27 research outputs found
XÁC ĐỊNH CÁC THAM SỐ HIỆU CHỈNH TỰ HẤP THỤ NƠTRON TRÊN NHIỆT ĐỐI VỚI Au-197
The epithermal neutron self-shielding correction factors for 197Au(n,g)198 reaction in Au target foils with different thickness were calculated using the Monte Carlo simulation code MCNP5. In this research, the characteristics of neutron irradiation facility at the thermal column of the Dalat Nuclear Research Reactor were used as the input parameters for the neutron source definition. The input epithermal neutron energy spectrum is defined as 1/E distribution from 0.5 eV to 0.2MeV.Các hệ số hiệu chỉnh hiệu ứng tự che chắn nơtron trên nhiệt đối với phản ứng bắt bức xạ 197Au(n, g)198 trong các bia mẫu Au, dạng lá mỏng với nhiều độ dày khác nhau, đã được tính toán xác định bằng phương pháp mô phỏng Monte Carlo sử dụng chương trình MCNP5. Trong nghiên cứu này, các tham số đặc trưng của thiết bị chiếu nơtron (cột nhiệt) của Lò Phản ứng Hạt nhân Đà Lạt đã được sử dụng để thiết lập thông tin đầu vào (input) cho nguồn nơtron mô phỏng. Phổ năng lượng nơtron trên nhiệt được định nghĩa theo phân bố 1/E với khoảng năng lượng từ 0.5eV đến 0.2MeV
Khảo sát phân bố suất liều bức xạ trong BNCT Phantom đối với kênh Neutron số 2 tại lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt : Luận văn Thạc sĩ Vật lý kỹ thuật
53 tr. : minh hoạ, có màu ; 29 cm
Tính toán hiệu suất ghi cho đầu dò bán dẫn HPGe bằng phần mềm mô phỏng MCNP : Khóa luận tốt nghiệp kỹ sư Kỹ thuật hạt nhân
73 tr. : minh họa; 29 cm
Khảo sát phân bố suất liều bức xạ trong BNCT Phantom đối với kênh Neutron số 2 tại lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt : Tóm tắt Luận văn Thạc sĩ Vật lý kỹ thuật
24 tr. : minh hoạ; 21 cm
Nghiên cứu xác định các hệ số hiệu chỉnh cho số liệu đo tiết diện bắt bức xạ Neutron trên các dòng Neutron phin lọc : Luận văn Thạc sĩ
68 tr. : minh hoạ; 29 cm
ĐÁNH GIÁ HỆ THỐNG AN TOÀN TRONG LÒ PHẢN ỨNG WWER-1000 BẰNG PHẦN MỀM MÔ PHỎNG IAEA
In this study, the operation and response capability of safety system in nuclear reactor WWER-1000 was analyzed during the accidents that involved the failure of main circulation pump or feed water pumps. The nuclear reactor WWER-1000 simulator developed by IAEA showed that safety systems such as the EP, the PP and the AUU are capable of controlling the reactor power by adjusting the control rods during the accidents. Also, the ACP allowed the nuclear reactor to operate safely at 65%, 61 % and 39% power for the wheel jam of MCP-1, the trip of MCP-1 and the FWP-1 accident, respectively. Additionally, the water in steam generator remained at the original value (224 mm) by SG water level controller to ensure the heat exchange within the reactor.Bài báo này phân tích và đánh giá khả năng hoạt động và đáp ứng của hệ thống an toàn thụ động trong lò phản ứng WWER-1000 khi xảy ra các sự cố liên quan đến máy bơm. Qua phần mềm mô phỏng lò phản ứng WWER-1000 được phát triển bởi IAEA có thể thấy rằng các hệ thống an toàn như EP, PP và AUU điều khiển công suất lò phản ứng bằng cách điều chỉnh vị trí của các thanh điều khiển trong các tai nạn. Hệ thống ACP đưa lò phản ứng hoạt động an toàn ở các mức công suất lần lượt là 65%, 61 % và 39% công suất ban đầu đối với sự cố máy bơm tuần hoàn số 1 bị kẹt, máy bơm tuần hoàn số 1 bị hỏng và máy bơm nước cấp số 1 bị hỏng. Bên cạnh đó, bộ điều khiển mực nước của các bình sinh hơi giúp ổn định mức nước danh định (224 mm) để đảm bảo khả năng trao đổi nhiệt bên trong lò phản ứng
Tính toán liều bức xạ trong phương pháp Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) để điều trị khối u não bằng chương trình mô phỏng MCNP : Luận văn Thạc sĩ Vật lý kỹ thuật
72 tr. : minh hoạ, có màu ; 29 cm
Sử dụng phần mềm K0-IAEA trong hiệu chuẩn đường cong hiệu suất và tính toán hiệu suất thực nghiệm bằng phương pháp bình phương tối thiểu cho đầu đo bán dẫn HPGe : Khóa luận tốt nghiệp kỹ sư Kỹ thuật hạt nhân
62 tr. : minh họa; 29 cm
Nghiên cứu xác định các hệ số hiệu chỉnh cho số liệu đo tiết diện bắt bức xạ Neutron trên các dòng Neutron phin lọc : Tóm tắt luận văn Thạc sĩ
26 tr. : minh hoạ; 21 cm