The effective thermal neutron flux at the sample irradiation position  dịch - The effective thermal neutron flux at the sample irradiation position  Việt làm thế nào để nói

The effective thermal neutron flux

The effective thermal neutron flux at the sample irradiation position has been measured by
means of In foils, while the cadmium ratio method was used to determine the sub-cadmium to
epithermal flux ratio. An In foil (110 mg cm-2) was irradiated with and without a covering of
cadmium (0.8-mm thick), followed by off-line counting of 116mIn by means of 15% relative
efficiency HPGe detector coupled to a 4k multichannel analyzer (MCA). The sub-cadmium to
epithermal neutron flux ratio was found to 3.45 × 104, indicating that more than 99.99% of the
neutron beam consisted of thermal neutrons at the irradiation position. Qo(I0/s0) value of 16.8
was derived from 116mIn gamma rays (Eg of 1097 and 1293 keV), and used to estimate a total
neutron flux of (1.4 ± 0.1) × 107 n cm-2 s-1 [3.24]. The In foil was estimated to attenuate the
beam by as much as 8%, which affected the cadmium ratio. However, this effect does not
impact on the k0 values or elemental analyses based on this method.
3.5.2. Sample irradiation and data acquisition
Samples weighing between 100 and 500 mg were wrapped in thin Teflon tape and placed at
90° with respect to the beam direction. Care was taken to ensure that the sample size was
significantly less than the beam dimensions. 22% relative efficiency HPGe detector connected
to a PC-based 8k MCA was used to assay the prompt gamma rays, with a resolution of 2.4
keV at 1332 keV.
3.5.3. Energy calibration and peak area analysis
The MCA has been calibrated from 0.1 to 8.5 MeV by means of the delayed gamma rays of
152Eu and 60Co, and prompt gamma rays of 36Cl and 49Ti. Non-linearity over this energy range
was not significant, and therefore a second-order polynomial was used for the energy
calibration. The Lone et al. compilation of capture gamma rays was used to identify the
prompt gamma-ray emissions of the different elements [3.25].
Photopeak areas in the gamma-ray spectra were determined using the PHAST-2.6 code
developed in Electronics Division, BARC [3.26]. This software can be used to derive energy
0/5000
Từ: -
Sang: -
Kết quả (Việt) 1: [Sao chép]
Sao chép!
The effective thermal neutron flux at the sample irradiation position has been measured bymeans of In foils, while the cadmium ratio method was used to determine the sub-cadmium toepithermal flux ratio. An In foil (110 mg cm-2) was irradiated with and without a covering ofcadmium (0.8-mm thick), followed by off-line counting of 116mIn by means of 15% relativeefficiency HPGe detector coupled to a 4k multichannel analyzer (MCA). The sub-cadmium toepithermal neutron flux ratio was found to 3.45 × 104, indicating that more than 99.99% of theneutron beam consisted of thermal neutrons at the irradiation position. Qo(I0/s0) value of 16.8was derived from 116mIn gamma rays (Eg of 1097 and 1293 keV), and used to estimate a totalneutron flux of (1.4 ± 0.1) × 107 n cm-2 s-1 [3.24]. The In foil was estimated to attenuate thebeam by as much as 8%, which affected the cadmium ratio. However, this effect does notimpact on the k0 values or elemental analyses based on this method.3.5.2. Sample irradiation and data acquisitionSamples weighing between 100 and 500 mg were wrapped in thin Teflon tape and placed at90° with respect to the beam direction. Care was taken to ensure that the sample size wassignificantly less than the beam dimensions. 22% relative efficiency HPGe detector connectedto a PC-based 8k MCA was used to assay the prompt gamma rays, with a resolution of 2.4keV at 1332 keV.3.5.3. Energy calibration and peak area analysisThe MCA has been calibrated from 0.1 to 8.5 MeV by means of the delayed gamma rays of
152Eu and 60Co, and prompt gamma rays of 36Cl and 49Ti. Non-linearity over this energy range
was not significant, and therefore a second-order polynomial was used for the energy
calibration. The Lone et al. compilation of capture gamma rays was used to identify the
prompt gamma-ray emissions of the different elements [3.25].
Photopeak areas in the gamma-ray spectra were determined using the PHAST-2.6 code
developed in Electronics Division, BARC [3.26]. This software can be used to derive energy
đang được dịch, vui lòng đợi..
Kết quả (Việt) 2:[Sao chép]
Sao chép!
Các thông lượng neutron nhiệt hiệu quả ở vị trí chiếu xạ mẫu đã được đo bằng
phương tiện Trong lá, trong khi các phương pháp tỷ lệ cadmium đã được sử dụng để xác định các tiểu cadmium để
epithermal tỷ lệ thông lượng. Một Trong lá (110 mg cm-2) đã được chiếu xạ với và không tráng của
cadmium (dày 0,8 mm), tiếp theo là off-line đếm 116mIn bằng 15% tương đối
hiệu quả HPGe dò cùng với một máy phân tích đa kênh 4k ( MCA). Tiểu cadmium để
tỷ lệ thông lượng neutron epithermal đã được tìm thấy 3,45 × 104, cho thấy rằng hơn 99,99% của
chùm neutron gồm neutron nhiệt ở vị trí chiếu xạ. Qo (I0 / s0) giá trị 16,8
được bắt nguồn từ tia gamma 116mIn (Ví dụ của năm 1097 và 1293 keV), và được sử dụng để ước tính tổng
thông lượng neutron (1,4 ± 0,1) × 107 n cm-2 s-1 [3.24] . Các Trong lá ước suy nhược
chùm bởi nhiều như 8%, làm ảnh hưởng đến tỷ lệ cadmium. Tuy nhiên, hiệu ứng này không
ảnh hưởng đến giá trị k0 hay phân tích nguyên tố dựa vào phương pháp này.
3.5.2. Chiếu xạ mẫu và thu thập dữ liệu
mẫu có trọng lượng từ 100 đến 500 mg được bọc trong băng Teflon mỏng và nằm ở
90 ° đối với hướng chùm tia với. Chăm sóc được thực hiện để đảm bảo rằng kích thước mẫu là
ít hơn so với kích thước chùm đáng kể. 22% hiệu quả tương đối HPGe dò kết nối
với một máy tính dựa trên 8k MCA đã được sử dụng để khảo nghiệm các tia gamma nhanh chóng, với độ phân giải 2,4
keV tại 1332 keV.
3.5.3. Hiệu chỉnh năng lượng và phân tích vùng đỉnh
MCA đã được hiệu chỉnh 0,1-8,5 MeV bằng phương tiện của các tia gamma chậm trễ của
152Eu và 60Co, và các tia gamma nhắc của 36Cl và 49Ti. Phi tuyến tính trên phạm vi năng lượng này
là không đáng kể, và do đó là một đa thức bậc hai đã được sử dụng cho năng lượng
hiệu chuẩn. The Lone et al. biên soạn các tia gamma chụp đã được sử dụng để xác định
lượng khí thải gamma-ray nhắc các yếu tố khác nhau [3,25].
diện tích quang trong phổ tia gamma được xác định bằng mã PHAST-2.6
được phát triển tại Bộ phận Điện tử, BARC [3,26]. Phần mềm này có thể được sử dụng để lấy năng lượng
đang được dịch, vui lòng đợi..
 
