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铀加工与燃料制造设施核临界事故所致瞬发剂量计算研究
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作者 沈海波 刘爱华 +2 位作者 胡伟 肖洪文 黄丹 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第3期48-51,共4页
建立了基于蒙特卡罗(MCNP)程序建模的铀加工与燃料制造设施核临界事故工况下瞬发剂量的计算方法,并将该计算方法与EJ/T 988-96规定的计算方法进行了比较分析。以我国某核燃料元件研发厂址为例,采用MCNP程序建模计算了该厂址核临界事故... 建立了基于蒙特卡罗(MCNP)程序建模的铀加工与燃料制造设施核临界事故工况下瞬发剂量的计算方法,并将该计算方法与EJ/T 988-96规定的计算方法进行了比较分析。以我国某核燃料元件研发厂址为例,采用MCNP程序建模计算了该厂址核临界事故对厂界公众所致的瞬发剂量。结果表明,EJ/T 988-96的计算方法过于保守的估计了核临界事故工况下的瞬发剂量;基于MCNP程序建模的计算方法,因其求解算法的科学性和模型对屏蔽介质的准确描述,以及结果误差的可控性,使得计算结果更准确。因此,建议采用基于MCNP程序建模的方法计算铀加工与燃料制造设施核临界事故下的瞬发剂量。 展开更多
关键词 铀加工与燃料制造设施 核临界事故 瞬发剂量 MCNP程序
基于MCNP和能谱法对γ射线吸收实验的改进 预览
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作者 张磊 白立新 《四川大学学报:自然科学版》 CAS CSCD 北大核心 2019年第1期104-108,共5页
针对一般的测量物质线性吸收系数实验的缺点,文章利用Monte Carlo N Particle Transport Code(MCNP)和全能峰面积法模拟计算了不同实验条件下物质γ射线吸收的线性吸收系数,计算与公认值的偏差.通过使偏差在较小的合理范围内,并与其它... 针对一般的测量物质线性吸收系数实验的缺点,文章利用Monte Carlo N Particle Transport Code(MCNP)和全能峰面积法模拟计算了不同实验条件下物质γ射线吸收的线性吸收系数,计算与公认值的偏差.通过使偏差在较小的合理范围内,并与其它方法对比,找出了合适的实验条件,使测量装置易于调试,可得射线能量信息,而且比计数法的准确度高,探测效率较高,以此改进并简化了实验. 展开更多
关键词 MCNP程序 能谱法 线性吸收系数
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中子散射相机的探测效率研究
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作者 张显鹏 何世熠 +3 位作者 张忠兵 宋纪文 刘金良 金鹏 《中国科学:技术科学》 CSCD 北大核心 2018年第11期1199-1206,共8页
中子散射相机的探测效率直接影响其能量重建的准确性,也是其结构优化最重要的参数之一.在加速器中子源上,采用1.2, 2.5, 3.8, 5.0和14.8 MeV几个能点,对8单元中子散射相机原理系统的探测效率进行了测量.针对实验值比理论值大2-3倍的问题... 中子散射相机的探测效率直接影响其能量重建的准确性,也是其结构优化最重要的参数之一.在加速器中子源上,采用1.2, 2.5, 3.8, 5.0和14.8 MeV几个能点,对8单元中子散射相机原理系统的探测效率进行了测量.针对实验值比理论值大2-3倍的问题,在理论模拟中加入了碳核发光的影响,并计算了偶然符合事件的影响.计算结果表明,对于单个闪烁体,碳核的发光在高能时不能忽略,而对于散射相机系统,碳核的发光可以忽略.偶然符合对探测效率的影响与入射中子能量有关,对于1.2 MeV中子,偶然符合计数占绝大多数.采用对实验能谱进行高斯拟合扣除了很大一部分的本底中子,将理论探测效率与实验值的偏差缩小到较小的范围内. 展开更多
关键词 中子散射相机 探测效率 MCNP程序 串列加速器
采用MCNP模拟及落棒法刻度CMRR控制棒价值 预览
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作者 窦海峰 李润东 +5 位作者 冷军 袁姝 杨鑫 冯琦杰 刘晓 高产 《强激光与粒子束》 CSCD 北大核心 2018年第5期162-166,共5页
