铑自给能探测器延迟信号数字处理算法与实验研究

铑自给能探测器（RSPND）输出电流信号的慢响应特性严重影响反应堆内中子注量率的实时测量,不利于反应堆的控制和安全管理。采用反函数计算或各种补偿方法改进其响应特性,有利于RSPND的使用。本文研究了前向差分变换法、后向差分变换法、阶跃响应不变法及双线性变换法等4种数字处理算法,有效缩短了铑自给能探测器输出信号的响应时间,时间常数缩短到5 s以内。通过数字实验系统,验证了算法的正确性,为该探测器用于反应堆内中子注量率测量的快速响应提供了可行性。      

铑自给能探测器延迟响应消除算法研究

简单介绍了核电站堆芯核测系统的铑自给能探测器工作原理和结构,详细描述了铑自给能探测器响应延迟消除算法以及其在核电站的应用.     

基于鲁棒滤波理论的钒自给能探测器动态补偿算法研究

先进堆芯监测系统中的钒自给能探测器信号可用于重构堆芯的三维功率分布。由于自给能探测器对通量变化的响应存在延迟,为保证中子通量测量的准确性,需要对自给能探测器的输出响应进行动态补偿。本文基于鲁棒性滤波理论进行了钒自给能探测器响应延迟消除的算法研究,将相应滤波器的设计转化为线性矩阵不等式(LMI)的求解。数值模拟结果表明基于鲁棒滤波理论设计的3种滤波器均可以起到良好的延迟消除效果,并且可以有效抑制噪声的放大。     

钒自给能探测器中子响应计算方法

钒自给能探测器被广泛用作核动力反应堆的堆内固定式探测器,为堆芯中子注量率分布测量连续不断地提供信息。研究钒自给能探测器的响应电流计算方法,为堆芯在线功率分布监测与探测器设计优化提供理论依据。首先描述钒自给能探测器的响应机理与特性,然后基于Warren提出的理论模型,详细介绍中子响应电流控制方程及电子逃脱概率的计算方法,最后根据公开报道的典型钒探测器规格与实验数据进行数值模拟分析。结果显示,单位长度热中子灵敏度计算值与测量值相对偏差在±5%以内,论证了该方法的有效性与计算精度。     

低功率条件下铑自给能探测器信号噪声消除

根据铑自给能探测器频域特性,利用数字信号处理的技术中无限脉冲响应(IIR)数字滤波器设计方法,设计了一种数字滤波器对铑自给能探测器输出电流进行去噪处理,提高其在低功率水平输出电流的信噪比,保证延时消除算法的准确性。     

堆内自给能中子探测器信号电流计算方法研究

自给能中子探测器（Self-Powered Neutron Detectors,SPNDs）是核反应堆监测和保护系统的核心设备,其测量到的电流直接反映堆芯功率的大小和分布。探测器绝缘体是影响信号电流计算精度的主要因素,在SPND的研发设计中占有重要地位。为进一步提升SPND信号电流计算方法的精度,本文根据SPND电流产生机理以及绝缘体中固有的空间电场效应,提出了三种不同的中子、光子电流计算方法,并进行了详细的对比验证。结果表明：三种方法计算结果的差异小于1%,显示了相当的精度。此外,以反应堆工程中应用广泛的铑SPND为例,计算结果表明其信号电流主要由中子产生,光子引起的电流一般不超过5%。本文所提出的电流计算方法在反应堆上经过了大量的实验验证,理论和实验结果的差异均小于3%,证明了其有效性和精度。该方法已经应用于中国第三代先进大型压水反应堆——“华龙一号”,并具有通用性。它可用于不同类型自给能探测器的电流分析,也可为其他反应堆（如第四代快中子堆和后续的聚变堆）的堆芯监测系统提供有益的参考。     

自给能中子探测器关键材料及元件的研制进展

本文介绍了我国在运核电机组的基本状况以及国内核电自给能中子探测器的发展形势.详细分析了自给能中子探测器的结构特点、原理和应用,以及三代核电技术堆内核测系统的需求和使用寿命.阐述了自给能中子探测器用关键材料的国内外研制进展,重点分析了钒丝、铑丝和铠装信号电缆的制备工艺难点以及性能要求,阐明了钒丝、铑丝的高纯化与微量元素控...     

铑自给能探测器电流信号计算方法及影响因素

简单介绍了核电站堆芯核测系统铑自给能探测器结构、工作原理、电流产生过程,并对自给能探测器电流计算方法和影响电流测量的相关因素进行了详细介绍和研究.     

γ辐射对堆芯自给能探测器探测性能影响研究

为确定堆芯γ射线对自给能探测器输出信号的影响。将钒和铑自给能探测器放置在试验堆某一稳定的中子和γ辐照水平下,通过停堆给自给能探测器施加一个中子注量率阶跃信号,观察探测器输出信号的变化来推断γ射线对自给能探测器输出信号的影响。     

中子脉冲堆积信号处理方法研究

在强辐射环境下探测中子时,探测器输出的脉冲信号时常会出现堆积的现象,从而导致脉冲波形和中子能谱的失真。本文针对脉冲堆积问题,提出了一种数字化的脉冲堆积判别与校正方法,首先通过计算脉冲信号一阶微分中的下冲过零点个数来判别脉冲堆积,然后基于构建的4种标准堆积脉冲模型（n+n、γ+γ、n+γ、γ+n）还原构成堆积的原始脉冲。实验结果表明,该方法能准确地判别脉冲堆积事件,在堆积脉冲时间间隔小至20 ns时仍能有效地还原原始脉冲,既提高了中子有效计数率又校正了畸变的中子能谱。     

