2) fast neutron radiation field
快中子辐射场
1.
An fast neutron radiation field was gained.
本文以清华大学试验核反应堆为中子源源项,通过蒙特卡罗方法模拟的手段,设计出了实现快中子辐射场的理论技术方案,确定了此方案中各种材料的厚度,获得了典型快中子辐射场能谱。
3) fast neutron irradiation
快中子辐照
1.
The annealing behavior of V_2 in CZSi introduced by fast neutron irradiation was investigated by Flourier infrared spectrometric analyzer (FTIR), and the effect of the dose of the fast neutron irradiation on the formation of V_2 was also studied in detail.
通过傅立叶红外光谱仪(FTIR)技术研究了由快中子辐照直拉硅中引入的辐照缺陷——双空位(V2)退火行为,主要研究了不同中子辐照剂量对双空位的影响。
2.
In Czochralski silicon crystals (CZSi) through fast neutron irradiation, formation and conversion of defects were investigated using Fourier transform infrared spectroscopy (FTIR), Positron annihilation technology (PAT) and Scanning electron microscope(SEM).
本文对直拉硅样品进行了不同剂量的快中子辐照，在硅中引入大量的亚稳态缺陷，研究这些亚稳态缺陷的形成，并在较宽的温度范围内对辐照样品进行了退火处理，研究退火后亚稳态缺陷的转化及同硅中氧的相互作用，应用傅立叶变换红外光谱技术(FTIR)、正电子湮没技术(PAT)和扫描电镜(SEM)进行了测试。
4) neutron radiation
中子辐射
1.
Microdosimetry is a effective method to description of the spatial distribution of energy deposition, and play an important role in research of the neutron radiation protection and treatment.
微剂量学是研究微观辐射的能量沉积和空间分布的有效手段 ,实验微剂量学在中子辐射防护和中子放射治疗中具有重要的应用价值 ,特别是在采用硼中子俘获法的快中子放疗及辐射防护应用中 ,微剂量学方法能够更精确地提供中子在组织内的能量沉积和空间分布有关信息。
2.
In this paper, the neutron hardening ability of hardened X7805RH is studied and the neutron radiation damage threshold of hardened X7805RH with different loads is estimated.
研究了加固型稳压器X7805RH的抗中子辐射能力,预估了在不同负载状态时中子辐射损伤阈值。
5) Neutron Irradiation
中子辐射
1.
The Experimental Study of the Neutron Irradiation Effects on the Blood TBA and Glucose in Mouse Models;
中子辐射对小鼠血清总胆汁酸和葡萄糖影响的实验研究
6) anti-neutron radiation
抗中子辐射
补充资料：中子辐照
中子辐照
neUtron irradiation
中子辐照neutron irradiation裂变中子、聚变中子以及其他中子的辐照。中子与材料中的原子核可以发生弹性散射、非弹性散射、核反应和核吸收。在弹性散射中，中子与核的动能守恒。发生非弹性散射时，中子的能量必须高于核的激发态的能量，这时总能量守恒而动能不守恒。中子与核有可能发生核反应，如(n，p)，(n，Zn)和(n，a)等。核吸收是原子核吸收中子后辐射下射线使核得到反冲能的(n，种反应。这几种反应都能造成材料的辐照损伤，以弹性散射最为严重。在核燃料中，中子可以与核发生核裂变，裂变碎片是燃料的主要损伤源，也对邻近的包壳材料产生影响。 种类中子辐照有以下3类。 ①热中子辐照:热中子对材料的辐照损伤是由(n，户反应产生的反冲原子引起的。反冲原子的能量比较低，一般只形成孤立的弗伦克尔(Frenkel)对或小的弗伦克尔缺陷团，反应产生的擅变原子成为材料中的杂质原子。热中子堆的压力容器，部分是这个过程造成的损伤。单晶硅的热中子掺杂效应3051(n，下)”‘51 03‘P，也因为辐照损伤而需要进行退火处理。热中子也能在被(Be)中发生(n，a)和(n，T)反应，使材料强度提高，塑性下降。 ②快中子辐照:快中子反应堆中的材料的辐照损伤主要是由能量在0.IMeV以上的中子通过弹性散射产生的。以IMeV的快中子为例，它在不锈钢中产生的初级碰撞原子(PKA)的平均能量为30一40 keV，最高可达70 keV，级联碰撞区的离位原子数可达(3 .5一7.0) X102个，形成比较大的贫原子区和间隙原子富集区。快中子还能与不锈钢中的镍(Ni)元素发生(n，a)和(n，p)反应，产生氦(He)和氢(H)，加上材料中残留的氧(02)、氮(NZ)等气体将稳定原子贫乏区，使之演变成为空洞，致使不锈钢发生空洞肿胀。快中子辐照产生的空位和间隙原子与位错相互作用的结果，增加材料的蠕变速率。 ③聚变中子辐照:14MeV的中子在不锈钢中产生平均能量为O.SMeV的PKA，这时的级联碰撞区将分开为一些相距较近的亚级联碰撞区，每一个区的大小约相当于25一30 keV的反冲原子形成的级联区。14MeV的中子发生(n，a)和(n，p)核反应的概率更大，产生更多的氦和氢，‘并有更多的擅变原子作为杂质原子留在材料内部。因此， 14MeV中子与IMeV快中子相比，离位损伤率更高，氦脆(见辐照效应)、空洞肿胀和机械性能下降的问题更为严重。 损伤剂量在核裂变反应堆中，铀一235裂变产生的中子的能量大都高于1 MeV。快中子反应堆中典型的中子能量是IMeV。在热中子反应堆中，裂变中子受到慢化，在反应堆运行温度下能量降至leV以下，进入热能中子范围。所以，热中子堆和快中子堆的中子能谱不同。
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参考词条