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Study of Control rod worth in the TMSR 被引量:5
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作者 ZHOU Xuemei LIU Guimin 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2013年第1期38-42,共5页
Control rod is a primary control part of emergency control and power regulation in nuclear reactor. The main application of it is to control fast change of the reactivity. The theoretical analysis for the worth of con... Control rod is a primary control part of emergency control and power regulation in nuclear reactor. The main application of it is to control fast change of the reactivity. The theoretical analysis for the worth of control rod is necessary in the stage of design. Based on design requirements, some results are calculated. Firstly, control rod worth with different density of neutron absorber is calculated by MCNP here. Secondly, the study of integral and differential control rod worth is presented in this paper while the control rod is inserted into reactor core and total worth of three rods with different positions are also calculated. Finally, the effect of the axial and radial neutron flux in reactor core which is caused by the control rods is simulated. The simulation results of the control rods meet design requirements for TMSR. 展开更多
关键词 控制杆 核反应堆 设计阶段 计算结果 中子通量 仿真结果 控制棒 功率调节
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医院中子照射器反应堆实验研究 被引量:5
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作者 李义国 夏普 +6 位作者 邹淑芸 张永保 吕征 朱国盛 郑伍钦 史永谦 周永茂 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第S2期201-203,共3页
医院中子照射器是专用于硼中子俘获治疗的核装置,所用反应堆功率为30 kW,采用235U富集度为12.5%的UO2为燃料,金属铍反射层,轻水为慢化剂和冷却剂。堆芯产生的热量靠自然循环冷却。在反应堆堆芯相对两侧分别设置了热中子束流和超热中子束... 医院中子照射器是专用于硼中子俘获治疗的核装置,所用反应堆功率为30 kW,采用235U富集度为12.5%的UO2为燃料,金属铍反射层,轻水为慢化剂和冷却剂。堆芯产生的热量靠自然循环冷却。在反应堆堆芯相对两侧分别设置了热中子束流和超热中子束流,用于治疗患者。在微堆零功率实验装置上,完成了临界质量、控制棒效率、上铍反射层效率及其它部件反应性的测量,确定了最终燃料元件的装载,为工程物理启动提供实验数据。 展开更多
关键词 医院中子照射器 实验研究 效率
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用于硼中子俘获治疗的医院中子照射器的反应堆光致缓发中子参数 被引量:1
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作者 沈峰 吕征 +1 位作者 孙志勇 赵守智 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第8期697-701,共5页
在介绍单群扩散方程基础上,引入堆芯和反射层的中子价值,根据考虑了光致缓发中子及其价值因素的点堆动态方程,建立了利用现有计算程序进行计算和分析的方法,分析了医院中子照射器光致缓发中子的特性参数,在原有6组缓发中子基础上增加了... 在介绍单群扩散方程基础上,引入堆芯和反射层的中子价值,根据考虑了光致缓发中子及其价值因素的点堆动态方程,建立了利用现有计算程序进行计算和分析的方法,分析了医院中子照射器光致缓发中子的特性参数,在原有6组缓发中子基础上增加了9组光致缓发中子,为进一步进行用于硼中子俘获治疗的医院中子照射器反应堆的点堆动力学研究提供了重要参数。 展开更多
关键词 硼中子俘获治疗 医院中子照射器 光致缓发中子 中子价值
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低价值控制棒中子吸收体材料燃耗相关数据的制作及验证研究 被引量:5
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作者 杨伟焱 毕光文 +1 位作者 杨波 汤春桃 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第3期369-376,共8页
