核反应堆燃料元件铝包壳温度测量

本文介绍了一种应用超声焊接技术在几种实验燃料元件铝包壳上埋设铠装热电偶的方法及元件包壳温度随堆测量结果。应用这种方法可使铠装热电偶与元件包壳贴合十分紧密,包壳表面没有突起部分,而且铠装热电偶埋设牢固、可靠,为取得堆芯燃料元件包壳温度的稳态与动态测量数据提供了重要手段。     

核反应堆燃料元件铝包壳温度测量

本文介绍了一种应用超声焊接技术在几种实验燃料元件铝包壳上埋设铠装热电偶的方法及元件包壳温度随堆测量结果。应用这种方法可使铠装热电偶与元件包壳贴合十分紧密,包壳表面没有突起部分,而且铠装热电偶埋设牢固、可靠,为取得堆芯燃料元件包壳温度的稳态与动态测量数据提供了重要手段。     

数字化核电厂反应堆冷却剂温度测量通道校准试验研究

介绍反应堆冷却剂温度测量通道校准(TP RCP63)试验的内容,分析数字化技术对核电厂TP RCP63试验的影响,着重论述与模拟技术核电厂相比存在的变化与问题,并提出采用数字化技术后核电厂TP RCP63试验中温差、平均温度加法器系数以及温度信号的校准设计方案。     

快中子脉冲反应堆应力测量的温度修正

简要介绍了快中子脉冲反应堆在脉冲工况下构件应力的产生机制,导出了基于球壳模型的应力-应变转换公式,提出了实测应变的温度修正模式.在CFBR-II快中子脉冲反应堆上进行了验证实验.结果表明:引进理论计算的温度修正系数可以有效地回避瞬时温升的测量和时间同步性要求,应力测量结果与理论计算结果的误差<25%.     

零功率反应堆内中子通量相对分布实时测量

在堆物理实验中,经常需要进行堆内中子通量相对分布的测量,以便获得有关的参数,如全堆平均热中子通量及功率不利因子、控制棒对中子通量分布的影响等等。为了要获得这些数据,有时不得不进行几千个测点的测量,才能求得结果。以往一般都采用经典的活化法。这种方法的最大缺点是测量工作量大,花费的人力多,不能很快地得到所需要的结果。为此,我们利用一种微型的中子探头,配以适当的电子仪器和机械设备,在轻水零功率反应堆内进     

间隔分布法测量反应堆动态参数

本文介绍了反应堆中子计数统计学中的间隔分布方法的简单原理和数据处理方法。给出了测量系统的方块图和在DF—3零功率反应堆、高浓铀重水零功率反应堆上测量动态参数的结果,并与其他方法测量结果进行了比较。     

测量弥散流膜态沸腾蒸汽温度的差速抽气式探头

本文介绍了一种测量弥散流过热蒸汽温度的特殊探头——差速抽气式温度探头。描述了探头的结构和探头特性标定系统,并讨论了标定试验结果。试验结果表明,该探头性能可靠、调节方便,在低压下测量误差不超过2℃。探头可在较宽的低含汽量范围(xa>O.1或更小)内测定过热蒸汽温度。     

反应堆中子通量分布测量及数据处理

介绍了某池式研究堆中通量分布测量及数据的计算机处理原理,方法,开发及工作情况３,这套系统可以自动进行数据采集,识别异常数据,检测设备故障,根据测量数据计算全堆的中子通量分布,给出通量分布图,全堆或任一位置Ｘ－Ｙ－Ｚ方向的中子通量分布曲线并拟合出分布函数。     

在低温含氢慢化剂中中子温度的测量

当测量值与分析结果有直接联系时，中子计算结果的基准是最成功的。在热中子能区，作为慢化剂温度的函数的中子注量率和在慢化剂内的位置可能存在着潜在关系。实验测量是利用天然镥（Ｌｕ）的活化进行的。镥元素有两种同位素，它们的截面差别很大；在不同反应堆的条件下，可以利用通量状态和能量分布进行鉴别。＾１７５Ｌｕ在热能区具有１／Ｖ律；＾１７６Ｌｕ在热能区具有近似于常数截面的共振结构。这两种同位素的饱和活性测量是在     

基于虚拟仪器的多路温度测量与控制系统设计

介绍了一种基于虚拟仪器开发的多路温度测量系统,阐述了它的工作原理,并详细说明了主要软件流程和编程方法.与传统的温度传感器组成的测温系统相比更简单,体现了虚拟仪器的优越性.     

