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快中子

  • 美发布多功能实验堆最终环评报告
    下述两项能力：快中子谱辐照能力以及未来为满足新需求进行升级的能力。VTR 将成为能源部自20 世纪70 年代后期以来建设的首座核反应堆。爱达荷国家实验室负责推进该堆的建设，目前准备采用通用电气-日立核能公司（GEH）的PRISM 钠冷快堆技术建设VTR。美国许多企业正在开展先进核反应堆研发项目，其中许多项目涉及快堆研发。这些项目目前均面临一个难题，即缺乏可供用于开展快堆材料、燃料和仪表研发的快中子辐照设施。因为自位于爱达荷的反应堆EBR-II 于1994

    国外核新闻 2022年7期2022-11-25

  • 美能源部决定使用钠冷快堆技术建设多功能实验堆
    下述两项能力：快中子谱辐照能力以及未来为满足新需求进行升级的能力。VTR将成为能源部自20世纪70年代后期以来建设的首座核反应堆。爱达荷国家实验室负责推进该堆的建设，准备基于通用电气-日立核能公司（GEH）的PRISM钠冷快堆技术建设VTR。美国许多企业正在开展先进核反应堆研发项目，其中多个项目涉及快堆研发。这些项目目前均面临一个难题，即缺乏可供开展快堆材料、燃料和仪表研发的快中子辐照设施。因为自位于爱达荷的反应堆EBR-II于1994年关闭之后，美国国内

    国外核新闻 2022年8期2022-11-24

  • 低纬度高原宇宙线快中子土壤水分监测方法适宜性研究*
    分测量。宇宙线快中子土壤水分测量方法填补了中尺度测量的空白, 早期研究认为测量范围为直径约670 m、深度为76 cm的圆柱形土柱, 随着研究深入, 发现其测量范围为半径130～240 m、深度15～83 cm的一个类陀螺形土柱, 测量半径取决于气压、空气湿度、土壤水分和植被等, 测量深度主要取决于土壤含水量, 也与植被等有关, 测深随着与传感器的距离呈指数减小。该方法还具有非接触、穿透能力强、不受土壤水相态限制、对土壤质地、盐度等理化因素不敏感、可连续测

    中国生态农业学报(中英文) 2022年8期2022-08-13

  • BNCT中14 MeV中子慢化体的研究
    14 MeV的快中子，需要慢化后才能用于BNCT.为了减少对周围正常细胞的辐射[5-7]，肿瘤位置的快中子比率不能超过3%.在慢化过程中，由于慢化材料的散射和吸收，热化效率比较低.为了提高14 MeV中子的热化效率，本文用MCNP程序分别模拟计算了水、重水、聚乙烯，石蜡、氘代聚乙烯(用氢的同位素氘替代聚乙烯中的氢，deuterated polyethylene，简写为DP)、钨、铅等材料及其组合的热化效率[8-11].模拟计算结果显示用钨、铅、DP组成的三

    东北师大学报（自然科学版） 2022年2期2022-07-23

  • 铀材料快中子多重性测量方程推导
    愈发受到关注.快中子多重性测量技术作为一种无损检测技术,采用闪烁体探测器进行测量,在军控核查体系中发挥着越来越重要的作用.目前对于钚材料的快中子多重性测量方法发展较为成熟,对于铀材料的快中子多重性分析模型和测量方程还处于发展中.为建立铀材料的有源快中子多重性测量方程,本文在中子多重性分析方程推导过程的基础上,根据铀钚材料二者物理过程的区别,不考虑(α,n)反应,考虑快中子散射串扰的影响,利用概率母函数完成铀材料快中子多重性测量方程的推导.在此基础上,为检验

    物理学报 2022年9期2022-05-26

  • 快中子敏感硅微通道板的模拟与设计
    处理较薄样品。快中子能量高，具有很强的穿透能力，快中子照相可处理体积更大的样品，近年来被重视和广泛研究［2‒3］。早在2002年，Disdier等［4］研究了闪烁体转换器和电荷耦合器件（Charge Coupled Device，CCD）相机组成的快中子像探测器系统；2005年，Dangendof等［5］研制了由聚乙烯转换器+气体电子倍增器的像探测器系统，通过将25个相同的探测器模块沿着光束轴堆叠，实现了约5%的总探测效率和0.5 mm的空间分辨率；200

