Home
Giới thiệu
Tài khoản
Đăng nhập
Quên mật khẩu
Đổi mật khẩu
Đăng ký tạo tài khoản
Liệt kê
Công trình khoa học
Bài báo trong nước
Bài báo quốc tế
Sách và giáo trình
Thống kê
Công trình khoa học
Bài báo khoa học
Sách và giáo trình
Giáo sư
Phó giáo sư
Tiến sĩ
Thạc sĩ
Lĩnh vực nghiên cứu
Tìm kiếm
Cá nhân
Nội dung
Góp ý
Hiệu chỉnh lý lịch
Thông tin chung
English
Đề tài NC khoa học
Bài báo, báo cáo khoa học
Hướng dẫn Sau đại học
Sách và giáo trình
Các học phần và môn giảng dạy
Giải thưởng khoa học, Phát minh, sáng chế
Khen thưởng
Thông tin khác
Tài liệu tham khảo
Hiệu chỉnh
Số người truy cập: 106,839,388
Phân bố biên độ xung ion hóa của buồng phân hạch
Tác giả hoặc Nhóm tác giả:
Lê T.D. Hiền, Dụng Văn Lữ
Nơi đăng:
JSE - TC KH Trường ĐHSP;
S
ố:
37(01);
Từ->đến trang
: 7-11;
Năm:
2020
Lĩnh vực:
Tự nhiên;
Loại:
Bài báo khoa học;
Thể loại:
Trong nước
TÓM TẮT
Trong lĩnh vực năng lượng hạt nhân, buồng phân hạch được sử dụng rộng rãi để đo thông lượng neutron. Trong bài báo này, phân bố của biên độ xung ion hóa do tính phân tán của các phân mảnh phân hạch theo khối lượng, điện tích và năng lượng của chúng trong buồng phân hạch sử dụng 235U làm lớp phủ điện cực đã được nghiên cứu. Việc tính toán được thực hiện nhờ sử dụng phối hợp chương trình dùng để mô phỏng quá trình phân hạch hạt nhân GEF (GEneral description of Fission observables) và chương trình tính toán các đặc trưng của quá trình vận chuyển ion trong vật chất SRIM (Stopping and Range of Ions in Matter). Sự làm việc đồng bộ của GEF và SRIM được kiểm soát bằng kịch bản viết trên ngôn ngữ của chương trình Mathematica. Phân bố biên độ xung ion hóa đã được nghiên cứu đối với các dòng neutron có các dạng phổ năng lượng khác nhau. Kết quả tính toán cho thấy phân bố biên độ xung ion hóa có dạng hai cực đại riêng biệt và ít phụ thuộc vào dạng phổ neutron tới.
ABSTRACT
In the field of nuclear energy, fission chamber is widely used to measure the neutron flux. In this paper, the distribution of the ionization pulse amplitudes was studied. This process was due to the spread of fission fragments in terms of their mass, charge and energy in the fission chamber in which 235U is used as electrode coating. The estimates are implemented by the computer code for the simulation of the nuclear fission process GEF (General description of Fission observables) and the computer code for calculation of many features of the transport of ions in matter SRIM (Stopping and Range of Ions in Matter). The synchronous working of GEF and SRIM is controlled by a script written in the language of the Mathematica program. The distribution of the ionization pulse amplitudes has been (researched) calculated for neutron fluxes of different forms of the neutron energy spectra. The calculation show that the distribution of the ionization pulse amplitudes has two separated maxima form and is less dependent on the types of the incoming neutron spectrum.
© Đại học Đà Nẵng
Địa chỉ: 41 Lê Duẩn Thành phố Đà Nẵng
Điện thoại: (84) 0236 3822 041 ; Email: dhdn@ac.udn.vn