1) neutron flux
中子流(无向量)，中子通量[密度]，中子注量率
2) neutron flux density
中子注量率密度
1.
Project on neutron flux density data acquisition system with multiple space-time channels based on a microcomputer;
多时空通道中子注量率密度数据采集系统方案设计
2.
This paper discussed the methods and the factors to design a system to measure neutron flux density,and introduced the new measuring system used in mini-neutron-source-reactor built in Shenzhen University,that was reformed to dual control bars system just two years ago.
介绍了对中子注量率密度的一般检测方法及要点并介绍了双棒联动改造后深圳大学商用微型研究堆控制系统中的中子注量率密度检测系统,叙述了在设计方面的考虑,给出了具体的电路原理图及其参数。
3) 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。
4) 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。
5) 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。
6) neutron flux density
中子通量密度
1.
A predictive control method of the neutron flux density for a nuclear reactor;
核电站反应堆中子通量密度的一种预测控制方法
2.
A generalized predictive control method for the neutron flux density is developed.
将核反应堆中子动力学系统的数学模型变换成一种受控自回归积分滑动平均(CARIMA)模型,在此基础上,提出了中子通量密度的广义预测控制方法。
3.
According to the nonlinear dynamic model of a nuclear reactor, a new constant neutron flux density control method based on nonlinear state feedback is presented.
针对核反应堆点堆动态非线性模型 ,提出了一种非线性状态反馈的中子通量密度恒值控制的新方法。
补充资料：注量率
单位时间内通过单位面积的粒子数。严格的定义是在单位时间内进入以空间一给定点为中心的小球体的粒子数除以该球体的最大截面积所得的商,用φ表示。它的国际单位制单位是米-2·秒-1,习用厘米-2·秒-1。此物理量曾称通量或通量密度。注量率是表征辐射场的物理量，如一个点状中子源每秒发射的中子数为N,向四周均匀发射,则离源1米处的中子注量率φ＝N/4π米-1·秒-1。注量率在反应堆物理和工程中常用,由此导出注量的概念,后者的原意是注量率的时间积分值。如果对研究的辐射场给出速度v或能量E的注量率分布函数φv或φE,则注量率。如果对研究的辐射场给出粒子数密度n或速度为v的粒子数密度nv和粒子的平均速度堸，则φv＝nv·v，φ＝n·堸。
说明：补充资料仅用于学习参考，请勿用于其它任何用途。
参考词条