WCM100全身γ污染检测仪的软件设计

以核电厂卫生出入口的人员出入控制门仪器WCM100全身γ污染检测仪为研究对象,对检测仪的主要功能和系统设计做了简单的介绍.WCM100是借鉴国外公司和国内先进的人员出入污染监测门仪研制的一台新式设备,简称C1门,C1门用于卫生出入口的第一道屏障,是监测人员出入核岛身体是否沾污,以及沾污的部分等污染情况的仪表.可以根据核...     

核电站卫生出入口辐射监测仿真系统的研制

介绍了核电站卫生出入口辐射监测系统仿真系统的研制,该仿真系统以秦山二期核电为蓝本,从外观、硬件、软件功能几方面全面模拟,从而达到对辐射控制区的进出控制功能进行模拟的目的,并为出入口辐射监测系统国产化研制打下一定的基础.     

核燃料棒α表面污染在线检测系统设计

设计了一套用于核燃料棒α表面污染的在线检测系统.该系统使用ZnS闪烁体探测器,通过检测燃料棒表面污染物自发衰变产生的α射线,能自动得到燃料棒表面的分段污染水平和全棒平均污染水平,并根据设定的阈值自动判断是否报警.该系统目前已成功用于核燃料棒实验生产线.     

基于CAN总线的手脚污染监测仪的研制

本文介绍了一种以CAN总线通讯协议为基础的手脚污染监测仪。对其整体结构、监控软件和硬件设计做了较为详细的说明。并对仪器的效率和最低可探测下限做了测试和分析,测试结果证明该仪器完全能满足国标和国际标准。经过长时间的运行和观察后确定该监测仪性能稳定可靠,移动方便,可快速监测核设施控制区出入口、废物处置场所出入口的人员污染情况。     

“华龙一号”核岛卫生出入口优化设计

核岛厂房卫生出入口是辐射防护及剂量监测的重要设施之一。为体现"华龙一号"作为新一代核电的先进设计理念,开展了核岛厂房卫生出入口设计优化工作。采用用户反馈及专题交流会、市场调研与研讨等方法对设备控制逻辑及通信结构进行了改进,使得卫生出入口运行更加便捷流畅的同时,避免后期安装、调试、运行的故障风险,降低了系统成本。根据运行电站经验及问题逐一梳理对"华龙一号"核岛厂房卫生出入口设计进行分析,防止同类问题再现,方案更符合使用需求。针对华龙示范工程福清5、6号机组的运行管理优化需求,在卫生出入口的出入流程、房间规模及布设、设备布设合理化基础上,对卫生出入口首创性增设人员快速通道。     

一种表面污染监测智能机器人设计

介绍了一种用于表面污染监测的智能化机器人的设计。该机器人使用阵列式大面积塑料闪烁体探测器、磁隙式永磁吸附单元和激光雷达,基于定位与建图算法和快速扩展随机树算法,实现了对地面或金属壁面等区域内的α/β表面污染自主快速巡测。     

α放射性表面污染位置灵敏探测器模拟设计

为解决计数型表面污染仪无法给出污染分布的问题,设计了基于闪烁体和硅光电倍增管的α位置灵敏探测器。利用GEANT4模拟了α粒子在探测器中输运与发光全过程,并根据光子的分布重建α粒子的位置。模拟结果表明,采用0.1 mm厚的GAGG闪烁体与1 mm有机玻璃光导耦合的探测器,模拟结果的最高分辨率可达0.1 mm;使用GAGG闪烁体搭建的α位置灵敏探测器分辨率可达0.8 mm,ZnS闪烁体分辨率可达0.4 mm;设计的α位置灵敏探测器具有较高的位置分辨性能,可满足表面污染分布测量的需求。     

PCM100 G Xγ辐射检测仪的物理性能测试

PCM100 G Xγ辐射检测仪是一种小型的测量放射性污染的仪器,可以对X和γ射线进行测量。仪器可应用于核电站污染测量、核设施退役、放射性实验室测量以及其它放射性场所的污染测量。对PCM100 G Xγ辐射检测仪作了简单概述和功能介绍,重点介绍了PCM100G的物理性能测试,包括本底测试、温度测试、湿度测试、灵敏度测试。     

秦山核电二期工程核辅助厂房通风系统负压设计的体会

核电站通风系统的设计有两项功能：一是提供并维持厂房内设备正常运行所需的温湿度环境条件，并同时满足工作人员安全、卫生和舒适的要求；二是在正常运行或事故工况时，保证人员操作间和控制室的正压、放射性污染区的负压，并控制与限制污染空气的排放。上述功能表明，通风系统在保证设备尤其是核安全级设备的正常运行、操作人员的安全及辐射防护方面起着重要的作用。核辅助厂房通风系统DVN就是通风系统中控制负压以防止人员受污染、保证气流正确流向的典型例子。     

模块化放射性检测装置的研制

模块化放射性检测装置是一种用来检测人员和车辆是否非法携带核材料或其它放射性物质的装置。该装置可用于核设施的出入口处，也可用于机场、海关、火车站以及其他重要场所，对进出的人员和车辆等进行放射性检查。     

光纤传输型便携式大面积表面污染监测仪的实验研究

以β放射性表面污染测量为对象,基于薄片式大面积塑料闪烁体探测器,建立了光纤传输型大面积塑料闪烁体表面污染监测仪实验装置,探测灵敏面积达1 200 cm2。初步实验表明,在10根光纤作为光收集的条件下,对90Sr-90Yβ面源的探测效率可达到7%。该探测器具有面积大、结构简单、环境适用性强等优点,未来可用于大面积β核素放射性表面污染的测量。     