压水堆堆内中子探测器响应函数特性研究

中子探测器响应函数是中子探测器周边区域对其读数贡献的分布函数,是将反应堆物理数值模拟计算结果与探测器实际电流相结合的有效途径。本文对中子探测器响应函数的计算公式进行了推导,并采用蒙特卡罗方法计算堆内固定式中子探测器的响应函数。针对影响中子探测器响应函数的相关因素进行了数值分析,分析结果表明,对中子吸收特性影响较大的因素,如硼酸、控制棒、可燃毒物等,对中子探测器响应函数的影响较大,需在实际的反应堆监测中着重考虑,本文中未考虑的因素影响也可采用本文类似的方法进行研究分析。     

用于中子谱仪密闭型气体探测器的密闭腔研制

为避免高压气瓶带来的人身安全问题、不便携问题和污染工作气体排放问题,气体探测器已由流气型转化为密闭型。密闭型气体探测器可拓展气体探测器的应用范围,提高气体探测器竞争力,其缺点是腔内杂质气体会累积,影响探测器的性能（增益、分辨率和效率）和出现高压打火。本文采用螺旋弹簧密封实现密闭腔的动态高真空密封,采用铝和不锈钢复合板过渡实现铝和不锈钢焊接,采用高温烘烤、真空泵组抽高真空等方法实现密闭腔体净化,尤其是将铝表面微弧氧化技术用于真空腔体的净化。密闭腔微弧氧化后的杂质气体生成率相比未氧化的降低12.1%,杂质气体中氢气含量降低36%,水蒸气、一氧化碳和二氧化碳含量几乎下降1个数量级。腔体1 a内产生的杂质气体含量为0.006%,2个月内产生的水分含量为0.000 5%,可保证探测器2个月内不发生高压打火。研制出的密闭腔体满足中子谱仪密闭型气体探测器物理要求。     

基于核探测器信号波形特征的故障诊断研究

核探测器是一种特殊的随机信号转换器,发生故障时,采用传统的人工方法很难及时有效地对故障进行诊断。本文提出了一种针对闪烁体探测器信号波形特征的在线智能故障检测与分类方法,通过分析闪烁体探测器不同故障时的输出信号变化特征,建立了相应的故障模型。使用小波包算法与支持向量机理论分解并提取特征向量,即可判断故障类型。以ST401闪烁体探测器为例,进行了模拟仿真实验。实验结果表明,基于信号波形特征的数字化方法能快速有效地对闪烁体探测器进行故障自动诊断。     

Neutron Response Calculations of Alpha-Track Detector for Fusion Neutronics Applications

The neutron energy dependent response of the α-track detector, cellulose nitrate film (Kodak LR-115 type I) in contact with a lithium radiator was calculated. The “mean effective thickness L _eff” of the radiator is obtained as a function of the neutron energy and incident angle. The distribution of the etched-through-track density is evaluated from the calculated L _eff and compared with the measured results in the fusion blanket assembly.     

高能工业CT探测器能谱响应影响校正研究

高能X射线工业CT探测器系统的能谱响应是一重要的特性参数。用实验方法测定探测器的能谱响应曲线存在很多困难。本工作利用Monte-Carlo模拟程序计算了CdWO₄探测器模块的能谱响应曲线,分析了9MeV驻波电子直线加速器X射线束的能量、剂量角分布以及X射线束能谱硬化对探测器模块探测效率的影响,为线阵探测器系统的一致性校正、非线性校正等提供了理论计算参数,并应用于工业CT图像校正,取得了满意的效果。     

Benchmark Experiment on Vanadium with D-T Neutrons and Validation of Evaluated Nuclear Data Libraries by Analysis of the Experiment

A neutronics benchmark experiment on vanadium, which is a low activation fusion reactor material, was conducted by using the D-T neutron source facility of FNS/JAERI. Neutron spectra, dosimetry reaction rates, γ-ray spectra and γ-ray heating rates were measured in a vanadium experimental assembly. Benchmark tests for four evaluated nuclear data files were performed by analyzing the experiment. As a result, the following problems were pointed out in view of accuracy of fusion reactor designs. (1) JENDL-FF and JENDL-3.2: Total cross section should be reexamined especially at ～2keV. (2) ENDF/B-VI: Double differential cross sections for 14 MeV neutrons should be revised because of the isotropic angular distribution for continuum neutron emission. Gamma-ray production cross sections are too small and discrete γ-ray peaks are not represented clearly. (3) EFF-3: Gamma-ray production cross sections are too large.     

去射线效应堆外探测器响应函数计算研究

堆外探测器响应函数表征了堆芯活性区各位置处的裂变中子对堆外探测器响应的贡献,通过共轭S_N输运计算可快速得到堆外探测器的响应函数。然而,堆外探测器远离堆芯且相对于堆芯体积很小,S_N方法的计算结果会受到射线效应的影响。为解决堆外探测器响应函数计算中的射线效应问题,研究了共轭首次碰撞源射线效应消除方法。此外,为克服共轭首次碰撞源方法在三维堆芯计算中面临的计算量大、内存需求高等问题,研究了共轭首次碰撞源的并行化计算方法和动态内存管理方法。基于韩国Kori-1压水堆的计算结果表明：共轭首次碰撞源S_N方法和多群蒙特卡罗方法具有相当的计算精度,但计算效率高1个量级。