问题，建立了三维蒙特卡罗计算模型。屏蔽布局方式整体采用地埋式，堆芯上方的轴向屏蔽体则采用影锥构形，选取适用温度范围宽、耐辐照的碳化硼作为中子屏蔽材料，伽玛屏蔽材料则采用钨，模拟计算了空腔及钨层厚度对轴向屏蔽体后端典型位置的辐射影响，同时也考察了百米外人员所受剂量随径向屏蔽体厚度的变化关系。据此得到了热管型月球堆初步的屏蔽体构型，其总质量为215 t ，十年运行寿期内紧靠屏蔽体后端的敏感器件最大中子注量（1 MeV等效）为186×1014 cm－2、最大伽玛剂量为368 Mrad，而人员剂量仅为1192 mSv／a，在较大的裕量范围内满足辐射安全要求。%Three⁃dimension Monte Carlo calculation model was built to study the radiation shielding of heat pipe cooled lunar surface reactor with 40kWe. The lunar soil buried shielding method was chosen for the overall layout and the cone⁃shadow configuration was adopted for the axis shielding. B4 C was used for neutron shielding owing to its large range of applicable temperature and high radia⁃tion resistant, and W was adopted for gamma shielding. The radiation fluence on the back end of the axis shielding versus the chamber and W’ s thickness were calculated. The dose for an astronaut 100 m away versus the radial shield thickness was also calculated. The primary shielding configuration was provided and the whole mass was 215 t. The maximal neutron fluence (1 MeV equivalent) was 186 × 1014 cm-2 and the maximal gama dose for the radiation sensitive component was 3. 68Mrad, dose for an astronaut 100 m away was only 1192 mSv/a. The shield design can satisfy the shielding requirements with a large margin.

摘要： Background: The transient neutron radiation damage effect was an important parameter for evaluating radioresistance of electron device. Purpose: The aim is to obtain the response to transient irradiation of bipolar transistors under pulse neutron radiation. Methods: In this paper, the silicon bipolar transistors (3DK9D) with good similarity of parameters have been employed as the displacement damage monitors based on the liner relationship between the reciprocal of gain and the neutron flux. Response characteristic of pulse neutron radiation for this transistor was obtained by on-line measuring the variation of zero-frequency gain the along with accumulation of the neutron flux. Results: The transient neutron radiation damage effect on transistors was the combined action of ionizing damage and displacement damage. Conclusion: The results shown that the transient irradiation effect of transistors was more remarkable than steady irradiation with the same accumulative neutron flux.%瞬时中子辐射损伤效应是评价电子器件抗辐射能力的一项重要指标。利用晶体管直流增益的倒数与中子注量呈线性关系这一特点，采用参数一致性好的硅双极晶体管3DK9D 作为位移损伤探测器，通过在线监测晶体管直流增益随累积中子注量的变化，获得了双极晶体管对脉冲中子辐照的响应特性。结果表明，晶体管的瞬时辐射效应是电离损伤和位移损伤共同作用的结果。在相同累计中子注量下，瞬态辐照损伤效应远强于稳态辐照损伤结果。

摘要： 材料在辐照过程中所受的中子注量是辐照性能研究中的一个重要参数.上联箱铝材作为300#研究堆关键结构材料,经历了从反应堆首次临界到退役的全过程,极具材料辐照效应研究价值.为获取整个反应堆运行寿期内的上联箱中子注量水平,须克服堆芯装载变化频繁与堆芯不断扩大装载两大关键难点,故提出了堆芯归并等效计算方法.通过该方法的成功应用,得到了300#研究堆寿期内上联箱铝材的中子注量,并进行了误差分析.

摘要： 为提高中子辐照装置中子注量测量及控制精度，满足精密度较高、辐照注量较小和在线多点测量辐照实验需求，提出了累计中子注量在线记录系统研制。该系统采用对堆运行功率曲线积分的方法求取累计中子注量，通过局域网通信实现信息实时交互来满足设计要求。本文从硬件和软件两方面详细介绍了该系统的实现方法。

摘要： 本文利用晶体管直流放大倍数的倒数与中子注量呈线性关系这一特点，使用晶体管作为在线中子注量测量的探测器，建立了以计算机、GPIB总线、矩阵开关、任意波形发生器、数字示波器等硬件为基础，基于LabVIEW软件平台的中子注量在线实时监测系统。在西安脉冲反应堆中子辐射场中，开展了标定实验研究，建立的中子注量在线实时监测系统实现了空间分布的中子注量实时测量，利用该套系统得到了XAPR和CFBR-Ⅱ的等效损伤系数。

摘要： 中子注量测量方法常采用的金活化法,主要原因是金的纯度高,易于加工,且197Au (n,γ) 198Au 反应截面准确知道,衰变纲图简单,衰变放出的γ射线易于测定.本实验在四川大学720 所2.5MeV 静电质子加速器上,由核反应7 Li(p,n) 7Be ,T(p,n)3He产生中子,对中国工程物理研究院研制的新型中子探测器进行效率刻度实验中,我们测量了0.165、0.352、0.576、1.400MeV 四个能点的中子注量.在实验测量中,由靶头材料、冷却水层和样品的包层材料等引起的多次散射效应及中子在样品中的自屏蔽效应等均对实验结果产生影响.这些因素在实验中不可避免,也难以通过实验方法扣除,因此用Monte Carlo程序MCNP4C对上述效应进行了修正计算.

