取消二次中子源后的源量程可用性分析

本工作介绍了大亚湾核电站取消二次中子源的目的及理论计算分析源量程可用性的必要性。研究在缺乏一些重要数据情况下,如何通过数值模拟方法较准确计算出源量程的中子计数率。理论计算方案表明,可通过已有大修装料过程中实际测量所得的源量程中子计数数据,并结合相应的组件燃耗及源强数据来获取近似度因子,并以此校正蒙特卡罗理论计算出的中子通量和中子计数率。通过与实验值进行比较分析,验证了本方法的可行性,并给出与实验较相符的计算结果。     

秦山第二核电厂辐照燃料组件替代中子源的可行性分析

反应堆中子源的作用是提高次临界状态下堆芯的注量水平。在实际运行中,可能发生停堆时间较长致使中子源衰减,或中子源发生破损无法继续使用的情况。本文通过对已辐照燃料组件自发中子源和源量程探测器响应的计算分析,探讨使用已辐照燃料组件替代中子源的可能性。计算结果表明,首组入堆组件燃耗在24 100 MW•d•tU^-1以上即可满足中子计数率监测的要求。本方法可为中子源意外破损提供解决方案。     

秦山核电二期工程反应堆中子源设计

介绍了反应堆堆芯中子源的功能,发射中子的原理以及秦山二期工程一次和二次中子源组件的结构和特点.     

某压水堆首次装料次临界监督结果分析

某压水堆使用已活化的二次中子源（ASNS）完成首次装料。在首次装料期间,堆内临时中子探测器（TND）发生响应试验结果远高于仿真结果问题和计数率大幅度下降问题。为了查明上述问题的原因,监督工作组对二次中子源特性和由ASNS建立的辐射场进行了分析,对核燃料次临界增殖中子对TND计数率的影响进行了分析和验证,对使用ASNS进行反应堆首次装料的次临界监督数据进行了分析。结果表明：TND周围的辐射场为γ射线和中子形成的混合辐射场;在中子源组件与TND之间安装核燃料组件后,核燃料次临界增殖中子对TND计数率的影响是使其升高;ASNS衰变产生了大量γ射线,TND输出的γ脉冲在主放大器内发生峰堆积导致脉冲幅度畸变,TND响应试验结果远高于仿真结果的原因是脉冲幅度甄别器无法有效甄别畸变后的γ脉冲和中子脉冲;TND计数率大幅度下降的原因为核燃料中的铀屏蔽掉了由ASNS射向TND的大部分γ射线。源量程通道和TND的运行状态满足首次装料程序对次临界监督设备的要求。     

先进三代核电机组反应堆达临界方式及特性分析

介绍了先进三代核电机组如何在低中子注量率的情况下通过堆外核测量系统源量程探测器监视反应堆达临界，并对其达临界过程中探测器的计数率变化进行比照、分析。通过分析发现，在低中子注量率情况下，利用反应堆启动率（或周期）的变化能够实现对反应堆临界实现与否的判断。同时，利用相对中子源不同位置的探测器计数率的变化规律，能够监测反应堆逼近临界的程度。这一反应堆达临界方式可以在诸如无源启动等低中子注量率情况下得到应用。      

压水堆核电厂堆外源量程探测器计数率分析

压水堆核电厂启动过程中,次级中子源为堆外源量程探测器提供本底计数率,避免测量盲区,确保反应堆安全启动。但次级中子源的引入会为核电厂带来较大的经济和环境负担,同时也需承受次级中子源破损等带来的风险。为此,可使用受辐照燃料组件的自发裂变中子源进行替代,即无源启动方式。通过研究堆外源量程探测器计数率的理论计算方法,并基于运行电厂测量数据进行分析验证,为源量程探测器计数率的理论预估提供了较为完善的理论方法流程。本文结果可为无源启动源量程探测器计数率分析提供支持,同时也可用于次级中子源装载量或布置位置的优化分析等。     

压水堆核电厂堆外源量程探测器计数率分析

压水堆核电厂启动过程中，次级中子源为堆外源量程探测器提供本底计数率，避免测量盲区，确保反应堆安全启动。但次级中子源的引入会为核电厂带来较大的经济和环境负担，同时也需承受次级中子源破损等带来的风险。为此，可使用受辐照燃料组件的自发裂变中子源进行替代，即无源启动方式。通过研究堆外源量程探测器计数率的理论计算方法，并基于运行电厂测量数据进行分析验证，为源量程探测器计数率的理论预估提供了较为完善的理论方法流程。本文结果可为无源启动源量程探测器计数率分析提供支持，同时也可用于次级中子源装载量或布置位置的优化分析等。     