    核技术 2022年2期2022-02-28

  • 印快中子增殖试验堆首次实现满功率运行
    8日报道】印度快中子增殖试验堆（FBTR）2022 年3 月7 日首次实现满功率运行，达到了4 万千瓦热功率的设计水平。该堆此前的运行功率一直低于3.2万千瓦。该堆位于英迪拉·甘地原子能研究中心（IGCAR），1985 年投运，使用液态钠作为冷却剂，启动时的热功率为1.05 万千瓦，是全球首座使用铀钚混合碳化物燃料作为驱动燃料的反应堆。投运后，该堆的运行功率逐步提升，到2018 年达到当时的上限3.2 万千瓦（主要受堆芯反应性限制）。2011 年，印度宣布

    国外核新闻 2022年3期2022-02-17

  • 基于氘氚中子源硼中子俘获治疗的中子慢化整形研究
    A），将产生的快中子慢化至BNCT所需的超热中子能区。此外，中子束的输出端参数应满足国际原子能机构（International Atomic Energy Agency，IAEA）所给出的建议值（表1）。表1 IAEA推荐的治疗用中子束指标[11]Table 1 Targeted values of therapeutic neutron beam recommended by IAEA[11]本文主要针对紧凑型氘氚中子源，设计一种基于14.1 MeV快中

    核技术 2022年1期2022-01-20

  • 堆用中子探测器校验装置设计
    孔道孔径确定当快中子引出孔道正对中子源时，在装置外部得到经准直的快中子辐射。改变引出孔道的孔径，引出快中子场的中子注量率及其能谱也会发生变化。计算得到快中子引出场的中子注量率变化与引出孔道孔径关系如图2 所示。从图2 中可以看到，当孔道半径小于5cm 时，引出中子注量率随孔道半径增大而增大；当孔道半径大于5cm 时，引出中子注量率随孔道半径增大而急剧减小。因此，快中子引出孔道半径选择为5cm，此时中子注量率最大。图1 校验装置示意图Fig.1 Calibr

    仪器仪表用户 2021年4期2021-04-19

  • 闪烁体光纤中子探测技术应用研究
    探测器主要用于快中子测量，结构如图1（c）所示，入射中子与光纤内的C、H 原子核发生散射生成反冲核，反冲核激发塑料闪烁光纤发光从而实现中子的探测。 目前，闪烁光纤中子探测技术主要应用于两个方面，一种是针对传统中子探测器不适用、狭小空间内的中子测量场合，另一个应用作为中子照相技术的成像装置。图1 几种典型的光纤1 中子探测将中子转换材料和闪烁发光物质混合构成中子探头，再与光纤耦合构成的闪烁体光纤中子探测器在反应堆中子学物理特性研究领域具有广泛的应用。 目前研

    科技视界 2021年7期2021-04-13

  • 基于快中子多重性计数器的Pu样品属性测量研究及改进
    710025)快中子多重性计数(FNMC)分析方法作为一种新的核材料无损分析方法，由于其直接测量快中子的特性，在核材料衡算和属性认证中发挥着越来越重要的作用[1-2]。对核材料自发裂变能谱研究发现，具有较好n/γ甄别能力的液体闪烁体探测器(简称液闪)较3He正比计数器更便于直接对快中子进行测量而不需对中子进行慢化[3-4]，从而避免样品信息的丢失，因而在Pu样品测量时FNMC分析方法较中子多重性计数(neutron multiplicity countin

    原子能科学技术 2020年10期2020-10-24

  • 重水研究堆热柱石墨潜能释放分析研究
    2.3 潜能与快中子累积注量关系潜能产生的根本原因是中子辐照，因此需对热柱石墨的快中子累积注量进行估算，通过潜能与快中子注量的关系，可分析得到101堆所用石墨结构材料的潜能本征性质。Lexa等[10]提出的热柱快中子注量经验公式如下：(3)其中：Φf为热柱快中子注量，cm-2；Φf,0为热柱最内侧快中子注量，cm-2，根据101堆记载数据[12]，偏大保守估算Φf,0=6.75×1016cm-2；d0、d分别为热柱最内侧与堆芯的距离和取样位置与堆芯的距离，

    原子能科学技术 2020年8期2020-08-10

  • 高含钨铝基复合屏蔽材料成分优化设计
    射线、热中子和快中子，有助于实现反应堆体积小、质量轻的设计目标。本文基于X-COM及MCNP程序对材料的成份进行了优化计算，给出了不同配比下该材料的屏蔽性能及力学性能，能够为材料的最终定型提供依据。2 γ射线线性减弱系数（μl）的理论计算图1 不同材料的γ射线线性减弱系数与γ射线能量的关系曲线采用X-COM程序分别计算了密度为4.1g/cm3、6.9g/cm3、8.2g/cm3、9.1g/cm3和10.0g/cm3的Al/W/B4C材料的γ射线线性减弱系数