Các ngôn ngữ khác
Hỗ trợ công cụ dịch thuật: Albania, Amharic, Anh, Armenia, Azerbaijan, Ba Lan, Ba Tư, Bantu, Basque, Belarus, Bengal, Bosnia, Bulgaria, Bồ Đào Nha, Catalan, Cebuano, Chichewa, Corsi, Creole (Haiti), Croatia, Do Thái, Estonia, Filipino, Frisia, Gael Scotland, Galicia, George, Gujarat, Hausa, Hawaii, Hindi, Hmong, Hungary, Hy Lạp, Hà Lan, Hà Lan (Nam Phi), Hàn, Iceland, Igbo, Ireland, Java, Kannada, Kazakh, Khmer, Kinyarwanda, Klingon, Kurd, Kyrgyz, Latinh, Latvia, Litva, Luxembourg, Lào, Macedonia, Malagasy, Malayalam, Malta, Maori, Marathi, Myanmar, Mã Lai, Mông Cổ, Na Uy, Nepal, Nga, Nhật, Odia (Oriya), Pashto, Pháp, Phát hiện ngôn ngữ, Phần Lan, Punjab, Quốc tế ngữ, Rumani, Samoa, Serbia, Sesotho, Shona, Sindhi, Sinhala, Slovak, Slovenia, Somali, Sunda, Swahili, Séc, Tajik, Tamil, Tatar, Telugu, Thái, Thổ Nhĩ Kỳ, Thụy Điển, Tiếng Indonesia, Tiếng Ý, Trung, Trung (Phồn thể), Turkmen, Tây Ban Nha, Ukraina, Urdu, Uyghur, Uzbek, Việt, Xứ Wales, Yiddish, Yoruba, Zulu, Đan Mạch, Đức, Ả Rập, dịch ngôn ngữ.

Copyright ©2025 I Love Translation. All reserved.

E-mail: