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1.
高能重带电粒子能直接穿透靶原子核外电子层,与原子核发生直接碰撞,发生散裂反应,产生一系列具有放射性的剩余产物核.重带电粒子诱发靶材放射性剩余核与辐射防护和人员安全有着密切联系,当前,大部分剩余核产额主要依靠蒙特卡罗粒子输运程序进行模拟计算,其准确程度亟需通过实验测量进行准确评估.本文利用能量为80.5 MeV/u的(12)^C6+粒子对薄铜靶开展了辐照实验与伽玛射线测量,结合伽玛谱学分析方法,得出了辐照产生的18种放射性剩余产物的初始活度和产生截面值,并与PHITS模拟结果进行对比.结果表明,PHITS模拟程序对放射性剩余核种类的估计具有较高可靠性,在其绝对产额方面,与实验测量仍具有较大偏差. 相似文献
2.
第一讲中子散射与散裂中子源 总被引:1,自引:0,他引:1
中子散射是研究物质微观结构和动态的理想工具之一,广泛地应用于凝聚态物质研究和应用的众多学科领域.散裂中子源能是新一代的加速器基脉冲中子源,能为中子散射提供高通量的脉冲中子.文章简明地介绍了中子散射的特点和它作为物质结构和动态探针的优越性,以及散裂中子源的基本原理、发展状况和多学科的应用优势.我国计划建设的散裂中子源CSNS中,靶站将由多片钨靶、铍/铁反射体和铁/重混凝土生物屏蔽体组成.质子束功率100kW下,脉冲中子通量约为2.4×1016n/cm2/s.第一期将设计建造高通量粉末衍射仪、高分辨粉末衍射仪、小角散射仪、多功能反射仪和直接几何非弹性散射仪等五台典型的中子散射谱仪,以覆盖大部分的中子散射研究领域. 相似文献
3.
采用连续介质力学基唯象模型模拟分析了钽的平板撞击层裂行为。该模型包括了材料的非线性弹性(状态方程)、率相关塑性和孔洞的形核及生长等多种效应,并且采用一种对角隐式Runge-Kutta方法来求解本构率方程组,提高了热粘塑性本构关系计算的稳定性及精度。将数值模拟结果和相关实验数据进行了对比分析,结果表明,对于样品中的拉应力峰值明显高于材料层裂强度的实验(中、高速平板撞击实验),理论模型具有较好的预估能力,但对于临界层裂问题(低速平板撞击实验),该模型对材料损伤与失效过程的描述可能不够准确,需要进一步改进。 相似文献
4.
The design of the China Spallation Neutron Source (CSNS) low-energy beam transport (LEBT) line, which locates between the ion source and the radio-frequency quadrupole (RFQ), has been completed with the TRACE3D code. The design aims at perfect matching, primary chopping, a small emittance growth and sufficient space for beam diagnostics. The line consists of three solenoids, three vacuum chambers, two steering magnets and a pre-chopper. The total length of LEBT is about 1.74 m. This LEBT is designed to transfer 20 mA of H-pulsed beam from the ion source to the RFQ. An induction cavity is adopted as the pre-chopper.The electrostatic octupole steerer is discussed as a candidate. A four-quadrant aperture for beam scraping and beam position monitoring is designed. 相似文献
5.
V. Wagner A. Krása M. Majerle F. Křížek O. Svoboda A. Kugler J. Adam V. M. Tsoupko-Sitnikov M. I. Krivopustov I. V. Zhuk W. Westmeier 《Pramana》2007,68(2):297-306
The set-up ‘energy plus transmutation’, consisting of a thick lead target and a natural uranium blanket, was irradiated by
relativistic proton beams with the energy from 0.7 GeV up to 2 GeV. Neutron field was measured in different places of this
set-up using different activation detectors. The possibilities of using the obtained data for benchmark studies are analyzed
in this paper. Uncertainties of experimental data are shown and discussed. The experimental data are compared with results
of simulation with MCNPX code.
相似文献
6.
The mechanical design of the target module of an accelerator driven subcritical nuclear reactor system (ADSS) calls for an
analysis of the related thermal-hydraulic issues because of large amount of heat deposition in the spallation region during
the course of nuclear interactions with the molten lead bismuth eutectic (LBE) target. The LBE also should carry the entire
heat generated as a consequence of the spallation reaction. The problem of heat removal by the LBE is a challenging thermal-hydraulic
issue. For this, one has to examine the flows of low Prandtl number fluids (LBE) in a complex ADSS geometry. In this study,
the equations governing the laminar flow and thermal energy are solved numerically using the streamline upwind Petrov-Galerkin
(SUPG) finite element (FE) method. The target systems with a straight and a nozzle guide have been considered. The principal
purpose of the analysis is to trace the flow and temperature distribution and thereby to check the suitability of the flow
guide in avoiding the recirculation or stagnation zones in the flow space that may lead to hot spots.
相似文献
7.
基于单孔洞近似,对不同撞击速度下高纯铝的部分层裂实验进行了数值模拟研究,讨论了微孔洞长大对波传播的影响及其在自由面速度波剖面上的表现. 通过分析微孔洞周围的应力场变化,认识到实测自由面速度波剖面出现"回跳"特征并不能说明材料发生完全层裂,其直接原因是样品内部微孔洞长大所引起的局部卸载效应. 将计算得到的自由面速度波剖面和微孔洞相对体积与实验结果进行了对比分析,发现两者均符合很好,表明采用单孔洞增长来近似描述部分层裂样品中随机损伤发展及其对波传播的影响是可行的.
关键词:
层裂
孔洞增长
自由面速度波剖面
微孔洞相对体积 相似文献
8.
The construction of China Spallation Neutron Source (CSNS) has been initiated in Dongguan, Guangdong, China. Thus a detailed radiation transport analysis of the shutter neutron beam stop is of vital importance. The analyses are performed using the coupled Monte Carlo and multi-dimensional discrete ordinates method. The target of calculations is to optimize the neutron beamline shielding design to guarantee personal safety and minimize cost. Successful elimination of the primary ray effects via the two-dimensional uncollided flux and the first collision source methodology is also illustrated. Two-dimensional dose distribution is calculated. The dose at the end of the neutron beam line is less than 2.5 μSv/h. The models have ensured that the doses received by the hall staff members are below the standard limit required. 相似文献
9.
10.