本文从燃耗方程出发给出了燃耗计算相关数据的内容,提出了使用蒙卡燃耗计算程序作为基准程序进行燃耗计算相关数据制作和验证的方法。应用该方法制作了低价值控制棒中子吸收体材料铽(Tb)和镝(Dy)同位素燃耗计算相关数据。数值计算结果表... 本文从燃耗方程出发给出了燃耗计算相关数据的内容,提出了使用蒙卡燃耗计算程序作为基准程序进行燃耗计算相关数据制作和验证的方法。应用该方法制作了低价值控制棒中子吸收体材料铽(Tb)和镝(Dy)同位素燃耗计算相关数据。数值计算结果表明,新制作的燃耗计算相关数据具有很高的计算精度。最终给出了满足低价值控制棒中子吸收价值要求的铽镝合金设计方案的计算结果。 展开更多
关键词 低价值控制棒 中子吸收体材料 燃耗链
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利用RMC程序计算与分析灰体控制棒的价值损耗 被引量:1
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作者 肖鹏 李满仓 +5 位作者 罗琦 姚栋 夏榜样 刘同先 于颖锐 辛素芳 《现代应用物理》 2020年第1期25-33,共9页
在2种吸收体半径下,利用RMC程序计算了5种吸收体材料的控制棒价值相对当量随燃耗的变化及各材料中每个核素的核子密度随燃耗的变化,给出了各材料作为控制棒时,栅元内的中子通量密度和归一化中子通量密度随中子能量的变化关系,并结合中... 在2种吸收体半径下,利用RMC程序计算了5种吸收体材料的控制棒价值相对当量随燃耗的变化及各材料中每个核素的核子密度随燃耗的变化,给出了各材料作为控制棒时,栅元内的中子通量密度和归一化中子通量密度随中子能量的变化关系,并结合中子吸收截面和核素燃耗链,对计算结果进行了分析。结果表明,不同吸收体半径下,各吸收体材料的控制棒价值相对当量和核子密度随燃耗的变化规律不同,Dy,Ag,W作为吸收体材料时,控制棒价值相对当量随燃耗的变化曲线较为平缓,可作为灰棒吸收体候选材料。 展开更多
关键词 堆用蒙特卡罗分析程序 灰棒 棒价值损耗 中子吸收体 中子能谱
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一种采用蒙卡程序计算两群中子价值分布的方法
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作者 安伟健 赵泽昊 霍红磊 《科技创新导报》 2020年第15期81-84,共4页
采用确定论程序计算中子价值较为容易,而采用蒙卡程序则相对较为困难,目前国际上仅有部分蒙卡程序实现了中子价值计算的功能。本文基于对中子价值物理意义的认识,提出了一种采用蒙卡程序计算两群中子价值分布的新方法,并将该方法成功应... 采用确定论程序计算中子价值较为容易,而采用蒙卡程序则相对较为困难,目前国际上仅有部分蒙卡程序实现了中子价值计算的功能。本文基于对中子价值物理意义的认识,提出了一种采用蒙卡程序计算两群中子价值分布的新方法,并将该方法成功应用于实际的反应堆物理特性分析工作中,取得了较好的效果。该方法可为相关研究提供参考。 展开更多
关键词 中子价值 蒙卡程序 微扰理论
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Transient Studies of Ghana Research Reactor-1 after Nineteen (19) Years of Operation Using PARET/ANL Code
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作者 Bright Madinka Mweetwa Emmanuel Ampomah-Amoako Edward Horga Korbla Akaho 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 2017年第4期223-231,共9页
The Program for the Analysis of Reactor Transients/Argonne National Laboratory (PARET/ANL) code was used to predict the thermal hydraulic behaviour of the Ghana Research Reactor-1 after adding 9.0 mm of beryllium to t... The Program for the Analysis of Reactor Transients/Argonne National Laboratory (PARET/ANL) code was used to predict the thermal hydraulic behaviour of the Ghana Research Reactor-1 after adding 9.0 mm of beryllium to the top shim tray of the core. The core was analysed for reactivity insertions 2.1 mk, 3.0 mk, 4.0 mk, 5.0 mk and 6.7 mk, respectively. The reactor is still safe to operate in the range 2.1 mk to 4.0 mk. However, 2.1 mk would be ideal since the reactor automatic shutdown (SCRAM) is set not to exceed 120% of reactor nominal power. 展开更多
关键词 REACTIVITY Insertion Transients Control Rod worth Power Peaking Factor MODERATOR REACTIVITY Coefficient neutronIC Parameters
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