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原子能科学技术 2006年第1期40卷 5-9页

作者：丁声耀徐鵾于保生凌玉德中国原子能科学研究院北京102413

对中国原子能科学研究院游泳池反应堆回路水中16N和19O的放射性活度进行测定。在实验测量的同时,还进行了理论计算。结果表明,理论计算结果与实验测量值在不确定度范围内一致。本工作首次给出了18O(n,γ)19O反应截面的评价推荐数据。

关键词：游泳池反应堆放射性活度^18O(n,γ)^19O反应截面

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游泳池反应堆可靠性安全性分析

核动力工程 1997年第1期18卷 82-85页

作者：李兆桓中国原子能科学研究院

采用事件树／故障树方法对游泳池反应堆进行了可靠性安全性分析。扼要介绍了分析模型、分析程序和主要分析结果。同时还介绍了非规定工况运行对安全性影响；维修策略对防御共因失效的有效性估计；恢复操作对系统可靠性的作用；通用数据... 详细信息

采用事件树／故障树方法对游泳池反应堆进行了可靠性安全性分析。扼要介绍了分析模型、分析程序和主要分析结果。同时还介绍了非规定工况运行对安全性影响；维修策略对防御共因失效的有效性估计；恢复操作对系统可靠性的作用；通用数据和专用数据分析结果的对比等。

关键词：游泳池反应堆事件树故障树反应堆安全性

游泳池反应堆热柱中子束空间分布、能谱及剂量参数的测定

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核科学与工程 1991年第1期11卷 49-54页

作者：陈常茂谢建伦冷瑞平宋书绶苏静玲中国原子能科学研究院

测量了中国原子能科学研究院游泳池反应堆热柱孔道外中子束的轴向和径向分布、超热中子谱及剂量参数。中子注量率随轴向距离增大而减小,其衰减规律与一个位于热柱孔道内之孔道轴线上某一点处的点源的情况相似;热中子与超热中子等效点源... 详细信息

测量了中国原子能科学研究院游泳池反应堆热柱孔道外中子束的轴向和径向分布、超热中子谱及剂量参数。中子注量率随轴向距离增大而减小,其衰减规律与一个位于热柱孔道内之孔道轴线上某一点处的点源的情况相似;热中子与超热中子等效点源距热柱孔道口的距离分别为157和212em。采用E^(-α)与E(1′2)exp(-E/T)相结合的谱函数拟合超热中子谱,借助最小二乘法解谱而得出谱参数α:1.03,T=1.85MeV,平均能量约为0.97MeV。在3MW热功率下,距孔道口50cm处的热中子与超热中子注量率分别为1.61×10~7和6.1×10~4n/cm^2·s,剂量当量率分别为62和2.9cSv/h;热柱孔道口处的γ剂量当量率约为60cSv/h。

关键词：游泳池反应堆热柱中子束能谱

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游泳池反应堆内中能中子与快中子通量测定

核科学与工程 1982年第1期 9-21+5页

作者：李兆桓高集金王永清中国科学院原子能研究所

用活化箔技术測定游泳池反应堆內中能中子与快中子通量谱。选择22种探测箔,其中9种是中能的,14种是快中子阈探測箔。探測箔放在1mm壁厚的鎘盒內照射。主要用γ譜仪测量絕对活性值,从而求出单核反应率。将0.28eV王18.5MeV的整个能区划分... 详细信息

用活化箔技术測定游泳池反应堆內中能中子与快中子通量谱。选择22种探测箔,其中9种是中能的,14种是快中子阈探測箔。探測箔放在1mm壁厚的鎘盒內照射。主要用γ譜仪测量絕对活性值,从而求出单核反应率。将0.28eV王18.5MeV的整个能区划分为470群。考虑鎘的屏蔽和探測箔的自身散射影响后的屏蔽,求出每一种探測箔在中能区各群的中子屏蔽因子,从而求得有效活化反应截面。在国产TQ-6計算机上,用多次迭代法求得近似中子譜。用蒙特卡罗方法求譜的誤差。从解得的譜計算出0.5MeV和1MeV以上各种探测器的中子活化平均截面。文中詳細介紹譜处理、譜誤差計算、活性测显等细节。給出探測箔特性参数、单核反应率及其誤差。并給出解得中子譜曲綫。最后討論迭代收斂与谱形起伏等问题。

关键词：截面数据随机变量中子通量谱探测器屏蔽因子概率论核子反应率游泳池反应堆迭代次数谱形正态分布 Gauss 分布中子通量辐射通量能群

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游泳池反应堆控制保护系统安全整治

中国核科技报告 1999年 17-30页

作者：孙学良吴洮生陈克之郑文耀郝怀德中国原子能科学研究院北京中国原子能科学研究院

“游泳池反应堆控制保护系统安全整治工程”应用现代测控技术,严格遵照核安全法规标准进行设计、制造、安装、调试,建成了一个先进的试验堆控制保护系统。新系统增设和完善了保护变量与保护设备;监测装置的灵敏度提高了1～2个量级;停堆... 详细信息