摘要： RPV是核电厂反应堆中的一个关键部件，在电厂寿期内必须确保RPV不失效。本文的目的是分析不同的燃料管理策略对RPV中子注量的影响，找出对RPV影响较小的燃料管理策略，为燃料管理策略的实施提供佐证。

摘要： 从晶体管直流增益与受照中子注量呈线性关系出发,使用晶体管作为辐照效应参数在线测量探测器,研制了以计算机、矩阵开关、多通道同步采集卡、任意波形发生器以及测试转接板等硬件为基础,基于LabVIEW平台的辐照效应测试系统.在CFBR-Ⅱ堆和钴源上,分别利用“瞬态和稳态不同辐照模式的损伤异同性试验”和“中子、γ不同辐照顺序的损伤等效性试验”进行了测试系统验证,实现了瞬态和稳态辐照下样品效应参数的实时测量.结果表明,研制的辐照效应在线测试系统可同时满足瞬态和稳态效应测量的指标要求,具有较高的可靠性和稳定性.

摘要： 船用电子器件的工作性能受辐射影响,易导致仪器故障,本工作通过对视频器件在加速器9Be(d,n)反应作为中子、γ混合辐射场中的辐射损伤研究,测量了视频视场中光斑产生与中子注量、γ吸收剂量之间的关系,对于有效掌握船用核动力装置中仪器仪表工作状况及确保核安全和辐射安全具有重要意义.

摘要： 通过蒙特卡罗理论计算方法,运用综合考虑中子注量与中子能谱的全能谱硅位移损伤函数作为表征屏蔽材料屏蔽效能的参数,探索研究不同组分、不同厚度的中子屏蔽复合材料对典型裂变中子谱的屏蔽效能变化规律.计算结果表明,随着屏蔽体含硼量增大,透射中子的全能谱硅位移损伤逐渐下降,在含硼量80％左右有拐点,随着屏蔽体厚度增大透过屏蔽体的中子注量降低、平均能量增大、硅平均位移损伤因子增大,透射中子的全能谱硅位移损伤逐渐下降.因此通过增加屏蔽体厚度可以提高其屏蔽中子的性能.理论计算结果为进一步开展试验验证研究提供了重要参考.

摘要： 针对斜接安注堆型，在不同破口尺寸对反应堆压力容器在辐照环境下的裂纹扩展进行断裂分析，分析部位包括了斜接安注接管区、进口接管区、环焊缝区（法兰接管段与堆芯筒体的焊缝）、堆芯区四个关键区域。考虑不同区域的换热系数，从计算步长、初始裂纹深度、中子注量和释热率四个方面对分析区域进行敏感性分析。结果表明，初始裂纹深度影响最大，中子注量次之，释热率影响不大。

摘要： 中子解谱方法是准确确定压力容器的中子注量的有效方法。本项工作就是研制以广义最小二乘法为核心的中子解谱程序2NP，用于核电厂反应堆压力容器（RPV）中子注量的估计。

摘要： 本文利用蒙特卡罗方法计算了系统自身辐射源引起的其电子器件承受的γ剂量率、中子注量率,计算了系统内外空间的γ照射量、中子注量,并利用LiF、LiF热释光剂量计的"成对"使用,对系统外表面及外部空间处的γ照射量、中子剂量进行了实验测量,对比分析理论计算与实验测量结果,二者吻合较好。

摘要： 本发明提供基于栅控技术进行散裂中子源1MeV等效中子注量测量的方法，解决了现有散裂中子源测量低通量1MeV等效中子注量手段有限的技术问题，本发明利用双极型晶体管少数载流子寿命倒数和1MeV等效中子注量呈线性关系的特点，实现基于反应堆1MeV等效中子在横向晶体管上的少子寿命损伤常数计算出散裂中子源1MeV等效中子注量，该方法在很宽的中子注量范围内可以保持较高的测量准确性。

摘要： 本发明属于辐射探测领域，涉及一种散裂中子源1MeV等效中子注量测量的方法。解决了现有散裂中子源中子束流无法直接提供1MeV等效中子注量且计算等效注量不确定度较大的技术问题，本发明采用的方法是利用双极型晶体管增益倒数和1MeV等效中子注量呈线性关系的特点，实现基于反应堆1MeV等效中子在横向结构晶体管上的损伤因子计算出散裂中子源1MeV等效中子注量，该方法在很宽的中子注量范围内可以保持较高的测量准确性。

