用于带电粒子鉴别的BGO探测器

报道了ＢＧＯ晶体作为带电粒子探测器的制作，测试结果，并在核物理实验中与Ｓｉ（Ａｕ）穿透型探测器一起组成△Ｅ－Ｅ探测器望远镜。对带电粒子进行了鉴别，结果表明，该探测器系统有较高的粒子鉴别能力。     

小型CZT探测器测量浓缩厂铀富集度的实验研究

CZT（CdTe或CdZnTe）是一种新型化合物半导体探测器，用于γ射线能谱测量时，其能量分辨率介于HPGe探测器和NaI（T1）探测器之间。由于这种探测器具有体积小、重量轻、能在室温下长时间工作，易做成小型便携式测量装置等优点，因此，在核保障现场核查中得到了广泛应用。     

中能重离子核反应产物测量装置4π带电粒子探测设备的研制

介绍了4π带电粒子多探测器系统。该系统由276个探测器单元组成，每个单元分别由快、慢塑料闪烁体、碘化铯晶体、硅半导体探测器所组成的望远镜构成，总立体角覆盖约86％的4π以及有一个很低的能量探测阈，整个探测器系统轴向对称排列，工作在真空中，该探测器系统可以鉴别氢、氦的同位素，具有大的能量测量动态范围。     

粒子关联测量中的一种能量刻度修正方法

在粒子关联测量中，利用探测到的非稳态粒子的衰变产物，对探测器组进行能量刻度的修正，可以使探测器组的能量刻度达到一个较高的相对精度。这对于广泛应用于中高能核反应中而又难于准确刻度的闪烁体探测器，提供了一种较好的对刻度的检验和修正方法。     

4π探测器阵列实验的电子学与获取系统

介绍了4π多探测器阵列上的第一次中能重离子实验的电子学与数据获取系统。4π多探测器为快慢塑料探测器和快塑料闪烁体＋CsI的Phoswich探测器组成，通过电荷数字转换（QDC）分别记录探测器快慢信号，实现粒子的鉴别。在逻辑电路中，对前后角探测器分别给出Trigger信号，QDC的清零信号和快慢公共门信号等。结果表明，前角探测器从质子，氘，氚，^3He,^4He一直到S，P等均可分辨。     

用于正电子湮没寿命谱仪的探测器

一种用于正电子湮没寿命谱仪的探测器，该正电子湮没寿命谱仪包括起始道探测器和停止道探测器，与常规的正电子寿命谱仪起始道与停止道采用相同的探测器不同，本探测器采用了与起始道探测器不同的停止道探测器，在停止道探测器的闪烁体中央，有一圆形井，放置测量样品与22^Na正电子放射源。     

HPXe电离室和LaCl3(Ce)探测器在核材料鉴别中的应用

在核材料鉴别中，鉴于铀、钚材料中同位素种类多，发射的多条γ射线能量比较集中（主要都在0．1～2MeV之间）且分支比都比较小，生成的γ能谱复杂等特点，对于测量铀、钚材料的γ探测器要求具有高的能量分辨本领和探测灵敏度。常用于该种测量的是NaI闪烁探测器和HPGe探测器，而新的高压氙（HPxe）电离室探测器和LaCl3（Ce）探测器为核材料的鉴别提供了一种新的有效检测手段。     

栅型气体电子倍增器的研制

实践中发现，微结构气体探测器（MPGD）遇到三方面挑战：打火时放电电流的抑制与稳定运行、单元面积增大后的生产工艺以及孔型结构带来的探测位置重建偏差。为解决以上问题，本文提出了一种新型结构的MPGD--栅型气体电子倍增器（Groove）。使用3种不同几何尺寸的栅型电极，在不同气体中对8.04 keV铜靶X射线的能谱进行测量，以检验探测器性能。与蒙特卡罗模拟计算结果对比表明，探测器信号主要来自雪崩产生的离子。能谱测量结果显示：栅极狭缝宽度0.2 mm、厚度0.8 mm的探测器增益和能量分辨率好于其他尺寸的探测器；在93%Ar+7%CO₂中运行时，探测器增益与分辨率两项指标稍好于在95%Ar+5%CH₄中。测量得到的探测器增益最高可达3×10⁴左右，能量分辨率最高可达15.6%。     

CIAE中子气泡探测器性能改进

针对2006年研制成功的气泡探测器使用中存在的一些问题，今年我们进行了如下3方面的改进：在配方中，将单一过热液体更换为复合过热液体，使照射后产生的圆泡不会出现雪花片状；重新设计了气泡探测器容器（图1），放弃了原来螺旋口的结构模式，采用了直上直下结构，能使探测器固化体和过热液滴均匀受压；     

闪烁纤维中子探测器灵敏度研究

用蒙特卡罗方法研究了1种闪烁纤维中子探测器对不同能量中子和伽玛射线的相对灵敏度，并在实验室对几个能点的灵敏度进行了标定。实验结果表明：理论计算与实验标定的探测器能量响应曲线趋势基本一致，探测器对2．5MeV中子和1．25MeV伽玛射线的灵敏度比值为5．3。利用实验数据对计算值进行校正，可给出探测器能量响应全曲线。     

A novel encoding water level monitor system during and after LOCAs in a nuclear heating reactor

The water level in a nuclear reactor vessel is an important parameter during and after LOCAs. Nuclear safety specifications can not be carried out when the water level is measured using a pressurizer which does show the level in the vessel. It is difficult to monitor the water level in the vessel of a Daqing 200MW Nuclear Heating Reactor (NHR-200) using the present differential pressure transducers. Based on the heat transfer differences between water (or liquid) and steam (or gas), a novel level detector, which includes encoding heating shell thermocouples, has been developed and verified for use experimentally under pressures of 0.15–3.0 MPa. A novel encoding water level monitoring system was designed, made up of an assembly that contains several detectors, a signal encoder and an intelligent processor. Analysis and experiments have shown that the new system is correct in principle, reliable and feasible in structure for monitoring the water level in the NHR-200 reactor.     

