1) neutron flux spectrum
中子注量率谱
1.
A parametrized approach for resolving the neutron flux spectrum;
反应堆中子注量率谱的谱参数法解
2) neutron flux energy spectrum
中子注量率能谱
1.
Active foils, HPGe y spectrometer, general SANDⅡ method were exploited to calculate and measure the neutron flux energy spectrum to satisfiy requirements of users.
叙述了采用多种屏蔽过滤方法,通过实验获得多种条件下的中子注量率能谱的调节和测量。
3) neutron fluence spectra
中子注量谱
1.
By measuring the foils activity,the integral and differential neutron fluence spectra of the whole energy range(10 -4 eV～18 MeV)in irradiation chamber were available w.
通过测定各箔的活化率 ,运用迭代法中的直接偏差最小法和应用较广的SAND Ⅱ ,求解了辐照腔待测点全能区 (1 0 -4 eV～ 1 8MeV)微分和积分中子注量谱。
4) neutron flux density
中子注量率
1.
) The thermal neutron flux density distribution of the shield equipment adopting polyethylene as the moderator material was experimentally measured,and the optimum position of the neutron source and the detector was determined.
实验测定了以聚乙烯为慢化材料的中子活化分析系统的热中子注量率随源到引出孔之间的距离以及探测器处于不同位置时的分布关系,为下一步进行中子活化在线分析研究提供了依据。
2.
The time-resolved neutron flux density measurement system on HT-7 Tokamak is presented in the paper.
本文介绍了HT 7超导托卡马克上的时间分辨中子注量率测量系统。
5) neutron flux
中子注量率
1.
Study on the method of determining the sub-criticality of a reactor via the measurement of core neutron flux spatial distribution;
由中子注量率空间分布形状测量确定反应堆次临界度的方法研究
2.
Research on methods for distribution of neutron flux in the experiment target;
靶件内中子注量率分布计算方法研究
3.
Furthermore, a sort of constant neutron flux density control law is presented using a predictive control algorithm.
利用核电站反应堆中子动力学系统的单位阶跃响应数据,获得了该系统的非参数模型,且提出了一种中子注量率恒值问题的预测控制方法。
6) neutron fluence rate
中子注量率
1.
The basic principle of measuring the thermal neutron fluence rate by using 235U fission ionization chamber and gold foil-activation methods was discussed in the paper.
文章简述235U裂变电离室法及金箔活化法测量热中子注量率的基本原理,并对测量过程中的各项不确定度因素进行了分析评定,包括中子衰减、裂变计数率、全谱平均反应截面、金箔活性等。
2.
In order to modify the simple one-dimension model,the neutron fluence rate distribution calculated with ANISN code was checked with that calculated with(MCNP) code.
经此修正后,用一维ANISN程序计算了SPRR-300反应堆热柱内的中子注量率分布和中子能谱。
3.
Here, to measure the neutron fluence rate the associated particle method for the T(d,n)~(4)He reaction was used.
