模拟脉冲源方法计算CFBR-Ⅱ堆缓发临界瞬发中子衰减常数

通过计算国外基准装置缓发临界处的瞬发中子衰减常数,证明了用模拟脉冲源方法计算出的瞬发中子衰减常数是可信的。用该方法计算了CFBR-Ⅱ堆5个次临界状态的瞬发中子衰减常数;线性外推得到缓发临界时系统的瞬发中子衰减常数为0.55μs-1;计算值与试验结果相比存在着偏差。文中简单分析了产生偏差的原因。     

模拟脉冲源方法计算CFBR-Ⅱ堆缓发临界瞬发中子衰减常数

通过计算国外基准装置缓发临界处的瞬发中子衰减常数,证明了用模拟脉冲源方法计算出的瞬发中子衰减常数是可信的.用该方法计算了CFBR-Ⅱ堆5个次临界状态的瞬发中子衰减常数;线性外推得到缓发临界时系统的瞬发中子衰减常数为0.55μs-1;计算值与试验结果相比存在着偏差.文中简单分析了产生偏差的原因.     

金属铀钚核系统的瞬发中子衰减常数测量

采用Rossi-a方法开展了金属铀钚核系统在缓发临界和次临界状态下的瞬发中子衰减常数测量,获得了系统在缓发临界时的瞬发中子衰减常数αc.分析了衰减常数a与反应性的关系,并将其与次临界计数率倒数外推和次临界反应性外推的结果作了分析比较.结果表明,在缓发临界下直接测量的数据为0.835±0.005/μs,数据误差是Rossi-a和外推方法的1/6左右.     

用Rossi-α法测量快临界装置瞬发中子衰减常数α

阐述了用 Rossi-α法测量瞬发中子衰减常数α的基本原理、测试方法及条件。用 BF3计数管作为探测器 ,采用时间延迟符合的测量方法 ,测量得出了实验室快临界装置在缓发临界时的瞬发中子衰减常数 αc,其值为 0 .835( 1± 0 .5% ) μs-1,并在次缓发临界以下 0～ 1＄次临界度范围内测得多个点的 α值 ,通过外推再次得到 αc,二者在误差范围内一致。最后给出 :αc=0 .835± 0 .0 0 4 μs-1     

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。     

利用缓发中子法测量235U裂变数的实验研究

缓发中子伴随核裂变产生,通过对它的测量估算核裂变数是一需实验检验的新方法。在中国原子能科学研究院微堆辐照²³⁵U样品,采用³He正比计数器测量缓发中子,并通过缓发中子数反推得到铀样品的总裂变数。利用高纯锗γ谱仪测量被辐照样品发射的缓发γ射线,通过缓发γ射线数得到样品总裂变数。对两种测量方法得到的结果进行了对比和分析,结果表明,用缓发中子法和缓发γ法对同一样品测量的结果一致,缓发中子法可作为一种辅助诊断方法。     

柱形金属铀次临界系统瞬发中子衰减常数测量

次临界核系统的瞬发中子衰减常数α与反应性有着重要联系。采用²⁵²Cf随机脉冲源法测量了一柱形金属次临界系统的瞬发中子衰减常数。为对源中子的影响进行分析,借助蒙特卡罗模拟方法建立模型进行了模拟,对源直穿中子和核系统瞬发中子时间分布特性进行了比较,分析了源中子对瞬发中子衰减曲线的影响。模拟结果表明,对该柱形金属铀系统,源中子注入100 ns后源直穿中子对核系统瞬发中子的影响可忽略。根据分析结果选取了合理起始道,对实验数据进行单指数最小二乘拟合,得到该次临界系统的α为15.5μs^-1。     

中国实验快堆缓发中子探测系统的瞬态模拟与分析

根据中国实验快堆缓发中子探测系统的结构特点和探测原理,构建了缓发中子探测系统的计算模型.基于该模型,开发了计算机模拟程序.针对不同工况和不同燃料元件包壳破损时刻,进行了缓发中子探测信号的模拟计算.计算结果基本反映了计算情况下缓发中子探测信号的发展趋势.同时,还对燃料温度和燃料燃耗对缓发中子探测信号的影响进行了物理分析.     