“游泳池反应堆控制保护系统安全整治工程”应用现代测控技术,严格遵照核安全法规标准进行设计、制造、安装、调试,建成了一个先进的试验堆控制保护系统。新系统增设和完善了保护变量与保护设备;监测装置的灵敏度提高了1～2个量级;停堆状况下有5个独立的监测装置同时指示堆功率,稳定性与抗干扰性能好。全新的自动功率调节系统不仅品质优良,且自动工作的量程下限由千瓦级扩展到十瓦量级,提高了运行安全与灵活性;增设UPS不间断电源作系统安全电源,保证可靠停堆与在反应堆失去全部电源情况下指示堆功率。二年多良好的运行工况证明了整治的成功。该项目是我国试验研究堆控制保护系统全面整治的首例,其成功对其他堆整治与新堆的设计运行有重要的参考价值。

关键词：紧急停堆 UPS 系统安全游泳池反应堆监测装置试验堆研究与试验堆电源核安全法规

游泳池反应堆厂房外环境中n,γ辐射场的测定

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原子能科学技术 1986年第4期 490-494页

作者：姜金岭闻友勤陈常茂中国原子能科学研究院北京中国原子能科学研究院

反应堆、加速器以及各种n,γ辐射源正在各个领域中广泛应用,探清其n,γ辐射对周围环境的影响以便采取措施加以控制,这是很重要的问题,同时也为进一步搞好屏蔽设计提供可靠的依据。本文介绍的就是对游泳池反应堆周围辐射剂量场的测量和... 详细信息

反应堆、加速器以及各种n,γ辐射源正在各个领域中广泛应用,探清其n,γ辐射对周围环境的影响以便采取措施加以控制,这是很重要的问题,同时也为进一步搞好屏蔽设计提供可靠的依据。本文介绍的就是对游泳池反应堆周围辐射剂量场的测量和评价。

关键词：游泳池反应堆 n、γ辐射场剂量分布测量

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游泳池反应堆控制保护系统安全整治

中国核科技报告 1998年第S6期 67-68页

作者：孙学良吴兆生陈克之郑文耀郝怀德中国原子能科学研究院中国原子能科学研究院北京

关键词：游泳池反应堆系统安全停堆

49-2游泳池反应堆辐照生产^(90)Y的可行性研究

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同位素 2023年第3期36卷 279-284页

作者：左亚杰陈晓亮张宇张伟坚王硕陈效先中国原子能科学研究院北京102413

^(90)Y是一种较理想的治疗用放射性核素,其标记的放射性药物被广泛用于多种癌症的诊断和治疗。49-2游泳池反应堆(简称49-2堆)是放射性同位素生产的优良平台,为验证49-2堆辐照生产^(90)Y同位素的可行性,利用蒙特卡罗程序MCNP6(Monte Carl... 详细信息

^(90)Y是一种较理想的治疗用放射性核素,其标记的放射性药物被广泛用于多种癌症的诊断和治疗。49-2游泳池反应堆(简称49-2堆)是放射性同位素生产的优良平台,为验证49-2堆辐照生产^(90)Y同位素的可行性,利用蒙特卡罗程序MCNP6(Monte Carlo N-particle 6)与SCALE6.1程序,计算在49-2堆芯内E8、H8、D10三个典型位置处辐照高纯氧化钇(Y 2O 3)靶生产放射性同位素^(90)Y的活度,并与H8位置的辐照实验结果进行对比。理论计算结果表明:E8孔道是最佳辐照位置,孔道平均中子通量密度为1.09×1014 n/(cm-2·s);E8、H8孔道可生产高比活度的^(90)Y(>10 Ci/g),所需辐照时间分别为2、6 d;辐照产生的放射性同位素^(90)Y中杂质核素含量较低(堆内H8孔道处^(90)Y辐照实验结果对比,偏差为4.02%。以上结果表明,利用49-2堆辐照高纯Y 2O 3靶可生产满足医用标准的^(90)Y同位素。

关键词：游泳池反应堆同位素生产 ^(90)Y

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基于游泳池反应堆的125I制备研究

基于游泳池反应堆的125I制备研究

元件盒形的热中子利用系数与热中子通量不均匀性

中国核学会2019年学术年会

作者：胡连生于宁文向学琴中国原子能科学研究院同位素研究所

I是一种非常重要的医用放射性同位素,临床应用广泛,市场需求大。本研究工作基于49-2游泳池反应堆开展了

关键词： 125I制备游泳池反应堆间歇循环回路

来源： cnki会议评论

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原子能科学技术 1965年第10期 835-840页

作者：李兆桓

本文探讨了水水反应堆中把元件棒组成元件盒后的非均匀栅内的热中子利用系数的计算方法,并讨论了元件盒内热中子通量分布的不均匀性。文中提出把热中子利用系数分解为盒内利用系数和元件棒利用系数两个因子。先用扩散理论或多次碰撞理... 详细信息

本文探讨了水水反应堆中把元件棒组成元件盒后的非均匀栅内的热中子利用系数的计算方法,并讨论了元件盒内热中子通量分布的不均匀性。文中提出把热中子利用系数分解为盒内利用系数和元件棒利用系数两个因子。先用扩散理论或多次碰撞理论处理带覆盖层的均匀栅内的热中子利用系数,然后把盒内介质转化成相当的均匀介质,求出整个元件盒内的通量分布,计算盒内利用系数。最后利用所得计算公式计算了一个游泳池反应堆元件盒形的热中子利用系数和通量分布,并与按完全均匀栅计算得到的结果作了比较。

关键词：热中子游泳池反应堆慢中子利用系数中子数覆盖层不均匀性