反应堆控制棒是核反应堆紧急控制和功率调节所不可缺少的控制部件,控制棒价值直接关系反应堆的停堆深度。采用MCNP和ORIGEN程序对CMRR反应堆全堆芯三维详细建模计算,并分别利用落棒法、逆动态法对控制棒积分价值、微分价值进行刻度,理... 反应堆控制棒是核反应堆紧急控制和功率调节所不可缺少的控制部件,控制棒价值直接关系反应堆的停堆深度。采用MCNP和ORIGEN程序对CMRR反应堆全堆芯三维详细建模计算,并分别利用落棒法、逆动态法对控制棒积分价值、微分价值进行刻度,理论与实验吻合较好。单根安全棒的积分价值约大于4%Δk/k,事故工况下卡一根安全棒的停堆深度仍然大于10%Δk/k,验证了堆芯物理设计,保障了CMRR反应堆的运行安全。 展开更多
关键词 控制棒价值 MCNP程序 CMRR 落棒法 逆动态法
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中国超导聚变工程实验堆氦冷固态包层中子学设计分析 预览
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作者 赵奉超 冯开明 +2 位作者 曹启祥 栗再新 张国书 《核聚变与等离子体物理》 CSCD 北大核心 2018年第2期184-191,共8页
根据中国聚变工程实验堆(CFETR)设计要求,参考氦冷固态包层实验包层模块(HCCB TBM)的设计经验,完成了CFETR固态包层的中子学设计分析,并评估了中平面位置可开窗口的最大面积。设计分析结果表明,基于增殖单元的固态包层中子学设计方... 根据中国聚变工程实验堆(CFETR)设计要求,参考氦冷固态包层实验包层模块(HCCB TBM)的设计经验,完成了CFETR固态包层的中子学设计分析,并评估了中平面位置可开窗口的最大面积。设计分析结果表明,基于增殖单元的固态包层中子学设计方案的氚增殖比(TBR)达到了1.243,满足CFTER氚自持设计要求;中平面可以开出的辅助窗口的最大面积为11.43m^2。 展开更多
关键词 中国聚变工程实验堆 氦冷固态包层 中子学 MCNP程序
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铜导体CFETR氦冷固态包层及屏蔽中子学设计与分析 预览
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作者 赵奉超 冯开明 +2 位作者 曹启祥 栗再新 张国书 《核聚变与等离子体物理》 CSCD 北大核心 2018年第1期48-54,共7页
根据铜导体CFETR设计要求,对铜导体CFETR固态包层和屏蔽进行了中子学设计与分析,提出了套管结构的氦冷固态包层设计方案。包层设计和屏蔽分析结果表明,基于套管的氦冷固态包层的氚增殖比(TBR)达到了1.25,满足铜导体CFTER氚自持设计要... 根据铜导体CFETR设计要求,对铜导体CFETR固态包层和屏蔽进行了中子学设计与分析,提出了套管结构的氦冷固态包层设计方案。包层设计和屏蔽分析结果表明,基于套管的氦冷固态包层的氚增殖比(TBR)达到了1.25,满足铜导体CFTER氚自持设计要求;环向场线圈绝缘层在堆寿期内不会出现显著的辐射感应电导率(RIC)与辐射引起的电气性能退化(RIED)效应。 展开更多
关键词 铜导体CFETR 氦冷固态包层 中子学 MCNP程序 屏蔽分析
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一种铅-铋合金冷却快堆的高放废物积累量研究 预览
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作者 王子冠 李林森 +2 位作者 杨韵颐 沈峰 张陆雨 《原子能科学技术》 CSCD 北大核心 2017年第12期2294-2299,共6页
目前商用压水堆积累了大量的长寿命高放废物,放射毒性强,衰变时间漫长,对环境和人类构成了 长期威胁,作为 6种第四代核能系统堆型中的一种,铅基冷却快堆在减少长寿命高放废物产生方面具有 优势.基于此本文提出了一种热功率为300 MW 的铅... 目前商用压水堆积累了大量的长寿命高放废物,放射毒性强,衰变时间漫长,对环境和人类构成了 长期威胁,作为 6种第四代核能系统堆型中的一种,铅基冷却快堆在减少长寿命高放废物产生方面具有 优势.基于此本文提出了一种热功率为300 MW 的铅-铋合金冷却快堆设计.利用 MCNP程序对反应 堆堆芯进行建模并计算了堆芯在寿期初的主要物理参数,详细分析了燃耗过程中长寿命高放核素的积 累量,并与一般压水堆长寿命高放核素的积累量进行了比较.结果表明,对主要关心的次锕系核素,铅- 铋合金冷却快堆的产生量远小于压水堆的,而长寿命裂变产物的产生量与压水堆的相当.总体来说, 铅-铋合金冷却快堆产生的长寿命高放废物总量小于压水堆的,可看出铅-铋合金冷却快堆在减少长寿命 高放废物产生方面更具有竞争性. 展开更多
关键词 铅-铋合金冷却快堆 长寿命高放核素 MCNP程序 物理参数分析 燃耗计算
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研究堆内不锈钢释热率的实验及模型对比分析 被引量:2