用于硼中子俘获治疗的医院中子照射器的反应堆光致缓发中子参数

在介绍单群扩散方程基础上,引入堆芯和反射层的中子价值,根据考虑了光致缓发中子及其价值因素的点堆动态方程,建立了利用现有计算程序进行计算和分析的方法,分析了医院中子照射器光致缓发中子的特性参数,在原有6组缓发中子基础上增加了9组光致缓发中子,为进一步进行用于硼中子俘获治疗的医院中子照射器反应堆的点堆动力学研究提供了重要参数。     

基于MCNP的缓发裂变中子衰减时间谱模拟计算

基于核裂变反应发生与缓发裂变中子发射这两个物理过程在时间上可相互分离的思想,利用MCNP程序计算得到了含铀地层0~100s范围内的缓发裂变中子衰减时间谱。模拟计算了球体几何模型中235 U与238 U核裂变反应率空间分布;借助SOURCE子程序依次对缓发裂变中子的发射位置、发射方向、发生核裂变反应的核素、缓发裂变中子所在的群组、发射时间及其初始能量等参数进行了抽样。结果表明,计算得到的缓发裂变中子衰减时间谱的时间特征与铀核素的缓发裂变中子群参数相符合。对缓发裂变中子总计数与地层铀含量之间的关系进行了线性拟合,拟合结果的相关系数平方值大于0.998 5,该结果从理论上验证了缓发裂变中子测井铀含量线性模型的正确性。     

减小辐射场剂量率预测不确定度的数据同化研究

为提高核事故早期辐射场剂量率评估的准确性和可靠度,提出一种基于数据同化理论的评价方法。根据数据同化理论,定义辐射场状态空间,建立了适合辐射场剂量率预测模型的状态转移和误差协方差矩阵。利用同化算法,综合考虑核事故辐射场剂量率预测模型与实测数据,实现辐射场剂量率的最优化表达。在Matlab软件平台上,运用数值模拟实验和福岛实测数据,对该方法进行了双重验证。实验结果表明,数值模拟实验条件下,当放射性物质空气释放率高估1个数量级时,同化后,辐射场剂量率相对均方根误差从1个数量级降低至50%左右。利用福岛核事故监测数据对同化系统进行验证,同化后的结果与实际测量结果相近,相对均方根误差在20%左右。以上结果表明,通过合理运用数据同化方法,可有效减小辐射场剂量率预测的不确定度。     

中国实验快堆压力和流量反应性效应测量实验研究

在中国实验快堆(CEFR)物理启动过程中,对CEFR压力反应性和流量反应性效应进行了测量研究,并进行初步的误差分析。实验中堆芯反应性测量分别使用周期法和逆动态法。实验结果表明：CEFR压力反应性为正反馈,主容器覆盖气体压力从5 kPa升高至50 kPa过程中引入约+20 pcm反应性,升、降压力过程测量结果的相对偏差小于10%;CEFR流量反应性为负反馈,一回路泵转速从150 r/min升高至989 r/min过程中引入约-49 pcm反应性,升、降流量过程测量结果的相对偏差小于10%。周期法和逆动态法的测量结果符合较好。初步误差分析的结果表明,实验结果的测量精度主要由冷却剂温度测量的精度决定。     

零功率实验装置中的周期测量

在零功率实验装置上,反应性是表征实验系统临界性的主要参数,该装置采用周期测量系统测量装置功率上升的二倍渐进周期,再根据渐进周期与反应性的关系得到系统反应性。通过装置上的运行实验表明;测量数据是可靠的。对零功率装置的周期测量系统进行了介绍。并阐述得到系统反应性的基本原理和过程。     

三维瞬态输运程序在中子点火中的应用

基于广义半马尔科夫过程模拟方法开发了一套三维中子输运瞬态蒙特卡罗程序GSMP3D，该程序使用ACE格式连续截面，适用于随机中子场瞬态和强中子场瞬态问题的求解。以美国劳伦斯利弗莫尔国家实验室(LLNL)和洛斯阿拉莫斯国家实验室(LANL)提供的中子点火对算模型为例，对比了GSMP3D与美国点火程序Mercury的计算结果，二者吻合很好，GSMP3D不仅给出了中子点火概率，还提供了定态点火实验的中子爆发等待时间的统计结果。表明该程序可用于处理中子点火问题。     

MNSR控制系统仿真研究

通过对微型中子源反应堆（MNSR）控制系统理论分析,建立相应的Simulink模型,开展MNSR控制系统的仿真分析。为便于稳定性分析,对MNSR控制系统的数学模型进行了降阶和离散化,在降阶和离散化后的开环传递函数的基础上,利用Matlab工具的根轨迹分析工具箱,进行了稳定性分析,得到了不同采样时间下的临界增益。在反应堆稳态运行时引入正的阶跃反应性的情况下,进行了不同采样时间T_s下的PID控制器的比例系数K_p的整定,确定了两个T_s下的K_p的最佳整定值。随后,整定了不同T_s和K_p下的最佳微分系数K_d。T_s、K_p和Kd整定后,在T_s=60 ms、K_p=2 500和K_d=300的情况下,分析了负阶跃反应性输入和斜坡反应性输入时的反应堆的中子通量密度、控制棒速度以及控制棒引入的反应性的响应。仿真分析的结果表明,有关MNSR控制系统的Simulink建模准确,分析数据可靠,为MNSR控制系统的软硬件设计提供了理论基础。     