    世界有色金属 2020年8期2020-08-04

  • 含铌材料中Nb-93m射线的吸收试验研究
    压力容器材料的快中子注量，选用快中子活化压力容器材料生成的Nb-93 m来确定快中子注量。而Nb-93 m射线的能量比较低，在测量过程中容易被吸收，所以准确测量Nb-93 m射线的吸收系数很关键。本文通过试验的方法测量了Nb-93 m射线和Eu-152射线在有机玻璃中的线性吸收系数，为测量压力容器的快中子注量探索了新方法。关键词：快中子注量;Nb-93 m;线性吸收系数中图分类号：TL351.6文献标识码：A文章编号：1003-5168（2020）04-0

    河南科技 2020年4期2020-04-26

  • 美多功能实验快堆获准进入工程设计阶段
    为快堆研究提供快中子谱辐照测试能力。此次通过的审查节点为“关键决策1”，也称为“替代选择和成本范围审查”，是能源部审查和管理研究基础设施的第二步。在“关键决策1”中，能源部审查了VTR的概念设计、进度和成本范围，并分析了可能的替代方案。2018年9月生效的《核能创新能力法》(NEIC)要求能源部在2025年12月之前建成一座多功能实验快堆。该堆至少应具备下述两项能力：快中子谱辐照能力以及未来为满足新需求进行升级的能力。VTR将成为能源部自20世纪70年代后

    国外核新闻 2020年10期2020-03-13

  • 14 MeV快中子照相用光纤转换屏研究
    621900)快中子(能量超过10 MeV以上的中子)较热中子和冷中子具有更高的能量和穿透能力，因此快中子照相技术在厚重样品或热中子强吸收材料(如U材料)方面弥补了冷中子、热中子照相技术和其他射线照相技术的不足，具有很大的发展潜力和较好的应用空间[1-8]，但快中子照相技术与相对成熟的热中子照相技术相比，由于快中子探测效率低、散射影响大以及对某些材料属性的影响大等难题，具有很高的技术难度，是目前中子照相领域研究的重点和难点。中子探测技术是快中子照相的关键技

    原子能科学技术 2019年12期2019-12-19

  • 资本主义炸弹
    不同可划分为：快中子（0.1MeV～500MeV）、中能中子（100eV～0.1MeV）、慢中子（E对于快中子而言，弹性散射是主要的相互作用。在中子能量大于0.5MeV时，非弹性散射开始产生。在非弹性散射碰撞过程中，中子使核处于激发态，并且在损失能量的同时又从核中脱落。受激核经常以发射γ射线的方式释放出多余的能量而回到基态。要产生非弹性散射过程，中子必须提供核的激发能（核的第一激发能越低，越容易发生非弹性散射。重核的第一激发能约为100keV，轻核的第一激

    兵器知识 2019年6期2019-06-17

  • 14 MeV快中子照相准直屏蔽系统的设计与优化
    230026)快中子照相是一种优良的无损检测技术，与X射线、热中子照相等具有互补性。快中子单色性好、穿透力强，适合检测较厚样品，尤其适用于复合材料中重元素包裹的轻元素检测，在航空航天、武器库存、安保等领域具有广泛的应用前景[1-4]。为此，国内外争相开展快中子照相研究，但由于受中子源限制，研究进展较缓慢。中国科学院核能安全技术研究所FDS凤麟核能团队自主设计的强流氘氚中子源科学装置(High Intensity D-T Fusion Neutron Gen

    原子能科学技术 2019年6期2019-06-14

  • 导向管快中子注量计算方法研究*
    件内各导向管的快中子注量。目前SCIENCE[1]软件堆芯计算结果中不能给出组件内pin-by-pin的中子注量，可提供燃耗深度分布。为了得到寿期末导向管栅元快中子注量分布，本文通过蒙卡程序计算分析寿期末燃料栅元燃耗深度与寿期末燃料栅元快中子注量之间的关系，以及寿期末导向管栅元快中子注量与周围燃料栅元快中子注量之间的关系。根据这两个关系，通过寿期末燃料栅元燃耗深度分布即可得到导向管栅元快中子注量分布。1 分析条件1.1 计算程序SCIENCE V2软件包[