摘要： 本发明公开了六边形套管型燃料堆芯中子注量率测量的试验堆芯及方法，所述试验堆芯包括燃料组件、铍组件、铝组件、控制棒组件、和水栅元，所述堆芯共布置265个位置，分别为20盒燃料组件、47盒铍组件、71盒铝组件、12个控制棒组件和115个水栅元，20盒燃料组件集中布置在以L12为中心位置的堆芯的中央区域，47盒铍组件围绕燃料组件布置在燃料组件的内侧和外侧，71盒铝组件围绕铍组件布置，12个控制棒组件间隔布置于铍组件和燃料组件之间，每个燃料组件、铍组件、铝组件、控制棒组件和水栅元各占1个位置。本发明能够满足检验核设计程序对六边形套管型燃料堆芯中子注量率计算可靠性的需求。

摘要： 本发明涉及一种宽能谱中子注量在线监测系统，包括中子探头、信号采集与数据处理；其中中子探头包含圆柱型慢化体、热中子探测器、快中子探测器、屏蔽层，可在1eV到20MeV能量范围内获得相对较为平坦的中子注量响应；信号采集与处理部分可实现探测器的高压、放大倍数等参数设置以及中子注量实时在线显示。本发明能够显著改善目前长中子计数器体积笨重的缺点，具有轻便、便携、抗γ、X射线能力强等优点，可应用于加速器、裂变反应堆和聚变试验装置等强中子辐射场的中子注量监测。

摘要： 本发明提供基于栅控技术进行散裂中子源1MeV等效中子注量测量的方法，解决了现有散裂中子源测量低通量1MeV等效中子注量手段有限的技术问题，本发明利用双极型晶体管少数载流子寿命倒数和1MeV等效中子注量呈线性关系的特点，实现基于反应堆1MeV等效中子在横向晶体管上的少子寿命损伤常数计算出散裂中子源1MeV等效中子注量，该方法在很宽的中子注量范围内可以保持较高的测量准确性。

摘要： 本发明属于辐射探测领域，涉及一种散裂中子源1MeV等效中子注量测量的方法。解决了现有散裂中子源中子束流无法直接提供1MeV等效中子注量且计算等效注量不确定度较大的技术问题，本发明采用的方法是利用双极型晶体管增益倒数和1MeV等效中子注量呈线性关系的特点，实现基于反应堆1MeV等效中子在横向结构晶体管上的损伤因子计算出散裂中子源1MeV等效中子注量，该方法在很宽的中子注量范围内可以保持较高的测量准确性。

摘要： 本申请实施例公开了一种1MeV以上单能中子注量率的测量方法，涉及中子测量领域，使测量结果更加准确同时减少了测量中子注量率的时间。该1MeV以上单能中子注量率的测量方法包括如下步骤，预设中子源和裂变电离室的距离，计算裂变电离室对单能中子源的响应参数；实验获得裂变碎片脉冲幅度谱，根据阈上裂变碎片计数率、阈下裂变碎片计数修正因子、U靶自吸收修正因子、裂变电离室对单能中子源的响应参数获得单能中子源强；根据获得的单能中子源强及相应的中子角分布获得待校准中子测量设备预放置位置处中子注量率约定真值。本申请的1MeV以上单能中子注量率的测量方法用于测量中子注量率。

摘要： 本申请涉及一种用于核电厂停堆期间中子注量率的高报警方法及系统。用于核电厂停堆期间中子注量率的高报警方法，其包括以下步骤：输入一设定值；采集反应堆泄露出来的中子，并将采集电信号转换成数字信号；将设定值减去数字信号，得到差值；将差值与阈值比较，若差值小于阈值，则触发报警。本申请将阈值比较器阈值的修改操作优化成设定值的修改操作，从而将核电厂源量程停堆期间中子注量率的高报警阈值调整工作从维修人员在机柜侧执行优化成核电厂操作员在数字化控制系统操纵员站执行，为核电厂大修带来了效率、质量上的提升，节省大修期间人力、物力，缩短大修工期。

摘要： 本发明涉及一种测量系统(10)，包括：‑检测器(8)，检测器包括：·光波导(16)，光波导包括能够通过中子俘获嬗变为稳定的二级掺杂剂的一级掺杂剂，该二级掺杂剂的中子吸收性低于一级掺杂剂；·适用于使快中子减速的慢化层(18)；‑分析装置(10)，分析装置连接到检测器并且被配置为：·向波导中注入询问波，询问波具有与二次掺杂剂的吸收峰对应的波长；·检测由波导发射的响应波；·根据检测到的响应波计算与波导中的二级掺杂剂的浓度有关的信息；以及·基于所计算的与二级掺杂剂的浓度有关的信息，确定在预定的二次周期内经历的快中子注量。

摘要： 本发明公开了一种基于可逆热流法测量高中子注量率的方法，该方法包含：(S100)选用硼晶体；(S200)得到n份刻度样品包；(S300)将刻度样品包分别放入中子注量率恒定的热中子核反应堆中辐照；(S400)用调制差示扫描量热法扫描其对应可逆热流曲线；(S500)以刻度探测器样品包的中子注量和可逆热流变化量拟合；(S600)把待测样品在待测中子注量率的反应堆辐照后，测量出可逆热流改变量，求出待测样品在待测堆所受的中子注量，根据辐照时间算出待测堆辐照样品时的注量率。本发明的方法能够根据辐照注量和可逆热流改变量的关系获得中子注量率，特别适合测量高注量核反应堆中子注量率。