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。     

核电站乏燃料组件燃耗测量系统的改进和大亚湾乏燃料组件燃耗测量

本工作对叉形探测器乏燃料测量系统进行了改进。改进的乏燃料组件测量系统仍包容了总γ、高分辨γ和无源中子3种测量方法。系统的改进涉及以下4个方面。1)改进了探测体对乏燃料组件的测量几何,使总γ、高分辨γ和无源中子对乏燃料组件的4个面均能进行均匀测量,可测得组件燃耗的     

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。     

大晶粒UO2燃料芯块堆内试验组件的研制

为了开发高性能的压水堆燃料,研制了大晶粒燃料芯块。试验燃料芯块具有高的235U富集度、小直径和大晶粒尺寸的特点。通过堆内辐照试验可以对不同制造工艺的燃料芯块进行评价和筛选,以便确定燃料制造工艺。为了在中国原子能科学研究院池式研究堆中随堆考验,设计了一种试验组件,包含四根双包壳的燃料棒。双包壳燃料棒是在外包壳内装入两根单包壳燃料棒。试验组件直接由反应堆一次循环水冷却,不设专门的冷却回路。试验组件上安装了多种堆芯测量传感器,包括燃料中心温度热电偶、自给能中子探测器和冷却剂出、入口温度热电偶,可以在线监测燃料试验参数。描述了大晶粒UO2燃料芯块的研制、试验燃料组件的研制和检验。     

田湾核电站线功率密度保护参数计算

田湾核电站(TNPS)堆内核测量系统的54个中子温度测量通道分成4组,每组通道将自给能探测器电流转换为功率并通过扩展计算获得全堆芯的功率分布。电流转换为功率的系数等参数由堆内测量系统上层服务器计算获得并传递给下层服务器。每个燃料组件最大线功率密度由周边影响区域内的4个中子温度测量通道计算的线功率密度值加权平均得到,权重系数与自给能探测器到周边影响区域内燃料组件的距离有关。本文阐述这种由自给能探测器电流计算线功率密度保护参数的方法。该方法简易、响应及时,且误差小于5.7%,已成功应用在田湾核电站运行机组的实时在线保护中。     

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。     

自给能探测器在强γ堆芯中的应用

一、引言在我国高通量反应堆(HFETR)内,堆芯功率密度高,γ场强。自给能探测器的γ本底与中子灵敏信号处于同一量级。当堆功率下降时,堆芯中子与γ,以不同规律下降。由于自给能中子探测器对γ场     

“华龙一号”堆芯中子通量测量系统设计

传统的二代核电厂普遍采用定期从压力容器底部插入中子探测器的方式来获得堆芯中子通量密度等信息,这种设计降低了反应堆的固有安全性。根据三代核电设计标准以及"华龙一号"堆芯中子通量测量系统的需求,本文设计了一套可用于实际工程的三代核电堆芯中子通量测量系统。该系统由自给能中子探测器组件、信号处理柜和控制柜组成,在通过系统研发、工厂测试和K3级设备鉴定后已成功应用于"华龙一号"全球首堆核电机组。该系统与国外同类型设备相比,其整体性能指标达到了国际先进水平。     

MOX燃料组件装入现役M310堆芯对堆芯核设计的影响研究

国际上的MOX燃料技术目前已较为成熟,且已有在压水堆中运行的工程经验。本文对MOX燃料组件的中子学性能进行了分析,对其在我国现役M310堆芯应用的可行性进行了研究,得到了M310堆芯由全部使用UO2燃料组件向使用30%的MOX燃料组件过渡的堆芯燃料管理方案,并对使用MOX燃料组件的堆芯的部分中子学参数进行了初步分析。结果表明:使用30%的MOX燃料组件的堆芯可达到与全UO2堆芯相当的循环长度;堆芯反应性控制能力可满足要求;慢化剂温度系数、Doppler温度系数、Doppler功率系数、氙和钐的动态特性均趋向使堆芯运行更加安全和稳定。本文的研究结果可为MOX燃料在M310堆芯中应用的进一步研究提供参考。     

CEFR探测器三维空间响应函数敏感性研究

本文利用离散纵标程序研究了网格划分、能群数目、角度离散数和散射截面展开阶数等计算条件对堆芯区域共轭中子注量率分布形状的影响。基于求解共轭输运方程计算了中国实验快堆钠池内探测器三维空间响应函数,分析了控制棒位置、燃耗累积、燃料组件装载等因素对探测器空间响应函数的影响。结果表明：共轭中子注量率分布形状对网格宽度的敏感性低,可利用粗网格条件下共轭中子注量率分布形状求解探测器空间响应函数;控制棒对空间响应函数的影响与控制棒在堆芯中所处位置有关,组件内空间响应函数受控制棒影响程度与组件和控制棒的相对位置有关;探测器空间响应函数受新装载组件影响较明显,但对新装载组件位置的敏感性低。本文结果为大型快堆探测器空间响应函数计算提供了参考,为快堆动态刻棒提供了技术支持。     

In-core coolant flow monitoring of pressurized water reactors using temperature and neutron noise