合肥光源冷却水温度测量系统改造

合肥光源冷却水温度测量系统采用EPICS作为开发环境，以智能温度巡检仪表作为前端控制设备。IOC通过串口通信获取温度数据，运行ChannelArchiver对数据进行存档和检索。该系统将实现实时监测多路冷却水温度，能够实现历史数据存储和数据网络检索功能。     

三代核电先进堆型热管段温度搅混及温度测量特性研究

为预判三代核电先进堆型热管段温度计设置的合理性,本研究采用计算流体动力学（CFD）分析技术,构建了堆芯出口至热管段温度计位置的分析模型,开展了不同堆芯出口温度、流量分布条件下,热管段冷却剂温度搅混特性及搅混及温度测量特性。研究结果表明,热管段冷却剂出现明显的温度分层现象,但温度计测量的平均值相对其所在管道截面平均温度的偏差较小。因此,三代核电先进堆型热管段温度计设置合理,可有效测量冷却剂温度。      

堆用SiC辐照温度监控器的研究进展

碳化硅（SiC）晶体可以用作无源监控器测量反应堆的中子辐照温度,在未来高温强辐射的先进核反应堆中具有重要的应用前景。SiC测温技术自20世纪60年代被首次提出以来,基于SiC结构、热学和电学性质的中子辐照效应,人们建立了宏观尺寸法、质量密度法、热导率法和电阻率法等各种SiC测温方法。本文首先综述了这些SiC测温方法的基本原理和工作特点,然后着重介绍了中国原子能科学研究院（China Institute of Atomic Energy,CIAE）SiC测温系统的研究进展,通过中子辐照诱导SiC晶格肿胀的理论计算,分析和验证了该系统测温结果的可靠性,探讨了进一步提高SiC测温效率的实验方法。     

快速关联事件时间分布测量线路设计

对氘／固体系统热循环异常物理现象的研究工作中，骤发中子群的关联事件时间分布测量专用电路的设计、工作过程作了说明。本电路主要用于记录关联主触发事件发生后１２８μｓ时间内，关联事件（骤发中子群）发生的时间和数量。其事件时间分布分辨能力≥０．５μｓ，最大事件计数率为２×１０６ｓ－１。参照逻辑框图，可以对快速关联事件时间分布测量的数据采集过程、实现方法得以了解     

脉冲堆功率分布及绝对功率的测量

本文简要介绍了在脉冲堆零功率实验装置上,利用“中子通量自动测量装置”进行的功率分布、中子通量不均匀系数和绝对功率的测量工作。     

核电厂堆芯出口温度测量表征性分析

堆芯出口温度测量对于掌握反应堆运行状态有着重要的意义,本文通过计算流体动力学（CFD）方法对堆芯出口温度测量的表征性进行分析。通过对燃料组件及仪表管结构进行模拟计算,获得了仪表管内冷却剂流场和温度分布;通过对9种典型功率分布下堆芯出口温度测量结果的定量分析,获得了堆芯出口温度表征性与燃料组件功率的关系。结果显示,测点平均温度与燃料棒功率基本呈线性关系,其测点温度随燃料棒功率的增加而增加,测温表征性随燃料棒功率的升高而变差。研究结果为堆芯出口温度测量的校正提供了一定的依据。     

钴靶强度及其轴向分布的现场测量

本文介绍了在高通量工程试验堆里辐照生产钴-60放射性同位素的过程中,测量钴靶强度及其轴向分布的实验方法。用远距离测量的数据给出钴靶强度,用近距离测量的数据给出钴靶强度的相对轴向分布,两者综合得到钴靶强度(或比度)的轴向分布。与最后钴治疗源的测量结果比较,两者在±5%的误差范围内符合。