    中国核电 2019年2期2019-05-24

  • CAP1400反应堆压力容器快中子注量独立审核计算1）
    命,而压力容器快中子注量是决定其使用年限的一项重要指标,是核安全审评中关注的一项重要内容。标准审查大纲[1-2]4.3“核设计”中Ⅰ.审查范围第8条即为 “与压力容器辐照有关的方面”,要求对容器内壁高于1 Me V的中子通量谱进行审查;Ⅲ.审查程序第8条要求 “在电厂设计寿期内,对于能量大于1 Me V的中子,容器壁峰值注量少于1020中子/c m2”。1 独立审核计算CAP1400反应堆压力容器快中子注量独立审核计算的相关参数由该反应堆设计方提供,选择适

    中国核电 2018年4期2018-12-28

  • 新型多功能脉冲中子测井仪PulsarTM
    列元素以及新的快中子截面FNXS(Fast Neutron Cross Section)测量。其中,新的快中子截面FNXS与地层中的气体体积直接相关,其测量数据可用来区分和量化含气孔隙度地层与含液和致密地层,而不需要输入任何裸眼井测井数据。(信息来源:[1] www.slb.com; [2] www.halliburton.com [3] http:∥www.halliburton.com/public/ss/conten ts/Data_Sheets/w

    测井技术 2018年3期2018-03-24

  • 三维离散纵标方法在反应堆精细屏蔽计算中的应用研究
    型，以压力容器快中子注量率为算例，完整实现了反应堆的精细化三维SN建模与分析，并将三维SN结果和蒙特卡罗方法的计算结果进行了比较分析。对比结果表明，精细化三维SN方法具有较高的计算精度，验证了三维SN方法在反应堆精细屏蔽计算问题中的有效性和正确性。三维离散纵标方法；屏蔽计算离散纵标法(SN)作为一种数值过程相对简单、通用性强、计算速度快的全域求解方法，数十年来在核装置的辐射屏蔽计算中获得了广泛的应用[1]。受限于计算机的存储能力和计算能力，长期以来SN的工

    核科学与工程 2017年5期2017-11-07

  • IHNI-1中子束快中子注量率测量
    NI-1中子束快中子注量率测量王谷军1，陈 军1，李春娟1，宋明哲1，张紫竹2(1.中国原子能科学研究院，北京 102413；2.北京凯佰特技术有限公司，北京 102413)为检验和确定用于硼中子俘获治疗(BNCT)的医院中子照射器(IHNI-1)的快中子污染源项，设计了用于快中子注量率测量的包硼235U裂变电离室。利用MCNP程序对电离室的注量响应进行优化设计，计算包裹不同厚度硼壳时电离室的注量响应曲线，最终选择35 mm厚B4C壳作为低能中子屏蔽层。利

    同位素 2017年3期2017-08-16

  • 提高HFETR局部快中子注量率方法研究
    ，必须在较高的快中子注量率下进行中子辐照，因此本文对在HFETR内布置高裂变密度辐照装置来提高局部孔道快中子注量率方法进行了研究。本文设计的辐照装置能够提高HFETR内大于0.1MeV中子注量率30%以上，达到7.28E14n/cm2·s。【关键词】快中子；能谱；辐照装置【Abstract】In the fourth generation of international advanced reactors， four reactor types are

    科技视界 2016年27期2017-03-14

  • 49—2堆孔道快中子注量率的测定
    性区H8孔道的快中子注量率进行测定，一种是先测定H8干孔道中的中子能谱，然后按谱型累积快中子注量率，另一种方法是用平均截面，快中子谱用瓦特谱的方法来计算快中子注量率。结果表明，H8孔道的快中子注量率为1.97× 1013/cm2·s（>0.1MeV）和1.05×1013/cm2·s （>1MeV）。通过本次测定，为49-2堆的科研辐照项目提供了更好的试验依据。【关键词】49-2堆 H8孔道 快中子注量率一、实验背景49-2堆始建于1959年，1964年12

    商情 2016年44期2017-03-05

  • 一种基于103Rh(n,n′)103Rhm反应的快中子注量监测方法
    3Rhm反应的快中子注量监测方法李 达1陈 达1,2江新标1祁铁涛1于青玉1余小任1张继红1张文首11（西北核技术研究所 强脉冲辐射环境模拟与效应国家重点实验室 西安 710024）2（南京航空航天大学 核科学与工程系 南京 210016）给出了一种基于103Rh(n,n′)103Rhm反应监测快中子注量的方法。根据干扰核素半衰期不同的特点，选取合适的冷却和测量时间，降低了103Rh(n,n′)103Rhm活化率测量中干扰核素的影响。根据152Eu标定实验

