双探头中子注量率探测器的研究

反应堆启动初始阶段,中子注量非常低,是一般核测量系统的测量盲区。针对测量盲区的问题,设计了一种高灵敏度宽量程的中子注量率探测器。通过计算及实验表明,该探测器具有稳定的性能,能提供一种反应堆物理启动过程中盲区中子注量率测量的方法。     

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。      

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。     

堆外核测系统中间量程MSV模式设计与验证

堆外核测中间量程MSV模式,又称坎贝尔模式,通过测量裂变室输出中子脉冲信号统计涨落,实现高中子通量的量程覆盖。本文通过采用不同反应堆功率台阶测量探测器坪特性的堆上试验方法,对国产化CAP 1400堆外核测系统中间量程MSV模式进行试验验证。本文描述了系统设计、试验方法设计、测试数据,并进行了结果分析,验证了国产CAP 1400堆外核测系统中间量程MSV模式的可用性。     

MHWRR在极低光激中子水平下的临界启动技术

阿尔及利亚比林核研究中心重水反应堆(Multi-purposes Heavy Water Research Reactor,MHWRR)实施了仪表、控制和电气数字化升级改造,改造后的首次临界启动对改造工程具有重要意义。为保证反应堆启动安全,需要解决升级改造后在极低光激中子水平下临界启动中存在的核测量盲区问题,首先对长期停堆后堆内剩余光激中子源强、核测量盲区以及临界棒位进行了理论计算与分析研究,在此基础上提出了在无外加启动中子源条件下首次临界启动的实验技术方案。在无参考数据的情况下,实验进程完全按理论设计的预期进行,临界启动一次成功;启动过程中核功率参数得到有效监测,启动测量装置与堆外电离室测量范围衔接完备,临界棒位理论值与实验值的误差小于0.84%,实验结果与理论计算结果符合良好,表明了这项实验技术的合理可行。     

日本动·燃事业团与东京大学联合开发激光型中子探测器

【《日本原子》1988年12月号第23页报道】日本动力堆和核燃料开发事业团(PNC)1988年12月8日宣布,他们与东京大学联合开发了一种核激发激光型中子探测器,它可用来探测反应堆的异常工况。这种中子探测器能够探测到由中子能量转变成的激光束(光信号),并且能在从反应堆启动到满功率运行的整个运行过程中,通过最小噪声信号,准确地探测出反应堆中     

核电厂反应堆堆芯中子与温度探测器组件研制

针对ACP1000堆型,研制了用于反应堆堆芯核测系统的堆芯中子和温度测量探测器组件。论文介绍了探测器组件的设计、性能指标和试验结果。设计的堆芯中子和温度探测器组件集成了中子自给能探测器和测温元件并固定安装在堆内。试验结果表明测量敏感元件的性能满足设计要求,外壳和密封组件能保证反应堆一回路压力边界的要求。堆芯测量探测器组件一体化的设计可提高安全性和可靠性,实现实时测量,可用于反应堆保护。     

秦山一期反应堆的中子计数率监测

应用高效涂硼计数管,结合改变次级中子源在堆芯的位置,解决了由于堆内中子源衰减过多而导致堆外源量程对中子计数率的监测出现盲区的问题,并以秦山核电厂第五循环装料的实际情况为实例作了阐述。     

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。     

一种高灵敏度裂变室的研制

介绍了一种高灵敏度裂变室的研制,探讨了其设计方案、制造工艺和性能。这种裂变室灵敏区较宽、热中子灵敏度较高、抗γ能力较强,可作为核反应堆堆外中子注量率测量探测器,可在反应堆启动和不同功率运行时给出功率监测的信号。该裂变室通过了LOCA工况试验测试,可用于事故后监测。     

中子时间序列测量系统的研制

在反应堆瞬发中子衰减常数测量、特殊核装置的参数检测、聚变-裂变混合能源堆中子学积分实验等研究中,经常需要探测中子强度随时间的变化关系,从而获得这些装置或者系统的某些物理参数.为此,提出和实现了一套高精度宽量程测定中子时间序列的测量系统.该系统包含两个独立通道,每个通道时间测量量程从1 μs ～ 100 ms可调,单次测...     

Primavera6.0在核电厂设计进度中的应用探索

通过简化假设,分析了中子传输矩阵的物理意义,推导出中子传输矩阵数学模型,并利用以往的数据进行了验证.同时根据矩阵的共轭梯度算法理论,研究利用堆外核探测器系统(RPN)的功率量程通道(PRC)6节电离室信号及堆内中子通量测量系统(RIC)获得的堆内通量分布信号计算中子传输矩阵的方法. 这种算法得到的中子传输矩阵,可以植入冷却剂丧失(LOCA)监测系统(LSS系统).通过LSS系统可以实 时监测堆芯轴向功率分布,进而监测堆芯轴向线功率密度.     