采用伴随粒子法测量中子注量率,用金硅面垒探测器测量α粒子,用1μm厚Al箔屏蔽散射的d束,经过各种条件下的调节,系统可很好地直接在能谱上分辨各种粒子,从而获得较高精度的中子注量率。
补充资料：中子注量率
在单位时间内进入单位表面积的球内或穿过单位截面积的中子数。这个物理量的一个长期习用的名称叫中子通量。
中子注量率标准 在原子核物理学的研究和核能应用有关数据的测量中经常需要测定中子注量率。由于中子不带电荷，它的探测较为复杂。为了测量方便而又能保证精确度，常常选定一些中子源，对它们的强度进行精确测定,并以它们作为标准,用来标定其他中子源的强度以及中子探测器的效率，这就是中子注量率标准。标准中子源一般都是长期保存并经反复测定。
为了消除测定中可能有的系统误差，因此常常由许多国家的实验室对同一中子源进行测定和比对，使结果更为可靠。Ra-Be和Am-Be中子源的半衰期很长，源的强度也容易做得合适，因而常被作为标准中子源。其强度测定误差可小于 1％。不过它们的缺点是放出的中子不是单一能量的，所以还需要建立其他一些单能中子注量率标准。例如经过绝对测量的反应堆的过滤中子束，加速器产生的T(d，n)4He和T(p，n)3He等核反应的单色中子源等。
中子注量率的测量 分为绝对测量和相对测量两种。所谓绝对测量是指不依赖任何中子注量率标准的测定，反之为相对测量。对所有的中子注量率标准都要做绝对测量。在中子反应截面测量中,为了提高测量精确度,也往往要对注量率进行绝对测量。
对不同的中子源和实验条件，要采用不同的方法进行注量率的测定。目前已建立起来的绝对测量方法可以归纳为四类：反冲质子法、伴随粒子法(又称核反应法)、伴生放射性法（又称活化法，以上三类方法可参见中子探测）和慢化法。
反冲质子法 利用中子同氢核的弹性散射产生反冲质子，在含氢物质靶相当薄的条件下，某一能量入射中子的注量率同产生的反冲质子数成正比，测定反冲质子数和其他相关的量，就绝对测定了中子注量率。反冲质子法是快中子注量率测量最基本的方法，常作为一级标准。适用于千电子伏以上能区的中子。
伴随粒子法 某些中子源，在发射中子的同时伴随着发出一个轻带电粒子,如D(γ,n)p、T(d,n)α等。记录伴随带电粒子的数目就定出了中子的数目。
伴生放射性法 在有些用作中子源的反应中, 例如6Li(p,n)6Be等, 剩余核是放射性的,在衰变过程中发出特定能量的γ射线。绝对测定其强度，就可确定剩余核的数目，从而得到发出的中子数目。
慢化法 大体上有两种类型，一种是用一个大体积的中子探测器，如液体闪烁计数器。中子进入探测器后主要同氢核发生多次碰撞而损失能量。如果探测器足够大，中子在损失其绝大部分能量之前逃不出去，则每个中子都将通过反冲质子被记录，效率接近100％,从而绝对测定中子注量率。近年来用的黑中子探测器就是按此原理设计的。测量误差约为 3％。适用于几十千电子伏到几兆电子伏能区。
另一种是用吸收体将经过媒质（如水）慢化后的中子吸收而成为放射性核，转而测量放射性核的数目。典型的是锰浴法。锰浴是一个大体积的容器，盛有一定浓度的硫酸锰水溶液。溶液的体积要大得足以保证中子得到充分慢化，中子源位于容器的中心。经过一定时间以后,溶液中的中子数目达到平衡:单位时间内被Mn核吸收的中子数等于中子源发出的中子数（对少量的其他核对中子的吸收要作修正）。因此测定生成核Mn的γ放射性就绝对测定了中子源的强度。误差小于 1％。作为标准的Ra-Be、Am-Be中子源常用此法来测定其强度。类似的还有钒浴法、定向锰浴法等。
除以上几类方法外，还有一种已知截面的核反应法，在一定的能区内也用作绝对测量。这方法同反冲质子法在原理上相似，用中子产生带电粒子的反应,如(n,p)、(n,α)反应来代替氢核的弹性散射。表中列出了常用的几个核反应的有关参量:反应能以及 0.0253eV和1keV处的截面值。
在 0.0253eV附近的能区内,它们的反应截面几乎等于全截面，因此可以用于绝对测量。它们的反应能是正的而且较大，即使低能中子也能产生较高能量的带电粒子,便于探测。这些反应适用于千电子伏以下能区,弥补反冲质子法留下的空白。用来绝对测定 0.0253eV中子的注量率误差约为1％。所用的探测器有3He气体正比管、BF3气体正比管、硼片电离室和锂玻璃探测器等。