    核技术 2017年1期2017-02-09

  • 14 MeV快中子辐照对大鼠免疫系统的损伤
    14 MeV快中子辐照对大鼠免疫系统的损伤王潇1,2，于颖琪2，郑洁莹2，单振刚1，雷润宏1，隋丽2，孔福全2，陈洪涛2，邓玉林1，马宏1(1.北京理工大学 生命学院，北京 100081；2.中国原子能科学研究院 核物理所，北京 102413)用14 MeV快中子对Wistar雄性大鼠进行5 Gy的全身照射，观察其免疫系统损伤情况及氧化应激的相关变化. 大鼠分为辐射组和对照组，分别在辐射后1,7,14 d 3个时间点取血液、胸腺和脾脏进行研究. 结果表明

    北京理工大学学报 2016年7期2016-11-25

  • 日本将快中子临界装置所有高浓铀和钚运往美国
    校）日本将快中子临界装置所有高浓铀和钚运往美国【美国白宫官方网站2016年4月1日报道】 日本和美国在近期于华盛顿召开的第四届核安全峰会上宣布，已启动将日本原子能研究开发机构（JAEA）快中子临界装置（FCA）的所有高浓铀和钚燃料运往美国的工作。这些高浓铀的转移是根据美日两国在2014年第三届核安全峰会上作出的承诺进行的。美日在第四届核安全峰会上还宣布，未来将合作把京都大学临界装置（KUCA）所有高浓铀燃料运至美国进行稀释处理。该工作将在这座临界装置完

    国外核新闻 2016年4期2016-03-18

  • 基于微通道板的快中子像探测器转换器的模拟研究
    基于微通道板的快中子像探测器转换器的模拟研究冉建玲1卢小龙1,2马占文1王 伟1张 杰1王 洁1孟繁良1张 宇1,2姚泽恩1,21（兰州大学 核科学与技术学院 兰州 730000）2（兰州大学 教育部 中子应用技术工程研究中心 兰州 730000）提出了一种由聚乙烯(Polyethylene, PE)转换器、微通道板(Microchannel Plate, MCP)电子增强器和CCD (Charge-Coupled Device)相机组成的快中子照相像探测

    核技术 2015年9期2015-12-28

  • 含MOX燃料堆芯与传统堆芯的辐射特性对比研究
    循环下压力容器快中子注量、原子位移次数(Displacement per atom, DPA)和辐照监督管超前因子的特性差异。结果表明，与国内主流的高泄漏全UO2燃料堆芯平衡循环相比，平衡循环压力容器内表面快中子注量率和DPA率小20%左右，343°处的辐照监督管快中子注量率小8%，超前因子大15%；与国内占少数比例的低泄漏全UO2燃料堆芯平衡循环相比，平衡循环压力容器内表面快中子注量率和DPA率大40%左右。进一步分析发现，虽然同等功率下MOX燃料比UO

    核技术 2015年10期2015-12-13

  • 快中子照相细节灵敏度初步实验研究
    朝辉 阮锡超快中子照相细节灵敏度初步实验研究鲁昌兵1,2许鹏2鲍杰1陈雄军1任杰1聂阳波1王琦1张奇玮1王朝辉1阮锡超11（中国原子能科学研究院核数据重点实验室 北京 102413）;2（第二炮兵工程大学核工程系 西安 710025）为研究快中子照相空间分辨率和反差灵敏度对细节灵敏度技术指标的影响，实验采用控制变量对照方法，加工了相同深度不同孔径和相同孔径不同深度的聚乙烯和铅样品，得到了不同条件下快中子照相照片，经过图像处理，分析得出细节灵敏度受空间分辨

    核技术 2015年8期2015-11-26

  • 纳米晶Al的快中子辐照效应研究
    ）纳米晶Al的快中子辐照效应研究宋言红1，2，罗江山2，范晓强3，邢丕峰2，易 勇1，杨蒙生2，李 恺2，雷海乐2，＊（1.西南科技大学极端条件物质特性联合实验室，四川绵阳 621010；2.中国工程物理研究院激光聚变研究中心，四川绵阳 621900；3.中国工程物理研究院核物理与化学研究所，四川绵阳 621900）采用真空热压技术将自悬浮定向流法制得的纳米Al粉压制成平均晶粒尺寸约为120nm的块体，并对其进行了注量为1.9×1012～7.2×1014c

