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陈国安

作品数：4 被引量：16H指数：3
供职机构：中国原子能科学研究院更多>>
相关领域：核科学技术更多>>

合作作者

文献类型

  • 4篇中文期刊文章

领域

  • 4篇核科学技术

主题

  • 2篇废包壳
  • 2篇包壳
  • 1篇电站
  • 1篇有源
  • 1篇射线
  • 1篇探测器
  • 1篇秦山核电
  • 1篇秦山核电站
  • 1篇燃耗
  • 1篇燃料元件
  • 1篇中子
  • 1篇中子探测
  • 1篇中子探测器
  • 1篇总Β放射性
  • 1篇活度
  • 1篇活度测量
  • 1篇核电
  • 1篇核电站
  • 1篇核燃料
  • 1篇核燃料后处理

机构

  • 4篇中国原子能科...

作者

  • 4篇陈国安
  • 3篇杨留成
  • 3篇朱荣保
  • 2篇吕峰
  • 2篇刘亨军
  • 2篇乔盛忠
  • 2篇张崇海
  • 2篇林灿生
  • 1篇贾向军
  • 1篇章泽甫
  • 1篇王效英
  • 1篇李河萍
  • 1篇唐培家
  • 1篇张先业
  • 1篇李纪民

传媒

  • 3篇原子能科学技...
  • 1篇核化学与放射...

年份

  • 2篇1994
  • 2篇1992
共 4 条 记 录，以下是 1-4
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排序方式：
高放废液总β放射性活度测量被引量：2
1992年
方法采用塑料闪烁晶体β低本底测量装置直接测定了高放废液样品40 keV以上β射线的总β放射性活度。装置的β效率曲线采用与被测样品相同质量厚度、不同β能量的一系列标准源刻度。样品测量的β放射性对装置的总β效率是根据各个样品的放射性核素组成、各核素β射线能量对应于β效率曲线值以及各核素β放射性活度占样品总β放射性活度的比例加权平均计算求得。在测定样品各核素β放射性活度占总β放射性活度的比例时,方法对具有γ衰变的核素采用直接γ能谱法;对纯β衰变核^(90)Sr-^(90)Y,采用了半衰期近似法;对纯β衰变核^(147)Pm,采用了表观冷却时间近似替代法对高放废液样品测量的不确定度约为±15%。测量结果与化学分离各核素测得的结果在误差范围内符合。
吕峰林灿生张先梓陈国安张崇海
关键词：高放废液Β射线Β放射性
模拟废包壳中残留铀含量的有源中子测定被引量：4
1994年
描述了高压倍加器作为中子源质询废包壳中残留铀含量的缓发中子测定模拟装置的原理及方法，给出了模拟浸取元件包壳样品的实验数据和结果。实验中所采用的加速器中子产额为３．２×１０￣９ｓ＿（－１），测量灵敏度为１ｇ￣（２３５）Ｕ／每篮壳。当乏燃料组件的燃耗为３．３×１０￣４ＭＷｄ／ｔ（Ｕ）时，每篮壳中￣（２４４）Ｃｍ自发裂变的中子发射率为８．９２×１０￣４ｓ＿（－１）。在废包壳中残留铀含量为乏燃料中原始铀含量的０．１％、测量时间为１０ｍｉｎ时，残留铀含量中子计数的测量精度经计算为±１４．４％（２σ）。
乔盛忠朱荣保郏惠忠刘亨军杨留成唐培家丁大纯陈国安李纪民朴勇男贾向军
关键词：废包壳中子探测器
无源γ能谱法测定废包壳中残留铀方法研究被引量：3
1994年
叙述了一种用于动力堆乏燃料后处理厂首端，测定浸取过的废包壳中残留铀的方法──无源γ能谱法。设计了一种点阵式源项可变模拟废包壳篮。按燃耗３３０００ＭＷｄ／Ｔ（Ｕ），冷却时间３ａ，残留铀量为原始乏燃料０．２％的条件，对废包壳中存在的实际裂变产物γ放射性活度制作了一套模拟源项。在热室中定量测定了局部源项集中、存在格架碎块，以及基质平均密度变化４６．１％的多种情况下的γ射线脉冲高度谱。各种实验方案结果表明，对￣（１３９）Ｃｓ６６１．６ｋｅＶγ射线测定误差好于２５．３％，对￣（１４４）Ｇｅ２１８６ｋｅＶγ射线测定误差好于－１８．６％。由５－１００ｍｍ铅滤波器的实验结果表明，采用３０ｍｍ厚度的铅滤波器，可使２１８６ｋｅＶ与６６１ｋｅＶγ射线峰面积之比大于１％。
朱荣保杨留成章泽甫李河萍乔盛忠郏惠忠刘亨军陈国安张先业
关键词：废包壳核燃料后处理
用γ能谱法破坏性测定秦山核电站考验元件燃耗被引量：8
1992年
秦山核电站是我国第一座自行设计,自己建造的核电站。其燃料组件是压水堆释放能量的核心部件。它要在高温、高压、含硼水、高中子通量密度以及腐蚀、冲刷、振动等恶劣条件下长期工作,燃料组件的性能直接关系到核电站的可靠性、经济性、先进性。为获得燃料元件的各种性能同燃耗的关系并为物理计算提供检验数据,将其组件按设计要求进行辐照考验。
杨留成朱荣保林灿生王效英陈国安张崇海吕峰
关键词：燃耗燃料元件Γ能谱法
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