Noise measurements were performed at the Loss-of-Fluid-Test (LOFT) and Sequoyah-1 pressurized water reactors (PWRs) in order to investigate the possibility of inferring in-core coolant velocities from cross-power spectral density (CPSD) phases of core-exit thermocouple and in-core neutron detector signals. These noise measurements were used to investigate the effects of inlet coolant temperature, core flow, reactor power, and random heat transfer fluctuations on the noise-inferred coolant velocities. The effect on the inferred velocities of varying in-core neutron detector and core-exit thermocouple locations was also investigated. Theoretical models of temperature noise were developed, and the results were used to interpret the experimental measurements.Results of these studies indicate that the neutron detector/thermocouple phase is useful for monitoring core flow in PWRs. Our results show that the interpretation of the phase between these signals depends on the source of temperature noise, the response times and locations of the sensors, and the neutron dynamics of the reactor. At Sequoyah-1 we found that the in-core neutron detector/core-exit thermocouple phase can be used to infer in-core coolant velocities, provided that the measurements are corrected for the thermocouple response time.     

铑自给能中子探测器的灵敏度

本文给出了铑自给能探测器的热中子灵敏度和中子灵敏度的理论计算公式、燃耗修正公式以及不同中子温度下的换算公式。运用这些公式对ZTRh 123型铑自给能探测器的热中子灵敏度和中子灵敏度进行了理论计算,并在反应堆中对其进行了实验验证。其结果表明,理论计算值和实验标定值是相吻合的。其偏差:热中子灵敏度为8.5％,中子灵敏度为3.9％。     

基于6LiF/ZnS(Ag)和闪烁光纤的宽能谱中子探测技术研究

为了解决传统中子探测器在狭窄空间、强电磁干扰、远距离传输等复杂环境下探测中子时存在的不足,本研究将6LiF/ZnS(Ag)混合材料和闪烁光纤相结合,设计了一种可用于宽能谱中子测量的新型闪烁体光纤中子探测器。基于蒙特卡罗粒子输运计算程序FLUKA对该新型光纤中子探测器的中子探测性能进行了模拟研究,完成了闪烁体光纤探头的优化设计。结果表明,当入射中子的能量在0.01~10 eV和0.5~10 MeV范围时,该新型中子探测器具有较高的中子探测效率,可用于热中子-快中子宽能谱范围中子的探测;通过对比脉冲幅度的差异,该新型中子探测器能够实现n-γ信号的甄别。      

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。     

贝叶斯理论在脉冲裂变中子能谱诊断中的应用

本文建立了以贝叶斯理论为基础的脉冲裂变中子能谱的数值迭代计算方法,解决了脉冲裂变中子能谱测量的技术难题。对脉冲裂变中子空间输运、物质衰减、探测器灵敏度等进行了分析,将脉冲裂变中子能谱在空间传输中的飞行展宽时间谱理解为出壳时间谱在不同测点的概率分布函数,脉冲中子在不同测点的信号强度分布是出壳时间谱和脉冲中子能谱飞行展宽时间谱的卷积信号,将物质衰减、探测器灵敏度响应等转换环节对中子能谱的影响因子进行了分别处理,消除了通道物质对中子能谱衰减和探测器非线性灵敏度等因素对脉冲裂变中子能谱解谱的影响。研究结果表明,对距辐射源5 m和10 m处的中子波形进行数值处理,均能获得理想的脉冲裂变中子能谱,当考虑传输系统响应函数对中子波形影响时,仍能获得较理想的中子能谱。     

利用测热技术测量核反应堆中子通量密度

一种新型中子探测器被研究,其原理是利用带电离子在矿物中沉积的能量退火时会以热量的方式释放出来,通过测量释放的热量而确定中子通量密度。对新型中子探测器进行刻度,在反应堆内某位置测量的热中子通量密度为5.108×10¹¹ cm^-2•s^-1,与标定的热中子通量密度(5.000×10¹¹ cm^-2•s^-1)在2%内符合,说明该探测器可测量中子通量密度。本文方法制作的探测器体积小,可制作成不同形状,便于反应堆不同环境下的中子通量密度测量。选取相应中子能量反应截面较大的元素,该探测器还可测量不同中子能量的通量密度。     

Sensitivity of a new-developed neutron detector

We develop a kind of neutron detector, which consists of a polyethylene thin film and two PIN semiconductors connected face-to-face. The detector is insensitive to γ-rays. Its sensitivity to neutron has been calculated with MCNP program and calibrated by experiments, and the results indicate that the neutron sensitivity of the compensation detector will vary with polyethylene convel‘ter. The compensation PIN detector can be employed to measure pulse neutron in neutron and gamma mixture radiation field.     

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。      

SiC中子探测器的研究进展

相比于气体、闪烁体及常规半导体中子探测器,基于第三代半导体材料SiC的中子探测器具有体积小、响应快、位置分辨率好、抗高温和耐辐照等众多优点。其中抗高温和耐辐照是应用于核反应堆堆芯、高能物理试验和太空等高温高压以及强辐射环境下的中子探测器需要突破的瓶颈。论文总结和分析了SiC的材料特性,SiC中子探测器的结构、工作原理、国内外发展现状以及存在的问题,并对我国中子探测器的发展趋势进行了探讨。