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。      

缓发中子法测量脉冲堆裂变总数

用长计数器测量已知裂变率的缓发中子计数率，然后用同一探测系统测量脉冲后的缓发中子计数率，探测系统的探测效率、缓发中子份额和缓发中子先驱核半衰期等参数均不变，从而建立起利用脉冲堆脉冲后的缓发中子衰减曲线确定脉冲裂变总数的方法。该方法的相对标准不确定度（不包含稳定功率运行裂变率的不确定度）为4%。测量的30次脉冲的裂变总数与其它方法得到的结果一致。     

堆外中子剂量计在RPV辐照监督中的应用

堆外中子剂量计在反应堆压力容器中子注量测量准确性方面可达到和堆内辐照监督管相同的水平。但相比堆内辐照监督管,具有监测范围广、安装更换灵活、可长期持续监测、应用成本低等显著优势,是核电机组RPV辐照监督的有效补充手段,在核电厂延寿申请、堆内构件及堆芯燃料排布方案变更改造等方面有良好应用前景,已在国内外取得了广泛应用。     

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。     

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。     

反应堆堆外核测量系统的实时仿真

堆外核测量系统实时仿真是核电厂全范围培训模拟器的重要组成部分。本文给出一种基于测量原理的功能仿真处理方法,利用堆芯物理仿真计算出堆芯中子通量密度．建立了堆外核测量值与反应堆内三维中子通量密度分布之间的拟合公式．根据反应堆物理计算或功率刻度实验确定拟合系数．可以实时准确仿真堆外核测量系统,满足核电厂全范围培训模拟器的要求．     

核电厂过程仪表系统干扰测试研究和优化改进

针对国内某核电厂执行堆外中子注量率测量通道周期试验异常触发反应堆自动停堆实例,制定了核电厂电气厂房正常照明系统电源对过程仪表系统干扰测试方案。测试方案主要包括:照明灯通断的干扰测试;本组220 V(AC)检修电源箱的干扰测试;220 V(AC)电缆安全距离的干扰测试以及过程仪表机柜接地体系。根据干扰测试结果对反应堆自动停堆事件产生的原因进行分析。改进方案从增大源项距离、屏蔽源项以及接地系统优化3个方面抑制干扰信号,有效消除及降低了信号的干扰幅度。     

核安全与保障 中国实验快堆新燃料组件的非破坏性测量法属性检测

对中国实验快堆新燃料组件进行非破坏性分析测量，分别采用了有源中子符合法和γ射线测量法。利用改装设计的有源中子符合环（UNCC）对2组燃料组件中^235U含量分布进行了测量检验。测量曲线的分布趋势与实际丰度分布一致。组件中子符合计数率与位置对应示意图如图1所示。     

某核电厂在线式硼表测量准确度超标原因分析及改造研究

为查明AREVA NP GmbH供货的在线式硼表（BCMS）测量准确度超标原因,研究提高BCMS测量准确度的方案。根据BCMS工作原理,从中子测量和总硼浓度计算环节对影响BCMS测量准确度的因素进行了分析,并统计分析了BCMS的测量数据;选择测量准确度高于BCMS的离线式硼表（OFBM）为对标对象,在同等统计误差分析条件下对二者的测量准确度进行了对比;以中国核动力研究设计院研制的在线式硼表（ONBM）为参考,量化分析了被测管道尺寸对BCMS中子计数率的影响。结果表明:BCMS在制造厂测试和在核电厂运行期间均存在测量准确度超标问题;BCMS测量准确度超标是由其中子测量装置在固定计数时长内测得的累积中子计数率过低所致;BCMS中子源与中子探测器之间有聚乙烯损耗中子的缺陷。提出了通过切削聚乙烯屏蔽层,同时更换高热中子灵敏度探测器提高BCMS测量准确度的改造方案。      