中子注量率标准 在原子核物理学的研究和核能应用有关数据的测量中经常需要测定中子注量率。由于中子不带电荷，它的探测较为复杂。为了测量方便而又能保证精确度，常常选定一些中子源，对它们的强度进行精确测定,并以它们作为标准,用来标定其他中子源的强度以及中子探测器的效率，这就是中子注量率标准。标准中子源一般都是长期保存并经反复测定。
为了消除测定中可能有的系统误差，因此常常由许多国家的实验室对同一中子源进行测定和比对，使结果更为可靠。Ra-Be和Am-Be中子源的半衰期很长，源的强度也容易做得合适，因而常被作为标准中子源。其强度测定误差可小于 1％。不过它们的缺点是放出的中子不是单一能量的，所以还需要建立其他一些单能中子注量率标准。例如经过绝对测量的反应堆的过滤中子束，加速器产生的T(d，n)4He和T(p，n)3He等核反应的单色中子源等。
中子注量率的测量 分为绝对测量和相对测量两种。所谓绝对测量是指不依赖任何中子注量率标准的测定，反之为相对测量。对所有的中子注量率标准都要做绝对测量。在中子反应截面测量中,为了提高测量精确度,也往往要对注量率进行绝对测量。
对不同的中子源和实验条件，要采用不同的方法进行注量率的测定。目前已建立起来的绝对测量方法可以归纳为四类：反冲质子法、伴随粒子法(又称核反应法)、伴生放射性法（又称活化法，以上三类方法可参见中子探测）和慢化法。
反冲质子法 利用中子同氢核的弹性散射产生反冲质子，在含氢物质靶相当薄的条件下，某一能量入射中子的注量率同产生的反冲质子数成正比，测定反冲质子数和其他相关的量，就绝对测定了中子注量率。反冲质子法是快中子注量率测量最基本的方法，常作为一级标准。适用于千电子伏以上能区的中子。
伴随粒子法 某些中子源，在发射中子的同时伴随着发出一个轻带电粒子,如D(γ,n)p、T(d,n)α等。记录伴随带电粒子的数目就定出了中子的数目。
伴生放射性法 在有些用作中子源的反应中, 例如6Li(p,n)6Be等, 剩余核是放射性的,在衰变过程中发出特定能量的γ射线。绝对测定其强度，就可确定剩余核的数目，从而得到发出的中子数目。
慢化法 大体上有两种类型，一种是用一个大体积的中子探测器，如液体闪烁计数器。中子进入探测器后主要同氢核发生多次碰撞而损失能量。如果探测器足够大，中子在损失其绝大部分能量之前逃不出去，则每个中子都将通过反冲质子被记录，效率接近100％,从而绝对测定中子注量率。近年来用的黑中子探测器就是按此原理设计的。测量误差约为 3％。适用于几十千电子伏到几兆电子伏能区。
另一种是用吸收体将经过媒质（如水）慢化后的中子吸收而成为放射性核，转而测量放射性核的数目。典型的是锰浴法。锰浴是一个大体积的容器，盛有一定浓度的硫酸锰水溶液。溶液的体积要大得足以保证中子得到充分慢化，中子源位于容器的中心。经过一定时间以后,溶液中的中子数目达到平衡:单位时间内被Mn核吸收的中子数等于中子源发出的中子数（对少量的其他核对中子的吸收要作修正）。因此测定生成核Mn的γ放射性就绝对测定了中子源的强度。误差小于 1％。作为标准的Ra-Be、Am-Be中子源常用此法来测定其强度。类似的还有钒浴法、定向锰浴法等。
除以上几类方法外，还有一种已知截面的核反应法，在一定的能区内也用作绝对测量。这方法同反冲质子法在原理上相似，用中子产生带电粒子的反应,如(n,p)、(n,α)反应来代替氢核的弹性散射。表中列出了常用的几个核反应的有关参量:反应能以及 0.0253eV和1keV处的截面值。
在 0.0253eV附近的能区内,它们的反应截面几乎等于全截面，因此可以用于绝对测量。它们的反应能是正的而且较大，即使低能中子也能产生较高能量的带电粒子,便于探测。这些反应适用于千电子伏以下能区,弥补反冲质子法留下的空白。用来绝对测定 0.0253eV中子的注量率误差约为1％。所用的探测器有3He气体正比管、BF3气体正比管、硼片电离室和锂玻璃探测器等。
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参考词条