Some features of the nuclear heating reactor (NHR) design in China

A 5 MWt experimental nuclear heating reactor (NHR) was started at the Institute of Nuclear Energy Technology (INET) in 1989 and has operated successfully for space heating for four winters. Therefore, a commercially demonstrated NHR with output of 200 MWt has been developed by INET. This paper presents the safety characteristics of NHRs. It is proved that the reactor core would always be flooded under water. Some features of the integrated arrangement, hydraulic control rod drives and storage of spent fuel assemblies in a pressure vessel are described.     

一体化核供热堆Ⅱ型的开发及应用前景初步分析

在NHR-200的基础上,清华大学核能与新能源技术研究院开发了一体化核供热堆Ⅱ型(NHR/Ⅱ-200).本文主要阐述NHR/Ⅱ-200的一体化技术、自稳压原理、全功率自然循环冷却、非能动安全系统等一体化核供热堆的主要技术特征及核供热堆的安全特性.NHR/Ⅱ-200通过适度提高一体化核供热堆的参数,在三回路提供1.5 MPa蒸汽.NHR/Ⅱ-200不仅可应用于区域供热、热法海水淡化,还可提供工业蒸汽,并与膜法海水淡化相耦合进行海水淡化.     

5MW核供热堆的水化学实验研究

实验研究了５ＭＷ核供热实验反应堆的水化学特性。该堆是一体化自稳压自然循环壳式轻水反应堆，测量了一回路冷却水水质的化学成分，如溶解氧、ｐＨ值、电导率、硝酸根、氯离子、氟离子及腐蚀产物、溶解氢等。讨论了反应堆结构对水化学的影响。     

200MW低温核供热堆研究进展及产业化发展前景

低温核供热堆技术是我国独立开发的拥有完全自主知识产权的高新技术。200MW壳式核供热堆采用了一体化、自稳压、全功率自然循环、非能动安全系统和水力驱动控制棒等先进技术,具有安全性高、运行可靠、放射性隔离措施完善,可在热用户附近建设等特点。低温核供热堆技术应用领域广泛,其推广应用具有良好的社会效益和经济效益,尤其是核能海水淡化技术的应用,将是解决淡水资源短缺的有效途径之一。本文简要介绍了2200MW低温核供热产业化示范工程的概况、研究进展,总结了核供热堆的主要技术特点,并给出社会经济效益分析和应用前景展望。     

Seawater desalination plant using nuclear heating reactor coupled with MED process

A small size plant for seawater desalination using nuclear heating reactor coupled with MED process was developed by the Instituted of Nuclear Energy Technology,Tsinghua University,China,This seawater desalination plant was designed to supply potable water demand to some coastal or island where both fresh water and energy source are severely lacking ,It is also recommended as a demonstration and training facility for seawater desalination using nuclear energy. the desing of small size of seawater desalination plant couples two proven technologies:Nuclear Heating Reactor(NHR) and Multi-Effect Destination (MED) process.The NHR desing possesses intrinsic and passive safety features,which was demonstrated by the experiences of the project NHR-5.The intermediate circuit and steam circuit were designed as the safety barriers betewwn the NHR reactor and MED desalination system.Wihin 10-200MWt of the power range of the hating reactor,the desalination plant could provide 8000 to 150,000m^3/d of high quality potable water,The desing concept could provide 8000 to 150,000m^3/d of high quality potable water,The design concept and parameters,safety features and coupling scheme are presented.     

200MW核供热堆余热排出系统排热能力及共影响因素分析

运用一维流体动力学模型200MW核供热堆余热排出系统的余热排出过程进行数值模拟,并对该系统的排热能力及其影响因素进行了分析。分析表明：余热排出系统的空冷器面积和空冷塔高度是影响余热排出能力的主要因素,主换热器与空冷器间的高度差的影响次之。     

铠装铂电阻液位测量传感器研究

压力容器内的水位是反应堆运行中的重要参数．基于发热体在液相和汽相介质中放热系数的显著差异．本文提出了一种由铠装铂电阻组成的液位测量传感器,并给出了理论分析结果和0．1～3．0MPa压力范围内的试验结果。结果表明,该传感器原理正确．结构可行．性能可靠。     

核动力系统模拟技术的研究

简要回顾了清华大学核研院在系统模拟技术方面所开展的主要工作，重点介绍了基于ＲＥＴＲＡＮ－０２程序研究开发的２００ＭＷ核供热堆紧凑型模拟器和基于网络计算技术的开发的１０ＭＷ高温气冷堆网络并行模拟原型系统。     

三维带控制棒反应性温度系数的计算分析

介绍了三维带控制棒计算反应性温度系数的计算方法，对于２００ＭＷ供热堆，在不同棒位下作了三维反应性温度系数的计算，结果表明，慢化剂温度系数的大小和控制棒插入的深度有一定关系。以运行工况临界棒位下的慢化剂温度系数为参考，对二维计算结果作了分析，结果表明第二维无控制棒计算是保守的近似。