Simulation Research on Control System of MNSR

By the theoretical analysis of the Miniature Neutron Source Reactor (MNSR) control system, the corresponding Simulink model was established and the simulation analysis of the MNSR control system was carried out. To facilitate the stability analysis, the mathematical model of the MNSR control system was reduced and discretized, based on the open-loop transfer function after reduction and discretization, the stability analysis was performed using the rltool analysis toolbox of the Matlab, and the critical gain for different sampling time was obtained. The calibration of the proportional coefficientK_p for the PID controller at different sampling time Ts was carried out with the introduction of positive step reactivity in the steady-state operation of the reactor, and the optimal calibration values ofK_p at different sampling time were determined. The optimal differential coefficientK_d at differentT_s andK_p was calibrated. After calibrations ofT_s,K_p andK_d, the reactor neutron flux density, control rod velocity and response to control rod introduction reactivity at negative step reactivity input and slope reactivity input were analyzed atT_s=60 ms,K_p=2 500 andK_d=300. The results of the simulation analysis show that the Simulink modeling about the MNSR control system is accurate and the analytical data are reliable, which provides a theoretical basis for software and hardware designs of the MNSR control system.     

固定棒位法测量控制棒总价值

控制棒价值测量的准确度与效率对核电厂的安全性与经济性具有重要影响。在动态刻棒等反应性测量工作中,本底与中子源对探测器有显著影响,致使根据实测电流计算得到的反应性显著偏离真实值。基于点堆逆动态方程,通过对本底与中子源影响的分析,利用固定棒位状态下的测量数据计算反应性并得到控制棒总价值,给出了一种不受本底与中子源影响的简便的控制棒总价值测量计算方法,并在零功率实验装置上进行验证。结果表明,该方法可有效避免本底和中子源组件对反应性探测的影响,并简化了离线理论计算,其与周期法计算结果的相对偏差在1%以内。     

A digital wide range neutron flux measuring system for HL-2A

To achieve wide-range, high-integration, and real-time performance on the neutron flux measurement on the HL-2A tokamak, a digital neutron flux measuring(DNFM) system based on the peripheral component interconnection(PCI) e Xtension for Instrumentation express(PXIe) bus was designed.This system comprises a charge-sensitive preamplifier and a field programmable gate array(FPGA)-based main electronics plug-in. The DNFM totally covers source-range and intermediate-range neutron flux measurements, and increases system integration by a large margin through joining the pulse-counting mode and Campbell mode. Meanwhile, the neutron flux estimation method based on pulse piling proportions is able to choose and switch measuring modes in accordance with current flux, and this ensures the accuracy of measurements when the neutron flux changes suddenly. It has been demonstrated by simulated signals that the DNFM enhances the full-scale measuring range up to 1.9?×?10~8cm~(-2)s~(-1), with relative error below 6.1%. The DNFM has been verified to provide a high temporal sensitivity at 10 ms time intervals on a single fission chamber on HL-2A.     

Turbulent boundary layer control with a spanwise array of DBD plasma actuators

The turbulent boundary layer control on NACA 0012 airfoil with Mach number ranging from 0.3 to 0.5 by a spanwise array of dielectric barrier discharge(DBD)plasma actuators by hot-film sensor technology is investigated.Due to temperature change mainly caused through heat produced along with plasma will lead to measurement error of shear stress measured by hot-film sensor,the correction method that takes account of the change measured by another sensor is used and works well.In order to achieve the value of shear stress change,we combine computational fluid dynamics computation with experiment to calibrate the hot-film sensor.To test the stability of the hot-film sensor,seven repeated measurements of shear stress at Ma = 0.3 are conducted and show that confidence interval of hot-film sensor measurement is from-0.18 to 0.18 Pa and the root mean square is 0.11 Pa giving a relative error 0.5％over all Mach numbers in this experiment.The research on the turbulent boundary layer control with DBD plasma actuators demonstrates that the control makes shear stress increase by about 6％over the three Mach numbers,which is thought to be reliable through comparing it with the relative error 0.5％,and the value is hardly affected by burst frequency and excitation voltage.     

Numerical research of a 2D axial symmetry hybrid model for the radio-frequency ion thruster

Since the high efficiency discharge is critical to the radio-frequency ion thruster (RIT),a 2D axial symmetry hybrid model has been developed to study the plasma evolution of RIT.The fluid method and the drift energy correction of the electron energy distribution function (EEDF) are applied to the analysis of the RIT discharge.In the meantime,the PIC-MCC method is used to investigate the ion beam current extraction character for the plasma plume region.The beam current simulation results,with the hybrid model,agree well with the experimental results,and the error is lower than 11％,which shows the validity of the model.The further study shows there is an optimal ratio for the radio-frequency (RF) power and the beam current extraction power under the fixed RIT configuration.And the beam extraction efficiency will decrease when the discharge efficiency beyond a certain threshold (about 87 W).As the input parameters of the hybrid model are all the design values,it can be directly used to the optimum design for other kinds of RITs and radio-frequency ion sources.