鲁谨
- 作品数：27 被引量：16H指数：3
- 供职机构：中国原子能科学研究院更多>>
- 发文基金：国家自然科学基金更多>>
- 相关领域：核科学技术理学电气工程更多>>
- 医院中子照射器中子束流出口处热中子注量率的测量被引量：5
- 2013年
- 医院中子照射器是基于微型反应堆而设计的专门用于硼中子俘获治疗(BNCT)的核反应堆装置,其额定功率为30kW。在堆芯相对两侧分别设有一条热中子束流和超热中子束流用于病人照射,在热中子束流内引出一条实验用热中子束流,用于瞬发γ法测量病人血硼浓度。本工作利用235 U裂变靶和白云母探测片测量了热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子绝对注量率。结果显示,在30kW额定功率运行时,热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子注量率分别为1.67×109、2.44×107和3.03×106 cm-2.s-1。以上结果达到了BNCT设计要求,并能满足瞬发γ测量血硼浓度的要求。
- 彭旦鲁谨邹淑芸李义国
- 关键词：医院中子照射器热中子注量率固体径迹探测器
- 可逆比热容法测量高中子注量率
- 2023年
- 目前直接测量高中子注量率一直难于实现,为了解决该问题,本文采用热分析仪器测量受中子辐照后材料可逆比热容的变化来测量高中子注量率。对中国先进研究堆(CARR)辐照孔道的高中子注量率进行了测量,所测量的中子注量率与参考值均在3%左右符合,证明可逆比热容法可直接测量高中子注量率。本文方法是对高中子注量率直接测量的有益尝试。
- 杨铜锁朱庆福史永谦辛督强乔硕王璠鲁谨彭旦张建祥
- 关键词：中国先进研究堆中子注量率
- 微型反应堆控制系统改进
- 微型反应堆控制台用于微型反应堆(简称微堆)的启动、运行和停闭,于上世纪八十年代设计加工而成。控制台主要由微堆功率控制、热工监测控制和γ剂量监测组成。由于使用时间长久,设备老化,而且,随着技术的发展,目前一些先进的设备可以...
- 刘心灵彭旦洪景彦张金花鲁谨
- 关键词：微型反应堆自动控制中子注量率
- 文献传递
- 原型微堆低浓化计算
- 原型微堆是中国原子能科学研究院自主设计、建立第一座微型中子源反应堆,采用了高浓铀作为燃料,轻水作慢化剂,金属铍作为反射层的罐池式反应堆.由于防止核扩散,原型微堆正在进行低浓化工作,即把高浓铀的堆芯换成低富集度铀的堆芯,这...
- 吴小波李义国鲁谨彭旦郝倩洪景彦
- 关键词：堆芯结构物理参数
- 文献传递
- 微型反应堆卸料装置设计及可靠性分析被引量：1
- 2018年
- 微型反应堆(简称"微堆")低浓化及退役都包含乏燃料卸出的操作,而保证乏燃料安全卸出的关键设备之一就是卸料装置。现有的卸料装置在操作过程中会破坏微堆堆筒体密封性,并且无法恢复,但微堆低浓化后还需利用原有堆筒体进行装料运行,所以本文在此需求的基础上设计了一套新型的卸料装置,可在不分离筒节、不破坏筒体完整性及密封性的前提下完成卸料操作。新设计的卸料装置包含卸料操作工具和辅助机械装置两部分。卸料操作工具通过小盖开口即可实现燃料组件的抓取,实施吊装。卸出的微堆乏燃料具有很高的放射性,卸料操作工具配合辅助机械装置,可实现远距离起升平移的操作,这种设计便于屏蔽,同时可有效降低工作人员所受辐射剂量。对该卸料装置进行计算和可靠性分析,结果表明其强度远大于实际使用载荷,安全可靠,能较好地满足微堆使用需求。新型微堆卸料装置具有经济性好、易制备、易操作的特点,下一步将在国内外微堆低浓化卸料或退役中推广应用。
- 郝倩李义国彭旦吴小波洪景彦鲁谨王梦娇张金花
- 关键词：微型反应堆卸料装置低浓化退役
- 可逆比热容法测量反应堆中子注量率的可行性及应用前景被引量：1
- 2018年
- 热分析仪器和测量技术的迅速发展为通过测量受辐照材料热性质的变化测量中子注量提供了可能。本文提出采用调制差示扫描量热(MDSC)法测量反应堆辐照的含硼材料可逆比热容的变化,进而得到反应堆的中子注量率。从理论和实验两方面讨论了利用该方法测量反应堆中子注量率的可行性。介绍了可逆比热容法测量反应堆中子注量率的原理和实验方法。展望了这种测量方法在测量高注量反应堆中子注量率的应用前景。
- 杨铜锁朱庆福史永谦辛督强张建祥王璠王永仓鲁谨
- 关键词：固体核径迹探测器热分析中子注量率
- 提高控制系统中子通量采样信号的线性度
- 2015年
- 中子通量是微型反应堆(微堆)控制系统的重要监测参数,直接反映了堆的运行状况,其现状是稳定性较差,对实验研究以及教学培训产生不良影响,并根据当前低浓化项目需求,需要提高其稳定性。文章采用PDCA循环,找到原因症结,设定目标,并运用QC工具采取有效措施,最终使得出现的尖峰现象消失,中子通量的线性度得以提高。
- 刘心灵李义国吴小波鲁谨彭旦洪景彦张金花郝倩
- 关键词：微堆中子通量线性度
- 基于ISOCS的箱装废物测量方法研究
- 2022年
- 核设施退役过程产生大量放射性废物,根据废物装载要求,不可压废物直接装入钢箱,目前使用比较多的是FA-Ⅳ型钢箱,外部尺寸为1567 mm×1573 mm×1331 mm。由于钢箱的体积大,测量过程需要进行复杂的自吸收和几何体积校正,给废物测量带来了新的要求。本项目采用现场物体计数系统(In Situ Objects Counting System,ISOCS)对钢箱废物进行直接测量,应用无源效率刻度软件对测量结果进行了自吸收及几何体积的校正;并用标准放射源模拟测量,对ISOCS系统的测量误差进行了判断,初步确定了ISOCS系统直接测钢箱的误差约为30%,该结论为ISOCS系统是否可以正确合理地确定箱装废物的核素组成和活度浓度提供了基础数据支撑。
- 聂鹏鲁谨郭亚平任韧张立军
- 关键词：钢箱
- 基于反应堆中子照相孔道参数初步实验研究
- <正>在医院中子照射器反应堆现有的水平热中子孔道的基础上,设计了一个适用于中子照相的热中子孔道。孔道入口、出口直径分别为4cm和10cm,孔道最大L/D达到了58,偏移角为4.1度。对设计的热中子孔道进行了初步的实验研究...
- 李义国鲁谨俞伯祥彭旦郝倩邹淑芸章爱武刘万金赵航
- 文献传递
- 基于MCNP的医院中子照射器零功率实验的计算
- 介绍了医院中子照射器(IHNI)零功率实验及其装置,利用MCNP程序,对IHNI零功率实验装置进行模拟计算,得到中心控制棒价值、上铍反射层效率、径向燃料元件效率、铝瓦效率等。计算值和实验值相互验证,结果符合较好。
- 吴小波彭旦张金花邹淑芸洪景彦鲁谨
- 关键词：MCNP医院中子照射器
- 文献传递
