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Numerical analysis of the activity of irradiated alloy-N in an FHR
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作者 Chao Peng Xing-Wang Zhu +2 位作者 Guo-Qing Zhang Zhao-Zhong He Kun Chen 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2016年第2期149-154,共6页
The fluoride salt-cooled high-temperature reactor(FHR) uses molten FLi Be salt as the coolant, which introduces a corrosive effect on the alloy-N structure material. Fission neutrons activate the corroded alloy-N,alon... The fluoride salt-cooled high-temperature reactor(FHR) uses molten FLi Be salt as the coolant, which introduces a corrosive effect on the alloy-N structure material. Fission neutrons activate the corroded alloy-N,along with alloy-N structures inside the reactor vessel. The activation products of the alloy-N have a big impact on radiation protection during operation, maintenance, and decommissioning of the reactor. We have constructed a SCALE 6.1 model for the core of a typical 10 MW th FHR and analyzed the activity of each constituent of the irradiated alloy-N. The results show that the activity is predominantly due to short-lived^(28) Al,^(60m) Co,^(56) Mn,^(51)Ti, and ^(52) V, as well as long-lived ^(60) Co,^(51)Cr,^(55)Fe,^(59)Fe, and ^(54) Mn.Furthermore, because of their relatively long half-life and high-energy c-rays emissions,^(60) Co and ^(54)Mn are the major contributors to the radiation source terms introduced by alloy-N activation. The yield of ^(60)Co and ^(54)Mn per unit mass of alloy-N under the current core design is 5.58*10~5 and 1.55 * 10~3 Bq MWd^(-1)g^(-1), respectively.The results of this paper, combined with future corrosion studies, may provide a basis for evaluating long-term radiation source terms of the primary loop salt and components. 展开更多
关键词 数值分析 反应堆容器 辐照 腐蚀作用 辐射防护 辐射源项 反应堆退役 结构材料
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超热中子活化法测定碘和溴 被引量:20
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作者 侯小琳 《岩矿测试》 CAS CSCD 北大核心 1995年第1期31-36,共6页
介绍了采用微型反应堆超热中子活化分析膳食样品中I和Br的方法。讨论了热中子屏蔽材料的选择、干扰扣除等问题,计算了不同样品的探测极限及标准偏差。对几种标样进行分析,其结果与推荐值相符。
关键词 食品 超热中子活化法
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MC法模拟核部件自发裂变中子活化瞬发γ能谱 被引量:2
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作者 郭春营 李虹轶 +1 位作者 林源根 许伟 《核电子学与探测技术》 北大核心 2017年第1期60-63,共4页
在分析中子活化瞬发γ产生机理及瞬发γ射线强度计算方法基础上,提出了应用MCNP程序计算模拟核部件自发裂变中子活化放出瞬发γ能谱的直接模拟与分步模拟方法,对两种方法的计算结果及特点进行了比较分析。计算了模拟核部件核材料自发衰... 在分析中子活化瞬发γ产生机理及瞬发γ射线强度计算方法基础上,提出了应用MCNP程序计算模拟核部件自发裂变中子活化放出瞬发γ能谱的直接模拟与分步模拟方法,对两种方法的计算结果及特点进行了比较分析。计算了模拟核部件核材料自发衰变产生的γ能谱,并与瞬发γ能谱进行了比较分析。本文结果可为核部件认证技术研究提供参考。 展开更多
关键词 模拟核部件 中子活化 瞬发γ能谱 蒙特卡罗
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微型核反应堆超热中子活化分析头发中的微量砷 被引量:1
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作者 张瑛 徐卫东 +1 位作者 刘雪慧 于志刚 《中国卫生检验杂志》 CAS 2003年第6期698-698,共1页
〔目的〕探讨用微型核反应堆超热中子活化方法分析人发中的微量砷。〔方法〕利用在微型核反应堆安装的超热辐射孔道 ,对样品进行照射 ,降低了样品的本底 ,实现了对人发中的微量砷的测定。〔结果〕方法的检出限为 6.0×10 -3 μg/g ,... 〔目的〕探讨用微型核反应堆超热中子活化方法分析人发中的微量砷。〔方法〕利用在微型核反应堆安装的超热辐射孔道 ,对样品进行照射 ,降低了样品的本底 ,实现了对人发中的微量砷的测定。〔结果〕方法的检出限为 6.0×10 -3 μg/g ,RSD =3 .2 % ,样品的回收率为 98.2 %~ 10 2 .0 %。〔结论〕微型核反应堆超热中子活化分析法可用于人发中微量砷的测量。 展开更多
关键词 微型核反应堆 超热中子活化分析 头发 微量砷 样品制备
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