    原子能科学技术 2015年2期2015-05-15

  • 基于高压倍加器的快中子照相技术研究
    于高压倍加器的快中子照相技术研究郑小海，聂阳波，阮锡超，鲍 杰，侯 龙(中国原子能科学研究院 核数据重点实验室，北京 102413)本文详述了所建立快中子照相系统的性能和实验测试。依托中国原子能科学研究院的600 kV高压倍加器，设计加工了线中子源和高L/D复合屏蔽准直器，开展了14 MeV快中子照相系统对聚乙烯、铝、铁和铅材料的空间分辨能力的实验研究。实验中分别采用了厚刀口法和狭缝指示器法，两种方法得到的实验数据相符合。研究结果表明，该快中子照相系统对单

    原子能科学技术 2015年6期2015-05-04

  • 快中子照相CCD成像系统反射镜组件设计
    3）0 引 言快中子照相技术是近年来发展迅速的一项新兴无损检测技术。它是以传统的X射线照相和热中子照相技术为基础，可用于检测复合材料中重元素和轻元素的分布，也可用于大铸件内部结构的缺陷检查、航空器件的锈蚀检测等。早期的快中子照相系统是用胶片来记录信息，而这些信息需通过冲洗后才能获得所需的信息，且信息也不便长久保存。随着电子技术和计算机图像技术的发展，出现了实时的快中子成像系统，其实由中子转换屏和图像增强器并辅助于图像处理系统来处理信息。后来随着微电子技术及

    长春工业大学学报 2014年3期2014-03-26

  • 快中子对食管癌细胞EC9706的生物效应
    击致死性损伤.快中子对抵抗普通放疗的乏氧肿瘤细胞也有杀伤作用；其次，快中子相对生物效应比普通X 线作用大3倍，而且对处于分裂周期不同时相的细胞均敏感.超热中子能量为1eV～10keV，多应用于硼中子俘获治疗（BNCT），热中子能量低于1eV，可用于皮肤黑色素瘤等浅部肿瘤治疗.文献报道了大量有关中子辐射生物效应及治疗肿瘤研究［1－6］.现以我中心自制中子源装置，经体外实验初步检测快中子对EC9706的生物效应，为快中子在治疗中的应用及安全性提供实验依据.1

    东北师大学报（自然科学版） 2014年4期2014-03-02

  • 脉冲中子密度测井中的γ场和中子场特性
    期间较为稳定。快中子场、非弹性γ场在脉冲期间以中子源为中心呈球状分布；脉冲停止后，强度峰值分布在以源为中点的圆环上。热中子场的强度峰值总是分布在以中子源为中点的圆环上。快中子场在介质相同时，孔隙度越大，衰减越快 （气层除外）；孔隙度相同时，介质的原子密度和含氢量越大，衰减越快；非弹性γ场的衰减受地层密度和孔隙度双重影响。脉冲中子密度测井；中子场；γ场；蒙特卡洛模拟脉冲中子密度测井方法的原理是以脉冲中子源在中子脉冲发射期间产生的非弹性散射γ射线作为密度测井的

    石油天然气学报 2014年5期2014-03-02

  • 脉冲中子孔隙度测井屏蔽体的蒙特卡罗研究
    以脉冲方式释放快中子，在相对中子源的不同距离的两个观测点上，分别放置两个热中子探测器（分别为近探测器和远探测器），测量经过地层慢化并扩散回井眼的热中子，用近探测器计数率与远探测器计数率的比值测定地层含氢量。由于氢通常含于地层孔隙内的液体中，所以含氢量与地层孔隙度有关，由此可计算出地层孔隙度[4]。可以用于随钻脉冲中子孔隙度测井仪器的中子发生器主要有两种： D-T或D-D中子发生器，它们释放的中子能量分别为14 Mev、2.5 Mev[5-6]。1.2 中子

    电子测试 2013年17期2013-09-13

  • 快堆
    目的“中国实验快中子反应堆工程”通过了专家组验收。自此，我国成为世界上少数拥有快堆技术的国家之一。中国实验快堆热设计功率65兆瓦，电功率20兆瓦，是目前世界上为数不多的大功率，具备发电功能的实验快堆。快堆，即快中子反应堆，是世界上第四代先进核能系统的主力堆型，代表了第四代核能系统的发展方向。目前，全世界400多座核电站采用的还主要是热堆（即热中子反应堆）。热堆在技术上比较成熟，但是不足之处也很突出，它的核原料利用率只有3%左右，其余产生的都是核废料。而快堆

    今日中学生(初二版) 2013年6期2013-07-31

  • 国外最新消息
    ）印度首座商业快中子增殖反应堆即将建成印度原子能委员会主席称，印度第一座商业快中子增殖反应堆——在泰米纳度邦卡尔帕坎姆建设的500兆瓦电力原型快中子增殖反应堆（PFBR）即将建成。（摘编自中新网2013年7月4日报道）美国Metropolis铀转化厂重启获批美国霍尼韦尔公司已获得监管方批准，可以全面恢复其位于伊利诺伊州的Metropolis铀转化厂的运行。该厂是美国唯一的铀转化厂，于2012年5月开始年度停产大修。（摘编自世界核新闻网2013年7月8日报道

    中国核电 2013年3期2013-01-21

  • 快中子与DES复合诱变选育高产木聚糖酶黑曲霉菌株
    不高。本文通过快中子与硫酸二乙酯复合诱变黑曲霉AS3.350，筛选出一株高产木聚糖酶的黑曲霉,得到最佳的诱变条件，为诱变技术应用于微生物的品种改良提供依据。1 材料与方法1.1 材料1.1.1 菌种AS3.350购自中科院微生物研究所。1.1.2 中子源中子源是利用高压倍加器使离子源产生的氘离子加速轰击氘靶产生的14Mev快中子。该设备由东北师范大学辐射技术研究所提供。1.1.3 试剂pH值5.0柠檬酸缓冲液、DNS试剂、pH值4.5醋酸缓冲液、pH值6.

    饲料工业 2012年10期2012-12-03

  • 快中子诱发U251神经胶质瘤细胞的生物效应研究
    这些射线中，以快中子治癌的研究发展速度较快。中子是能够释放出直接电离粒子或引起核变化的非带电粒子。在与组织物质作用过程中产生带电粒子，有一定能量的次级带电粒子能够引起电离和激发，从而使机体组织受到损伤[1]。中子属于高传能线密度(linear energy transfer，LET)辐射，它对DNA的损伤比同剂量的 γ射线更“有效”[2]，其细胞遗传学效应敏感。世界第一届快中子放疗基本理论与实际应用会议于1970年在荷兰召开，至今已开过多次中子治癌国际专业

    中国工程科学 2012年8期2012-08-18

  • 快中子转换屏发光性能研究
    似[1,2]。快中子照相是中子照相技术的一个分支，因其采用快中子进行照相而得名，是很有前途的无损检测技术，已广泛应用于飞机零部件检测[3]、大型机械部件缺陷检测[4,5]等。日、美等国对快中子照相开展了大量研究[6,7]。我国的中子照相研究起步较晚，中国工程物理研究院是我国较早开展中子照相研究的单位，已建成多套热中子照相装置[8,9]。氚靶加速器产生的14 MeV快中子可轻易穿透重金属外壳，探测其内部轻材料。但快中子的强穿透性也使其探测效率非常低，仅为热中

    核技术 2012年1期2012-06-30

  • 反应堆压力容器快中子注量计算方法研究
    可更换部件，由快中子引起的辐照脆化是限制压力容器寿命的最重要因素。当前，在反应堆压力容器脆化程度评估中，快中子注量计算发挥着重要作用。本文依照美国核管会发布的有关管理导则[1］的规定，在二维SN程序DORT[2］的基础上，通过自行开发中子源转换程序，建立起了基于中子注量率综合法[1］的三维中子注量计算方法，并通过NUREG／CR－6453和NUREG／CR－6115基准问题的计算，对所建立的方法进行了验证。1 压力容器快中子注量率计算方法1.1 快中子注量

    核科学与工程 2012年4期2012-06-26

  • 基于三维MC－SN耦合方法的PWR压力容器快中子注量计算基准分析
    PWR压力容器快中子注量计算，并与基准报告结果进行比较分析，验证三维 MC－SN耦合方法计算结果的可靠性，从而保证为屏蔽系统优化设计的质量提供有力的技术支持。1 MC－SN耦合方法及程序MC和SN方法是求解中子输运问题的两种不同方法。其中MC方法属于非确定论方法，通过对大量中子行为观察分析，用统计平均的办法，推测出估计量之解。而离散纵标SN方法属于确定论方法，是用数值方法求解玻尔兹曼输运方程的重要方法之一。为了精确处理大型复杂核装置屏蔽问题，结合MC和SN