中子传输矩阵研究

通过简化假设,分析了中子传输矩阵的物理意义,推导出中子传输矩阵数学模型,并利用以往的数据进行了验证.同时根据矩阵的共轭梯度算法理论,研究利用堆外核探测器系统(RPN)的功率量程通道(PRC)6节电离室信号及堆内中子通量测量系统(RIC)获得的堆内通量分布信号计算中子传输矩阵的方法.这种算法得到的中子传输矩阵,可以植入冷却剂丧失(LOCA)监测系统(LSS系统);通过LSS系统可以实时监测堆芯轴向功率分布,进而监测堆芯轴向线功率密度.     

涂硼正比计数管慢化体对中子探测效率影响研究

涂硼正比计数管是一种常用的反应堆源量程探测器,对热中子测量有很高的探测效率,对于快中子反应堆则需要增加合适的慢化体,提高中子探测效率。本文利用蒙特卡罗程序MCNP,模拟计算涂硼正比计数管在不同慢化体厚度的情况下,对各能量单能中子的相对探测效率和绝对探测效率,得到在不同慢化体厚度下,计数管的相对探测效率和绝对探测效率与中子能量的关系。最后针对快中子反应堆的典型中子能谱,模拟计算涂硼正比计数管在不同的慢化体设计时的探测效率,得出了一种优化的慢化体设计方案,对快中子反应堆核测量系统设计具有一定指导意义。     

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。      

压水堆堆内中子探测器响应函数特性研究

中子探测器响应函数是中子探测器周边区域对其读数贡献的分布函数,是将反应堆物理数值模拟计算结果与探测器实际电流相结合的有效途径。本文对中子探测器响应函数的计算公式进行了推导,并采用蒙特卡罗方法计算堆内固定式中子探测器的响应函数。针对影响中子探测器响应函数的相关因素进行了数值分析,分析结果表明,对中子吸收特性影响较大的因素,如硼酸、控制棒、可燃毒物等,对中子探测器响应函数的影响较大,需在实际的反应堆监测中着重考虑,本文中未考虑的因素影响也可采用本文类似的方法进行研究分析。     

压水堆堆内中子探测器响应函数特性研究

中子探测器响应函数是中子探测器周边区域对其读数贡献的分布函数，是将反应堆物理数值模拟计算结果与探测器实际电流相结合的有效途径。本文对中子探测器响应函数的计算公式进行了推导，并采用蒙特卡罗方法计算堆内固定式中子探测器的响应函数。针对影响中子探测器响应函数的相关因素进行了数值分析，分析结果表明，对中子吸收特性影响较大的因素，如硼酸、控制棒、可燃毒物等，对中子探测器响应函数的影响较大，需在实际的反应堆监测中着重考虑，本文中未考虑的因素影响也可采用本文类似的方法进行研究分析。     

基于堆外中子能谱测量的堆芯中子场反演方法

目前商用反应堆堆内采用的自给能探测器(Self-Powered Detector,SPD)可以实现堆芯中子通量分布的在线测量,但难以测量中子能谱。同时由于一些先进反应堆堆内服役环境更加恶劣,现有的堆内测量系统难以满足先进反应堆堆芯中子场在线测量的需求。本文提出了一种基于堆外中子能谱测量的堆芯中子场反演方法,通过正向中子输运计算构建堆芯相邻截断面之间的能谱响应矩阵,实现反应堆堆芯中子场的反演计算。通过采用两个简化的反应堆模型进行验证,其中对压力容器处反演的中子能谱与蒙特卡罗输运计算结果平均相对偏差约为14%,在外层燃料组件区域反演的中子能谱与蒙特卡罗输运计算结果平均相对偏差约为11%,初步验证了本方法的可行性。     

反应堆堆外中子剂量测量技术试验验证

堆外中子剂量测量技术在反应堆压力容器辐照监督中有广泛的应用。本文介绍了在国内某试验堆上进行的堆外中子剂量测量技术验证试验及其结果。比较了堆外中子剂量测量所用探测片活度的理论计算值、实测值及解谱计算结果,同时分析对比了试验中各辐照位置处中子能谱的理论计算值及解谱结果。结果表明,基于测量值的解谱结果与理论计算结果符合良好。堆外中子剂量测量技术可以有效完成中子能谱测量。