二次中子源在中国实验快堆上应用的初步可行性分析

为满足中国实验快堆(CEFR)物理启动的经济性需要,研究二次中子源替代堆内的~(252)Cf一次中子源的可行性。参照CEFR的相关参数及二次中子源产生中子的原理,设计了二次中子源。用MCNP程序模拟计算了二次中子源组件中~(123)Sb的(n,γ)核反应率和9Be的(γ,n)单核反应率,得出二次中子源组件在不同工况辐照下的源强,分析其在CEFR中应用的可行性。计算结果表明,在大多数工况下,所设计的二次中子源组件能满足CEFR的启动要求。本文所设计的二次中子源及计算结果可为CEFR二次中子源的应用提供参考。     

压水堆二次中子源替代一次中子源的初步可行性分析

在反应堆一次中子源供应存在风险的背景下，为分析压水堆二次中子源替代一次中子源的可行性，计算了二次中子源在运行机组辐照一个循环后的中子源强，并基于某新建CPR1000反应堆首循环堆芯参数及装料顺序，计算装料过程中堆内外各中子探测器的计数率。结果表明，二次中子源在结束辐照后的4个半衰期（约240 d）内用于替代CPR1000反应堆首循环一次中子源可满足技术规范对中子探测器计数率的要求，证明压水堆二次中子源替代一次中子源具有一定可行性。      

核电厂无源启动中子探测器选型与试验研究

为监测核电厂首循环装料、停堆以及启动过程中的堆芯状态,国内外核电厂一般在堆芯引入2个一次中子源组件,但一次中子源均为国外进口,存在进口受限的问题。为解决此问题,研究首循环取消一次中子源组件,采用燃料组件自发裂变产生的中子作为启动用中子源。燃料组件自发裂变产生的中子强度远低于一次中子源。针对以上情况,需在堆外采用更高灵敏度的探测器进行中子注量率的监测。本文在分析各种高灵敏度探测器基本原理的基础上,给出高灵敏度中子探测器的选型建议,并对其性能进行了试验验证,试验结果表明:3He正比计数管即使在γ剂量率大于0.1 Gy/h时,设置合适的甄别电压,也可以有效甄别γ噪声,试验验证的最大γ剂量率为1.0 Gy/h。      

CNP600机组替代二次中子源装料及无源临界

二次中子源组件是压水堆传统装料和临界中常用的相关组件,但是秦山第二核电厂(简称"秦二厂")1号机组所使用的二次中子源组件接近使用寿命,继续使用存在破损或失效风险,为此决定在秦二厂1号机组第14循环实施替代二次中子源项目。经过理论论证与试验验证,表明使用具有一定燃耗深度的燃料组件可以替代二次中子源的作用。随后秦二厂在制定了一系列安全措施、应急方案并优化了试验方法后成功实施了替代二次中子源装料以及无源临界启动。由此表明,CNP600机组取消二次中子源组件后,仍然可以在满足安全监督要求的前提下完成堆芯装料和临界启动。     

中子粉末衍射谱仪探测系统计算机测量部分的改进

中子粉末衍射谱仪是研究凝聚态物质微观晶体结构和磁结构的实验设备，中子计数强度是谱仪最重要、最基本的参数之一。受到反应堆中子源强的限制，重水研究堆旁的二轴中子粉末衍射谱仪中子计数速率较低，     

压水堆二次中子源源强计算研究

根据压水堆中二次中子源的产生机理建立了二次中子源源强计算方法。采用MCNP程序模拟计算了二次中子源组件中的核反应率(与产生中子相关)和中子注量率,得到了123Sb的平均辐射俘获截面和放射性活度到二次源源强的转换因子,相关参数可用于快速计算二次中子源源强。     

从广义自持链式反应观点看加速器驱动系统

用广义自持链式反应的观点探讨了加速器驱动系统 (ADS)的基本内涵。认为次临界反应堆、质子加速器和靶所组合的整体仍可看成一个 (临界的 )自持链式反应堆。这个反应堆不同于通常临界反应堆的特点是每次裂变后的二次中子不仅包含裂变释放的中子而且还包含部分裂变释能 (通过质子加速器及靶 )所转换的中子。正是有了这些附加中子 ,使得加速器驱动系统每次裂变的有效二次中子数增加了。一个ADS系统能够稳定运行的条件是ADS的次临界堆和加速器能够相互匹配使得ADS系统的有效二次中子数达到这样的水平 ,以致在ADS系统内能够形成自持的中子链式反应。因此尽管ADS的反应堆部分是次临界的 ,但从ADS整体来看只要质子加速器与次临界反应堆匹配得当 ,ADS系统是可以像通常临界反应堆那样 ,维持自持的链式反应的 (或临界的 )。给出了ADS系统维持自持链式反应的匹配条件 (广义临界条件 )。最后根据ADS系统的特点探讨了ADS在核废物处理 (嬗变 )、提高核燃料增殖效率及核能开发中的作用。     