8
作者 斯俊平 童明炎 +3 位作者 杨文华 张亮 聂良兵 张平 《核动力工程》 CSCD 北大核心 2017年第4期128-133,共6页
采用量热法,基于热平衡条件下的静态等温法测量了不锈钢在堆内的释热率,并探索不锈钢释热率随沿堆内活性区轴向高度的分布情况以及与堆功率之间的关系。同时,利用MCNP程序计算了相应的不锈钢的释热率,通过实验手段探索MCNP程序计算不锈... 采用量热法,基于热平衡条件下的静态等温法测量了不锈钢在堆内的释热率,并探索不锈钢释热率随沿堆内活性区轴向高度的分布情况以及与堆功率之间的关系。同时,利用MCNP程序计算了相应的不锈钢的释热率,通过实验手段探索MCNP程序计算不锈钢释热率的准确性。研究表明:不锈钢在堆内的释热率与所处活性区位置以及堆功率密切相关;不锈钢的释热率沿活性区轴向近似呈截断余弦曲线分布;最大释热率位于反应堆活性区中心平面偏下约50 mm处,且与堆功率呈线性递增关系。在研究范围内,利用MCNP程序计算得到的不锈钢释热率较实际测量值平均偏大18.1%。从工程应用角度讲,MCNP程序所计算的不锈钢释热率对实际工程应用具有一定指导意义。 展开更多
关键词 反应堆 不锈钢 释热率测量 MCNP程序
边界体素处理方式对层析γ扫描技术的透射重建质量的影响 预览
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作者 韩苗苗 郭智荣 +3 位作者 刘海峰 李清华 彭敏俊 代传波 《原子能科学技术》 CSCD 北大核心 2017年第9期1683-1690,共8页
用层析γ扫描技术(TGS)对废物桶进行透射重建时,通常将桶边界处的不规则体素近似为规则的立方体体素。为探究边界体素处理方式对透射重建质量的影响,采用代数重建算法(ART)和极大似然期望最大化算法(MLEM),用MCNP程序分别模拟计... 用层析γ扫描技术(TGS)对废物桶进行透射重建时,通常将桶边界处的不规则体素近似为规则的立方体体素。为探究边界体素处理方式对透射重建质量的影响,采用代数重建算法(ART)和极大似然期望最大化算法(MLEM),用MCNP程序分别模拟计算将边界体素分别视为不规则体素和规则体素的两种处理方式对透射重建质量的影响。计算结果表明:将不规则的桶边界体素近似为规则的立方体体素会使透射重建所得线性衰减系数出现较大误差,应采用实际的不规则桶边界体素方式进行透射重建,且相对于ART算法,MLEM算法更适合作为TGS技术的透射重建算法。 展开更多
关键词 层析γ扫描技术 透射重建质量 边界体素处理方式 MCNP程序
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功率跃增辐照装置氦屏结构优化
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作者 张亮 邱立青 +4 位作者 童明炎 孙胜 杨文华 汪海 李炳林 《核动力工程》 CSCD 北大核心 2017年第S1期164-169,共6页
采用蒙特卡罗(MCNP)程序对置于高通量工程试验堆(HFETR)中的功率跃增辐照考验装置进行物理计算,并采用多优化目标加权评分方法评价不同氦屏结构设计的优劣度。研究结果表明,保持氦屏内侧位置不变时,氦屏气体层的厚度越大,燃料芯块的功... 采用蒙特卡罗(MCNP)程序对置于高通量工程试验堆(HFETR)中的功率跃增辐照考验装置进行物理计算,并采用多优化目标加权评分方法评价不同氦屏结构设计的优劣度。研究结果表明,保持氦屏内侧位置不变时,氦屏气体层的厚度越大,燃料芯块的功率越低;氦屏气体层厚度为2~5 mm时,燃料功率变化范围满足要求,厚度为3~4 mm时较佳。氦屏气体层为3 mm时,氦屏与燃料棒的距离越远,其对燃料芯块处热中子注量率的削减效果越小,对燃料棒功率的控制能力越差,试验时的正反应性引入量呈增大趋势。对于典型装载的HFETR堆芯,处于燃料区域边缘的功率跃增辐照装置,氦屏厚度为3 mm、氦屏内侧冷却水流道宽度为2 mm时的结构为优劣度评分最高的优化氦屏结构。 展开更多
关键词 功率跃增辐照装置 氦-3回路 氦屏 结构优化 MCNP程序
不同体积聚乙烯样品泄漏中子飞行时间谱测量与模拟研究 预览
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作者 丁琰琰 聂阳波 +3 位作者 任杰 阮锡超 鲍杰 姚泽恩 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第2期223-229,共7页
采用T(d,n)^4 He脉冲中子源和中子飞行时间法测量了3种不同尺寸聚乙烯样品在60°方向的泄漏中子飞行时间谱。通过3种模拟模型(点探测器简化模型、点探测器复杂模型和环探测器复杂模型),应用MCNP程序分别模拟得到了泄漏中子飞行... 采用T(d,n)^4 He脉冲中子源和中子飞行时间法测量了3种不同尺寸聚乙烯样品在60°方向的泄漏中子飞行时间谱。通过3种模拟模型(点探测器简化模型、点探测器复杂模型和环探测器复杂模型),应用MCNP程序分别模拟得到了泄漏中子飞行时间谱,并与实验数据进行比较。结果显示:对于小体积样品(Ф13cm×6cm),3种模型的模拟数据和实验结果在n-p散射峰符合均很好;对于大体积样品(30cm×30cm×6cm,40cm×40cm×6cm),采用环探测器复杂模型的计算结果更加接近实验值。该研究工作为将来开展大体积样品基准检验奠定了基础。 展开更多
关键词 飞行时间法 聚乙烯 泄漏中子飞行时间谱 T(d n)^4 He脉冲中子源 MCNP程序
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某型乏燃料运输容器中子辐射屏蔽性能检测 预览 被引量:1
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作者 孙洪超 李国强 +7 位作者 庄大杰 王任泽 孙树堂 孟东原 王学新 张建岗 曹芳芳 张红见 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2016年第5期317-321,334共6页
中子辐射水平测量的可靠性是辐射屏蔽性能检测的难点。本文采用便携式中子测量仪和多球谱仪对某型乏燃料运输货包外部中子辐射水平进行了测量,并基于SCALE程序计算得到的乏燃料中子源项,采用MCNP程序模拟计算得到货包外部中子辐射水... 中子辐射水平测量的可靠性是辐射屏蔽性能检测的难点。本文采用便携式中子测量仪和多球谱仪对某型乏燃料运输货包外部中子辐射水平进行了测量,并基于SCALE程序计算得到的乏燃料中子源项,采用MCNP程序模拟计算得到货包外部中子辐射水平。对测量结果和计算结果进行比较,分析相关影响因素,提出了优化测量方案的建议。 展开更多
关键词 运输容器 乏燃料 中子辐射测量 MCNP程序 辐射屏蔽性能检测
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和平堆重水泄漏到二次冷却剂监测系统的改造方案 预览
13
作者 王勇 杨佳音 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2016年第5期322-325,共4页
针对阿尔及利亚比林核研究中心和平堆现有重水泄漏到二次冷却剂监测系统存在的响应时间慢且无法给出重水泄漏量的问题,提出了该系统的改造方案。对于16N监测系统用MCNP程序对探测器效率进行了模拟计算。该改造方案具有响应速度快,能... 针对阿尔及利亚比林核研究中心和平堆现有重水泄漏到二次冷却剂监测系统存在的响应时间慢且无法给出重水泄漏量的问题,提出了该系统的改造方案。对于16N监测系统用MCNP程序对探测器效率进行了模拟计算。该改造方案具有响应速度快,能有效判断重水泄漏量等优点,可提升和平堆的安全性。 展开更多
关键词 和平堆 重水泄漏 16N 效率测量 MCNP程序
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MCNP程序中一处缺陷的证实及规避方法 预览
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作者 吕焕文 唐松乾 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第9期164-167,共4页
当应用MCNP程序的SDEF卡进行固定源问题的源信息描述时,需要对源的分布进行描述,MCNP程序提供了SP卡用以指定源在各个栅元中的分布概率,SP卡中的V选项用于便利用户实现体密度方式的源强分布描述。研究发现,该程序存在一个缺陷,在使用SP... 当应用MCNP程序的SDEF卡进行固定源问题的源信息描述时,需要对源的分布进行描述,MCNP程序提供了SP卡用以指定源在各个栅元中的分布概率,SP卡中的V选项用于便利用户实现体密度方式的源强分布描述。研究发现,该程序存在一个缺陷,在使用SP卡V选项时可能会导致计算结果的不准确。通过构建典型算例模型,对使用V选项和不使用该选项的计算结果进行对比分析,可以证实该缺陷的存在,并且能够证明可以通过其他源描述方法在具体的程序使用中规避该缺陷。 展开更多
关键词 辐射屏蔽 MCNP程序 源分布 缺陷 SP卡 V选项
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应用MCNP程序处理研究堆屏蔽计算深穿透问题的方法研究 被引量:1
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作者 张寅 刘彩霞 +3 位作者 张莉 周琦 韩国胜 魏爽 《核动力工程》 EI CSCD 北大核心 2016年第S1期75-79,共5页