    核科学与工程 2012年4期2012-06-26

  • 快中子辐射对3种禾草种子萌发及幼苗生长的影响
    11]，而对于快中子辐射植物育种的研究较少[12-15]，特别是在牧草中鲜见报道。快中子属于高传能线密度(Linear Energy Transfer，LET)照射，易产生难以修复的DNA双链断裂，其相对生物学效应(Relative Biological Effectiveness，RBE)较高。本试验应用14 Mev快中子辐射羊草(Leymuschinensis)、无芒雀麦(Bromusinermis)和老芒麦(Elymussibiricus)3种多年生

    草业科学 2012年8期2012-03-12

  • 中国的首座快堆并网发电
    我国第一个由快中子引起核裂变反应的中国实验快堆近日成功实现并网发电。这一国家“863”计划重大项目目标的全面实现，标志着列入国家中长期科技发展规划前沿技术的快堆技术取得重大突破。这也标志着我国在占领核能技术制高点，建立可持续发展的先进核能系统上跨出了重要的一步。中国实验快堆是我国快中子增殖反应堆（快堆）发展的第一步。该堆采用先进的池式结构，核热功率65 MW，实验发电功率20MW，是目前世界上为数不多的大功率、具备发电功能的实验快堆，其主要系统设置和参数选

    电气技术 2011年8期2011-08-15

  • 三维离散纵标方法在RPV快中子注量率计算中的初步应用
    程度决定的，而快中子辐照脆化是限制RPV寿命的最重要的性能劣化机理，因此必须要准确计算RPV处的快中子注量率分布。由于离散纵标方法［1］在解决“深穿透”问题方面的突出优势，在过去的几十年内它一直是计算压力容器快中子注量率的主流方法［2－3］之一，同时在RPV快中子注量计算中MCNP程序也越来越多地受到关注［4］。但是受计算机内存容量及计算速度的限制，同时三维离散纵标方法本身的不完善，前人在压力容器快中子注量率计算中大多采用一维、二维离散纵标方法，并用一维与

    核科学与工程 2011年4期2011-06-26

  • D-T快中子治疗准直屏蔽体设计及中子特性模拟
    的重要手段, 快中子治疗已在世界范围得到广泛研究[1–4]。中国科学院高能物理研究所用35 MeV质子直线加速器产生的快中子治疗病例累计约～600人。临床结果表明，快中子对某些类型肿瘤的疗效明显优于光子治疗[5]。兰州大学已建成3.3×1012/s的D-T强流中子发生器[6,7]，并开展了D-T快中子治疗机的研究，除建造足够强的D-T快中子源外，还需研究以下问题：(1) 治疗机快中子屏蔽准直器设计及屏蔽效果研究；(2) 准直中子束特性参数研究(包括中子束中

    核技术 2010年8期2010-03-24

  • Co掺杂ZnO的快中子辐射损伤研究
    12]用反应堆快中子(注量 1017/cm2)辐照ZnO单晶，测量样品的电子自旋共振(ESR)，发现在室温及室温以上对 ZnO进行快粒子辐照会引入氧离子单空位，但未观测到锌离子单空位，认为此系其热移动与氧空位或杂质离子发生结合而导致。我们曾对ZnO单晶进行Co+离子注入，用超导量子干涉仪(SQUID)观测到 Co掺杂样品呈现出室温铁磁行为[13]。本研究在强流中子发生器上利用D-D反应的2.5 MeV中子辐照Co掺杂ZnO，用X射线衍射谱(XRD)、光致发

    核技术 2010年7期2010-03-24

  • 用反符合和热中子屏蔽降低γ谱仪本底
    底的方式不同，快中子与探测器和屏蔽材料发生非弹性散射使原子核激发，退激过程中产生瞬发γ射线，如与锗晶体作用产生596、691 keV等瞬发γ射线。热中子与物质主要为热中子俘获反应，探测器和屏蔽材料的物质原子核俘获热中子后生成各种放射性核素，如74Ge(n,γ)75mGe和70Ge(n,γ)71mGe[2]，这些核素衰变退激产生的γ射线可能被探测器记录；热中子俘获反应时还伴有瞬发γ射线，它们在较大的能区范围内对本底产生不同程度的影响。与仅有物质屏蔽的常见低本

    核技术 2010年7期2010-03-24

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