CARR堆启动辅助中子监测装置设计研究

针对中国先进研究堆(CARR)反应堆启动过程中源量程探测器盲区的问题,设计了反应堆启动辅助中子监测装置。在反应堆启动初期,通过在反射层内垂直孔道中增加中子监测装置,可解决堆外探测盲区的问题。通过反应堆启动试验验证了设计的合理性,取得良好的试验效果。试验结果表明,在堆启动初期,堆外探测器无法探测到堆内中子的变化,本装置可实现连续中子探测,并完成与堆外探测器的量程衔接。本装置解决了探测器盲区的问题,为反应堆安全运行提供了保障。     

组合式核测量探测器研究

通过合理组合涂硼计数管和γ补偿电离室,在计算机辅助分析和改进涂硼技术的基础上,研制能够覆盖反应堆中子通量的全量程中子核测量探测器。该探测器保持了计数管和电离室的灵敏度,可减少堆外探测孔道和探测器数量,为源区中子测量的准确性和可靠性提供冗余通道,确保反应堆临界安全和核安全。     

二次中子源组件出堆后源项分析

<正>二次中子源组件可作为商业核电站的启动中子源,其工作原理如下。1)辐照过程:将Sb-Be芯块材料制作成组件装载到堆内辐照1个循环,其中~(123)Sb核素在中子辐照下发生(n,γ)活化反应生成~(124)Sb。2)衰变过程:二次源组件卸出堆芯后,利用~(124)Sb(T_(1/2)=60.20d)衰变放出的γ射线与Sb-Be     

D-T脉冲中子发生器随钻中子孔隙度测井的蒙特卡罗模拟

利用蒙特卡罗方法模拟研究了D-T脉冲中子发生器和241Am-Be中子源产生的中子与地层的作用过程,以探讨D-T脉冲中子发生器在随钻中子孔隙度测井中的应用价值。模拟结果显示,使用这两种中子源,热中子计数均随源距增加而呈指数下降;孔隙度较小时,两者的计数差异较小,当地层孔隙度达到40%时,D-T脉冲中子发生器产生的热中子和超热中子计数均比²⁴¹Am-Be中子源高很多,其分布范围也更宽,近探测器的源距选择20～30 cm,远探测器的源距选择约60～70 cm;D-T脉冲中子发生器用于中子孔隙度测井时对地层孔隙度的灵敏度降低,而相同源距条件下探测深度几乎不变。以上结果提示,利用D-T脉冲中子发生器可以进行补偿中子孔隙度测井,在增加源距的同时既可以保证计数统计性,又可以提高灵敏度和探测深度,在随钻测井仪器设计中可以取代²⁴¹Am-Be中子源。     

反应堆二次中子源参数计算方法

基于详细的燃耗计算和粒子输运计算,获得二次中子源的源强、能谱和空间分布等关键参数的数值模拟方法。以某商用反应堆的换料实践为例,首先,通过对二次中子源的辐照和衰变过程的模拟,计算出换料时二次中子源棒内~(124)Sb的含量;然后,使用MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)程序及相应的连续能量核反应截面数据,对核反应堆换料结束时的二次中子源实施中子-光子耦合输运模拟,获得相应的二次中子源参数;最后,根据所得中子源参数对某反应堆的堆外探测器响应进行计算,得到了与实测值吻合较好的理论值,验证了该方法的可行性。     

实验测量CFBR-Ⅱ堆启动Am-Be中子源的初始增殖倍数

由于CFBR-Ⅱ堆原启动中子源²⁵²Cf源半衰期较短,中子发射率已降低至无法满足使用要求,因此采用半衰期较长的Am-Be中子源替代。通过分别测量²⁵²Cf源与Am-Be源在裸源情形下的计数率以及处于活性区中心时引起的泄漏中子计数率,建立比例关系,借助于²⁵²Cf源对应的初始增殖倍数间接给出了Am-Be源对应的初始增殖倍数,为反应堆运行提供参数。