采用MCNP程序对某一体化研究堆主屏蔽设计进行验证计算。通过几何分裂、源项模型简化、多群截面和能群截断等方法逐步优化计算模型,计算效率提高了70%,计算结果方差小于10%,与确定论程序计算结果吻合较好。经分析,本文建立的计算方法适... 采用MCNP程序对某一体化研究堆主屏蔽设计进行验证计算。通过几何分裂、源项模型简化、多群截面和能群截断等方法逐步优化计算模型,计算效率提高了70%,计算结果方差小于10%,与确定论程序计算结果吻合较好。经分析,本文建立的计算方法适用于屏蔽层较厚研究堆的屏蔽计算。 展开更多
关键词 MCNP程序 深穿透问题 屏蔽计算
中放废液水泥固化桶的屏蔽计算
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作者 赵杨军 李洋 +2 位作者 杨洁 陈海龙 王猛 《中国科技成果》 2016年第23期40-40,43共2页
文章应用蒙特卡罗方法对某实验室中的中放废液水泥固化后废物桶的屏蔽进行了计算,得出合适的屏蔽层厚度,使得中放废液水泥固化后废物桶的表面剂量率满足要求。
关键词 蒙特卡罗方法 屏蔽计算 MCNP程序 水泥固化
激光聚变实验装置屏蔽性能模拟计算 预览
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作者 张哲 袁永刚 +4 位作者 穆龙 杨阳 陈华 姚仕林 陈飞 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第7期180-185,共6页
主要采用了蒙特卡罗方法对激光聚变实验装置外表面的中子和光子能谱及剂量进行模拟与分析,引入了MCAM 软件绘制激光聚变实验装置的三维模型图,并自动转化为MCNP 的输入文件,进行了靶室屏蔽性能的蒙卡模拟,从辐射防护的角度为屏蔽系统的... 主要采用了蒙特卡罗方法对激光聚变实验装置外表面的中子和光子能谱及剂量进行模拟与分析,引入了MCAM 软件绘制激光聚变实验装置的三维模型图,并自动转化为MCNP 的输入文件,进行了靶室屏蔽性能的蒙卡模拟,从辐射防护的角度为屏蔽系统的建立、人员的辐射防护以及靶室材料的选择提供理论依据.通过模拟结果得出,CLAM 钢作为靶室材料时,其屏蔽中子产生的瞬发光子剂量,在非孔道处是铝合金的1/2左右,40cm 厚的混凝土屏蔽层对中子和光子起到了很好的屏蔽作用,均降低了一个数量级,另外在孔道处的中子和光子剂量,加了混凝土的情况反而比裸靶室时高10% 左右,建议对靶室孔道外部考虑额外的防护. 展开更多
关键词 MCAM软件 MCNP程序 激光聚变 辐射防护
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Measurements of effective delayed neutron fraction in a fast neutron reactor using the perturbation method
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作者 周浩军 尹延朋 +2 位作者 范晓强 李正宏 蒲以康 《中国物理C:英文版》 SCIE CAS CSCD 2016年第6期89-94,共6页
A perturbation method is proposed to obtain the effective delayed neutron fraction βeff of a cylindrical highly enriched uranium reactor.Based on reactivity measurements with and without a sample at a specified posit... A perturbation method is proposed to obtain the effective delayed neutron fraction βeff of a cylindrical highly enriched uranium reactor.Based on reactivity measurements with and without a sample at a specified position using the positive period technique,the reactor reactivity perturbation △ρ of the sample in βeff units is measured.Simulations of the perturbation experiments are performed using the MCNP program.The PERT card is used to provide the difference dκ of effective neutron multiplication factors with and without the sample inside the reactor.Based on the relationship between the effective multiplication factor and the reactivity,the equation βeff=dκ/△ρ is derived.In this paper,the reactivity perturbations of 13 metal samples at the designable position of the reactor are measured and calculated.The average βeff value of the reactor is given as 0.00645,and the standard uncertainty is 3.0%.Additionally,the perturbation experiments for βeff can be used to evaluate the reliabilities of the delayed neutron parameters.This work shows that the delayed neutron data of 235U and 238U from G.R.Keepin’s publication are more reliable than those from ENDF-B6.0.ENDF-B7.0,JENDL3.3 and CENDL2.2. 展开更多
关键词 快中子反应堆 样品测量 摄动法 延迟 反应性扰动 分数 MCNP程序 实验模拟
大容量钴源运输容器屏蔽研究 预览 被引量:1
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作者 薛娜 王炳衡 毛亚蔚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第7期1298-1302,共5页
大容量钴源运输容器为运输工业用钴源而设计的专用设备。由于内容物放射性活度水平很高、衰变热很大,仅有少数国家具有设计能力,在国内的研制尚属首次。在对钴源运输容器的屏蔽设计研制过程中,突破之前的屏蔽设计技术束缚,采用MCAM程序... 大容量钴源运输容器为运输工业用钴源而设计的专用设备。由于内容物放射性活度水平很高、衰变热很大,仅有少数国家具有设计能力,在国内的研制尚属首次。在对钴源运输容器的屏蔽设计研制过程中,突破之前的屏蔽设计技术束缚,采用MCAM程序与MCNP程序模拟计算钴源运输容器外的剂量率水平,并在设计过程中及时发现容器存在的设计缺陷,从而进行了设计改进,保证了容器满足国家标准要求的各项设计措施。目前这些设计措施已通过相关的试验验证。结果表明:针对大容量60 Co运输容器的关键技术制定的设计措施合理有效,充分保证了容器在经受国家标准中规定的正常运输条件和运输中事故条件下各项试验后容器屏蔽性能的完整性,确保钴源运输的安全。 展开更多
关键词 钴源运输容器 屏蔽设计 MCNP程序 MCAM程序
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SPACE-R 意外掉落事故的临界安全分析 预览
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作者 刘黎丽 孙征 付子明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第9期1624-1628,共5页
当空间热离子反应堆发生意外掉落事故时,必须采取反应性控制措施保证反应堆处于次临界状态。SPACE‐R 是设计目标为40 kWe 、10 a 寿命的空间核反应堆。适合 SPACE‐R 意外掉落事故的反应性控制方案有:在燃料空腔内加入控制材料及在... 当空间热离子反应堆发生意外掉落事故时,必须采取反应性控制措施保证反应堆处于次临界状态。SPACE‐R 是设计目标为40 kWe 、10 a 寿命的空间核反应堆。适合 SPACE‐R 意外掉落事故的反应性控制方案有:在燃料空腔内加入控制材料及在慢化剂中放入可燃毒物棒。利用MCNP程序分别对两种方案下反应堆的反应性进行计算,可知两种方案均对 SPACE‐R 在意外掉落事故下的反应性有一定的改善。经综合考虑得出一个最终设计方案,能满足意外掉落事故的临界安全验收准则。 展开更多
关键词 SPACE-R 意外掉落事故 临界安全 反应性控制 MCNP程序
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