核电厂DCS模拟机中数据回放技术的设计与实践

在核电厂操作员培训时,为了使教员能检测操作员的操作过程是否正确,需要分散控制系统（DCS）模拟机具备数据回放功能。该功能是模拟机与实际DCS最大的区别,也是模拟机实现的难点。本文论述了数据回放技术的设计与实现方法,通过对系统中的数据、事件、鼠标键盘操作分别进行存储和查询来实现数据回放的目的。该技术已经在核电厂DCS模拟机产品SpeedySim中实现,并在阳江核电站5号、6号机全范围模拟机系统中得到了良好的应用,可以推广到其他模拟机产品和模拟机系统应用中。      

核电站培训模拟器的综合利用

核电站培训模拟器是一个高投资设备,同时它的利用潜力又远超过一个核电站操作员培训的需要。因而,扩大人员培训范围和开辟培训之外的其它用途以提高核电站模拟器的经济效益,是一个很值得考虑的重要问题。本文将介绍几个利用核电站模拟器作为实验工具开展核电安全科研的例子,其中包括:①人因工程的研究,②安全仪表的检验,③应急规程的验证。     

双端匹配电路的电容分压器PSPICE分析及应用

详细介绍了具有双端匹配电路电容分压器的基本原理,给出了一种双端匹配电路电容分压器的电路参数,通过PSPICE软件模拟了该分压器的工作过程,并介绍了该电容分压器在TEM小室和有界波电磁脉冲模拟器在监测电场方面的应用.     

n沟VDMOSFET单粒子烧毁的二维数值模拟

应用半导体器件二维模拟软件Medici对功率MOSFET器件单粒子烧毁SEB(Single Event Burnout)效应开展了理论模拟研究。理论模拟与以往的实验结果比较吻合,证明采取的物理模型的正确性。得到了SEB灵敏度与载流子浓度、基区宽度和发射结掺杂浓度等参数的变化关系,提出了改善SEB的几种加固措施。该模型对于评估器件SEB效应提供了理论方法。     

保健茶辐射消毒剂量的保持和辐射抗性的研究

以某种保健茶为例,通过检测其细菌及霉菌的表观D10值,确定其辐射消毒剂量,并依据由25组初始污染数据建立的控制图监视此后各生产批次初始污染变化,判断其辐射消毒剂量是否持续有效。这种方法较之单纯使用公式法确定剂量节省成本,且对其他类相关产品如何保持其辐射消毒剂量起到了借鉴作用。     

控制系统仿真程序及其验证

介绍了一个面向结构图的仿真程序（ＤＳＰ）的设计思想和计算原理,通过求解模拟机典型题和在某反应堆控制系统设计中仿真计算的实际应用,验证了ＤＳＰ的解题准确性和实用性。     

Safety considerations during transport of radioactive material

Abstract

The International Atomic Energy Agency (IAEA) regulations establish requirements that must be satisfied to ensure safety and to protect people, property and the environment from the effects of ionisation radiation during the transport of radioactive material (RAM). The package types A and B most frequently used for the transport of RAM in Romania are subjected to various qualification tests in accordance with the National Regulations and IAEA recommendations; these tests are carried out by the Reliability and Testing Laboratory of the Institute for Nuclear Research, Pitesti. These tests include the evaluation of non-fixed contamination, as is described in the present paper. Regulatory requirements related to contamination for packages used for transport and storage of RAM and the method used to monitor the evaluation of the surface contamination of packages are also presented. These test requirements are performed under a strict quality assurance programme based on specific procedures given prior approval by the Romanian Nuclear Regulatory Body (National Commission for Nuclear Activities Control).     

TAM-Ⅱ型空气中氚监测仪的研制

介绍了TAM－Ⅱ型实时连续氚监测仪的研制。仪器的探测器由4个对称放 置的有效体积为2L丝壁电离室构成,使电离室对被监测氚产生的记忆效应减到最小,对γ本底的补偿,在几乎所有方向好于97％。该探测器配备一台工作在微电流积分模式的场效应管静电计,氚监测仪的测量过程由一个单片机自动控制,如自动转换量程,数据显示、储存与处理。该 监测仪的测量范围为6－10^6Bq/L,特别适用于氚设施和实验室手套箱或烟囱排出氚的连续自动监测。     

An efficient Neuro-Fuzzy approach to nuclear power plant transient identification

Transient identification in nuclear power plants (NPP) is often a computational very hard task and may involve a great amount of human cognition. The early identification of unexpected departures from steady state behavior is an essential step for the operation, control and accident management in NPPs. The bases for the transient identification relay on the evidence that different system faults and anomalies lead to different pattern evolution in the involved process variables. During an abnormal event, the operator must monitor a great amount of information from the instruments that represents a specific type of event. Recently, several works have been developed for transient identification. These works frequently present a non reliable response, using the “don´t know” as the system output. In this work, we investigate the possibility of using a Neuro-Fuzzy modeling tool for efficient transient identification, aiming to helping the operator crew to take decisions relative to the procedure to be followed in situations of accidents/transients at NPPs. The proposed system uses artificial neural networks (ANN) as first level transient diagnostic. After the ANN has done the preliminary transient type identification, a fuzzy-logic system analyzes the results emitting reliability degree of it. A validation of this identification system was made at the three loops Pressurized Water Reactor (PWR) simulator of the Human-System Interface Laboratory (LABIHS) of the Nuclear Engineering Institute (IEN/CNEN/Brazil). The obtained results show the potential of this new transient identification system to be used in an operational NPP in order to assist the operators to take decisions during transients/accidents.