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。     

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。      

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。     

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。     

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。     

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。     

田湾核电站换料期间中子通量密度监测方式优化研究

针对田湾核电站换料期间中子通量密度监测方式的不足，研究了用源量程探测器取代换料监测量程探测器完成换料期间中子通量密度监测的优化方案。基于全进全出和堆芯倒料两种堆芯换料方式，应用蒙特卡罗程序MCNP模拟计算源量程探测器的响应，计算结果表明，当靠近源量程探测器位置的乏燃料组件达到一定燃耗深度时，源量程探测器中子计数率达到0.5 s^-1,满足换料过程中子计数率监测要求，与测量值符合得很好。应用源量程探测器替代换料监测量程探测器监测换料期间中子通量密度是可行的。     

启动物理实验中PNS的堆外探测器响应和外推临界研究

使用MCNP5对启动物理实验中一次中子源(PNS)在堆外源量程探测器(SRD)响应进行模拟计算,分析堆芯有效倍增因子effk、带源有效倍增因子sk和探测器计数C之间的关系。通过对SRD响应系数a的预测,得到优于传统的1/C外推预测临界法的a'/C外推预测临界法,使硼稀释过程中的外推曲线线性度更好。计算结果表明,接近临界时a'/C值与eff1?k线更加吻合。     

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。     

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。      

两种中子源条件下补偿中子测井仪探测器设计方法

使用同位素中子源或中子发生器将直接影响补偿中子探测器的参数设计,论文主要探讨了探测器源距设计方法,通过3700中子刻度筒实验,比较了两种中子源条件下的实验结果,采用数据拟合方法,给出了将测量得到的计数率比值转换为地层孔隙度的数学模型。结果表明,可以用中子发生器代替同位素中子源实现补偿中子测井。     

秦山核电厂反应堆无源装料及启动

秦山核电厂的第5燃料循环和第11燃料循环,分别由于中子源强度衰减过多和没有外加的次级中子源,在反应堆装料和启动过程中存在堆外核测仪表的部分监测盲区。介绍了我国法规的相关要求以及秦山核电厂实现无源启动所采取的应对措施,结果表明,无外加中子源时反应堆启动的安全性能够得到保证。     

用于硼中子俘获疗法治疗束的光子谱仪设计

实验确认治疗束的谱源项参数是硼中子俘获治疗（BNCT）物理剂量学研究的重要环节之一,全面细致地掌握相关信息,对精准制定临床治疗计划进而准确评估患者的给予剂量十分重要。为验证理论计算源项光子能谱的可靠性,设计适用于BNCT治疗束特点（宽能量范围、高强度n/γ混合束）的新型光子谱仪。通过蒙特卡罗模拟方法优化探测器内的中子注量率、光子计数率及次级光子占比（次级光子计数率/初级光子计数率）三个重要参数,在降低辐射强度以避免探测器的辐射损伤和死时间过大的同时,尽可能抑制中子诱导次级光子的产生,将次级光子占比降至5.45,以实现BNCT治疗束光子谱的快速准确测量。同时,开展谱仪对不同能量光子响应的校准方法研究,以便得到准确的响应函数,为光子谱的解谱工作奠定基础。     

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。     

启明星1#次临界装置内不同位置探测器的中子计数率变化

在启明星1#次临界装置上进行了次临界外推实验,外中子源分别采用Am-Be中子源和252Cf中子源,放置在启明星1#次临界装置中心,中子探测器放置在次临界装置内不同位置,研究相对中子计数率的变化。实验测量结果表明:在启明星1#次临界装置不同位置的探测器测量得到的中子计数率变化不同,但对外推结果影响不大。     

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。     

中子气泡探测器用于核测井中子个人剂量监测的研究

为研究国产中子气泡探测器在核测井中子个人剂量监测中的适用性,采用国内研制的中子气泡探测器对核测井运源车外表面、车内兼用储源仓周围等关注点的中子辐射水平进行监测,同时采用进口LB6411型中子周围剂量当量仪进行比对监测。实验结果表明,当运源车兼用储源仓内仅装载中子源时,中子气泡探测器与LB6411的测量结果无显著统计学差异,两者测量结果符合较好,中子气泡探测器的测量结果准确可信;当兼用储源仓分别装载中子源、中子-γ源时,两组中子气泡探测器的测量结果也无显著统计学差异,中子气泡探测器适用于中子-γ混合辐射场中子辐射剂量的测量。中子气泡探测器在运源车现场与在²⁴¹Am-Be源标准中子场中的剂量响应灵敏度因子间的相对偏差为7.4%,验证了其较好的能量响应特性,并显示了在核测井现场条件下用于中子个人剂量监测的适用性。     

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。      

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。     

基于缓发γ能谱测量的铀丰度分析

本文以加速器驱动的脉冲中子源为照射源、铀材料为照射对象、HPGe探测器为主要探测器,测量得到了铀材料的缓发γ实验谱,再根据理论计算程序和蒙特卡罗方法得到了缓发γ计算谱。结果显示,实验谱和计算谱吻合较好,表明缓发γ能谱测量可作为铀丰度分析的一种技术手段。