基于功率密度谱的压水堆核电厂中子噪声特性研究

分析了压水堆核电厂中子噪声功率密度谱的计算方法,利用该方法以核电厂堆内构件振动监测系统长期的监测数据为基础,计算了中子噪声的功率密度谱,分别分析了百万千万级核电厂、不同功率核电厂和不同燃料周期核电厂中子噪声功率密度谱特性。结果表明,通过分析压水堆核电厂的中子噪声功率密度谱特性,能有效的认识压水堆核电厂堆内构件的振动行为,为压水堆核电厂堆内构件状态分析提供了基础。      

秦山核电厂核测系统的调试

本文介绍了秦山核电厂核测系统在装料前后、零功率和功率试验阶段的调试过程、方法和主要数据以及源量程、中间量程和功率量程之间的复盖情况。最后对将来核测系统的设计提出了几点建议。     

A Novel Concept of Gamma-Ray Compensation for Neutron Ionization Chamber

A novel method of γ-ray compensation in a neutron ionization chamber (CIC) is developed as an ex-core nuclear instrumentation in a pressurized water reactor. To minimize the dependence of the compensation efficiency on γ-ray dose and dose rate, the improved CIC has the signal electrode with small holes to induce leakage or fringing electric fields. Change in compensation characteristics could be controlled by adjusting the field strength. It has been shown that the compensation margin for adjustment can be extended to 5-8%.     

某核电厂吊篮梁型振幅偏大问题分析与诊断

通过对方家山、宁德核电机组多个燃料循环周期的堆外中子噪声信号进行分析,得出了吊篮梁型振动频率和幅度的特性。将此特性应用到其他核电机组,发现某核电机组吊篮梁型振幅偏大。对该机组吊篮梁型振动频率和幅度的变化趋势、频率的漂移量、幅度的增长率进行分析与诊断,判断吊篮并没有发生明显的支撑劣化情况,并给出了该机组可继续运行的条件。      

移动式堆芯中子注量率测量系统概述

堆芯中子注量率测量系统是压水堆核电站核测量系统的主要组成部分,用于测量反应堆堆芯的中子注量率水平,从而提供反应堆的功率分布情况。文章介绍了中核（北京）核仪器厂国产化的移动式堆芯中子注量率测量系统,并对测量系统的概况、系统组成、工作原理及功能等进行了描述。     

基于SCADE的反应堆中子倍增时间算法设计与验证

为实现反应堆装料至升功率期间对核裂变反应速率的密切监视,需对反应堆中子倍增时间进行正确稳定的测量。本文基于对中子注量率测量的统计特性分析,设计了一种适用于压水堆核仪表系统的倍增时间算法,并利用SCADE软件对实现了算法,同时在方家山核电工程2号机组上进行了堆上试验,试验验证了该算法的稳定性、及时性和有效性。因此,本研究设计的反应堆中子倍增时间算法能够应用于压水堆核仪表系统中子注量率测量信号的处理。      

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。     

Numerical simulator for noise diagnostic investigations in NPPs

A coupled thermohydraulics and neutron model is used to simulate signals of thermocouples, ex-core and in-core neutron detectors of nuclear power plants (NPP). Noise sources are generated as time functions and the dynamic behavior of the reactor core is modeled by one-dimensional two-group diffusion equations coupled with an axial thermohydraulics model. These equations are solved by numerical methods and the resulting time series are considered as virtual measurements. We show that one can model only a finite set of noise sources with high accuracy by this approach because of the finite nature of numerical methods. The selection of length of space segments is presented and the effect of space aliasing is briefly discussed. An automatic stepsize selection algortihm is introduced which was applied successfully in the simulator. Simulation results are analyzed and compared with real measurements by studying disturbance propagation in the coolant.     

数字化核仪表系统样机堆上试验及验证

针对目前国内核电厂核仪表系统设备主要依赖进口的现状,设计研发了一套数字化核仪表系统样机,系统样机主要包括中子探测器组件、信号调理和处理样机以及信号监控设备。通过介绍样机在商用堆上的安装和试验情况,详细分析了反应堆启堆、升功率、满功率及降功率运行期间的试验数据。试验结果表明,中子探测器与信号调理和处理样机配合良好,整套系统样机运行稳定可靠。