压水堆二次中子源源强计算研究

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压水堆二次中子源源强计算研究

景福庭, 肖锋, 刘嘉嘉, 谭怡, 吕焕文

文章导航 > 核动力工程 > 2014 > 35(S2): 64-66

景福庭, 肖锋, 刘嘉嘉, 谭怡, 吕焕文. 压水堆二次中子源源强计算研究[J]. 核动力工程, 2014, 35(S2): 64-66. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0064

引用本文:

景福庭, 肖锋, 刘嘉嘉, 谭怡, 吕焕文. 压水堆二次中子源源强计算研究[J]. 核动力工程, 2014, 35(S2): 64-66. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0064

JinG Futing, Xiao Feng, Liu Jiajia, Tan Yi, Lyu Huanwen. Calculation of Neutron Source Strength from Secondary Neutron Source in PWRs[J]. Nuclear Power Engineering, 2014, 35(S2): 64-66. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0064

Citation:

JinG Futing, Xiao Feng, Liu Jiajia, Tan Yi, Lyu Huanwen. Calculation of Neutron Source Strength from Secondary Neutron Source in PWRs[J]. Nuclear Power Engineering, 2014, 35(S2): 64-66. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0064

景福庭, 肖锋, 刘嘉嘉, 谭怡, 吕焕文. 压水堆二次中子源源强计算研究[J]. 核动力工程, 2014, 35(S2): 64-66. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0064

引用本文:

景福庭, 肖锋, 刘嘉嘉, 谭怡, 吕焕文. 压水堆二次中子源源强计算研究[J]. 核动力工程, 2014, 35(S2): 64-66. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0064

JinG Futing, Xiao Feng, Liu Jiajia, Tan Yi, Lyu Huanwen. Calculation of Neutron Source Strength from Secondary Neutron Source in PWRs[J]. Nuclear Power Engineering, 2014, 35(S2): 64-66. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0064

Citation:

JinG Futing, Xiao Feng, Liu Jiajia, Tan Yi, Lyu Huanwen. Calculation of Neutron Source Strength from Secondary Neutron Source in PWRs[J]. Nuclear Power Engineering, 2014, 35(S2): 64-66. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0064

压水堆二次中子源源强计算研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2014.S2.0064

中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室, 成都, 610041

作者简介:
景福庭（1985—），男，工程师。现主要从事反应堆源项与屏蔽研究

中图分类号: TL943
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出版历程
- 收稿日期: 2014-10-29
- 修回日期: 2014-11-27
- 网络出版日期: 2025-02-15

Calculation of Neutron Source Strength from Secondary Neutron Source in PWRs

Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China, Chengdu, 610041, China

摘要: 根据压水堆中二次中子源的产生机理建立了二次中子源源强计算方法。采用MCNP程序模拟计算了二次中子源组件中的核反应率(与产生中子相关)和中子注量率,得到了123Sb的平均辐射俘获截面和放射性活度到二次源源强的转换因子,相关参数可用于快速计算二次中子源源强。
- 二次中子源 /
- 源强 /
- MCNP
Abstract: Based on the theory of neutron release from the secondary neutron source, the calculation method for the neutron source strength was built. MCNP was used to calculate the reaction rate and neutron flux in the secondary neutron source assembly, and the average radioactive capture cross section of 123 Sb and the transform coefficient from radioactive activity to neutron source strength were obtained.
- Secondary neutron source /
- Source strength /
- MCNP

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