100MeV直线加速器电荷量测量系统

100MeV直线加速器电荷量测量系统是束流测量系统的一个重要组成部分。介绍了该电荷量测量系统各部分的功能及特性。详细阐述了电荷量测量系统数据处理及误差分析方法,并提出了实验室系统分辨率测量方案。最后给出了该电荷量测量系统的实际测量结果。     

放射性气体活度测量

研制了一套放射性气体活度测量装置及配套测量系统,研究考查了放射性气体活度测量装置及标准测量系统的性能和技术指标;实际测量了放射性气体活度并评定了其不确定度;对放射性气体活度测量系统量值传递技术进行了研究。整套装置技术指标满足有关标准、规范和规程要求,可作为工作标准对我院放射性进行常规测量、检定。     

铀材料的中子多重性测量分析方法

多重性测量是一种可以显著提高测量精度、降低测量偏倚的新方法.本文分析了主动法符合测量偏倚较大的原因,介绍了主动法多重性测量的理论关系式,阐述了由测量数据先确定样品增殖,再由经验关系式得到反应系数,进而得到样品质量的数据处理方法.     

磁场测量系统改造中的控制理论应用

为了提高测量效率，我们希望利用控制理论改造加速器磁场测量系统。构造了闭环的测量系统，在保证测量精度不变的条件下实现了连续测量，减少了测量所需时间。由此验证了引入反馈等控制概念可以改善测量工作效率。     

三坐标尺寸测量技术在热室内的应用研究

采用经过系统改进的三坐标尺寸测量设备对燃料元件或组件的尺寸进行了热室内测量研究,在精确定位和分段测量的基础上实现了各项自动测量。测量内容包括板型元件厚度、管型元件直径及椭圆度、组件形位尺寸及起泡高度等。结果表明:三坐标尺寸测量技术能够应用于热室内的各项尺寸测量,并且具有高达2μm的测量精度。     

反应堆核功率测量自适应控制系统设计

针对研究堆动态参数测量现有方法不足,基于反应堆中子噪声分析方法,设计了一套核功率测量系统。该系统通过对信号前置放大和信号调理的自适应控制测量反应堆临界后的核功率,实现反应堆中子噪声和核功率的智能化、自动化监测。试验测量结果表明:该系统测量的核功率与中子注量率分布测量的理论计算功率值一致,验证了系统测量的有效性,为反应堆核功率测量提供了一种便捷、可靠的测量手段。     

放射性勘查测量精度讨论

用测量精度评价测量质量由来已久,但也颇有争议。由于人们对精度定义理解的不同,导致了日常使用和部分标准中表述的多样化。在放射性勘查测量应用中,也缺乏明确的定义和统一的表示方法。文章对测量精度及相关术语定义及使用进行了梳理,并列举了在有关技术规范和仪器说明书中的应用条文,总结其属于测量过程中的随机效应使测量结果不能完全重复或复现的一个测量质量评价指标,该指标不包含系统误差。最后给出了放射性勘壹测量中定点定时累积和移动定时累积两种测量方式的测量精度评价方法。     

全国辐射环境监测网络放射性气溶胶中γ核素测量考核

介绍了全国辐射环境监测网络放射性气溶胶中γ核素测量考核情况及其结果分析。采用稳健统计方法处理测量结果表明,87.8%的测量值为满意结果,6.1%的测量值为有问题结果,6.1%的测量值为离群。通过比较测量结果的中位值与参考值,发现各核素测量值可能存在负的系统误差。利用此次考核,基本了解了全国辐射环境监测网络气溶胶中γ核素测量水平,为进一步做好网络质保工作提供了依据。     

电磁脉冲辐射场试验中的光纤传输测量系统

辐射波电磁脉冲模拟器是进行大型电子系统电磁脉冲效应试验研究的重要设备。针对辐射波电磁脉冲模拟器试验的特点及其对测量系统的要求,介绍了基于光纤传输的电磁脉冲测量系统的构成,测量系统的分类及测量系统的标定方法。并对电磁脉冲测量系统的不确定度评定方法进行了讨论。通过辐射场试验,给出了测量系统的应用实例及对测量结果的分析。     

阵列BF3计数器制作与性能研究

设计和实验研制了用于脉冲中子源中子产额绝对测量的阵列BF3 计数器,并在加速器上进行了DT中子灵敏度标定实验。给出了该计数器测量DT脉冲中子产额的测量结果和测量不确定度,并与其它测量方法的测量结果进行了比较。实验验证了BF3 设计的可行性和DT脉冲中子产额测量数据的可靠性。     

快堆中心测量柱高周热疲劳评定方法

流体温度振荡是快堆中的常见现象。快堆中心测量柱下封头处于流体温度振荡严重的位置,流体温度振荡会降低反应堆结构材料的寿命,威胁反应堆的安全。为了研究流体温度振荡对中心测量柱下封头寿命的影响,将中心测量柱下封头简化为平板模型,提出了一套热疲劳评定方法。利用Miner法则对结构材料的疲劳损伤因子进行计算,并针对中心测量柱下封头进行分析。本文计算结果符合Miner法则的要求,可为工程应用中的材料选取和厚度选择提供参考。     

合肥光源基于虚拟仪器技术的束流诊断系统

介绍了合肥光源利用虚拟仪器技术构成的束流诊断系统,包括基于GPIB总线构成了储存环直流流强测量系统,基于VXI总线构成了束流闭轨测量系统,基于PCI总线构成了束流横向截面测量系统,基于网络化虚拟仪器技术构成了在线束团长度测量系统和同步光位置测量系统.软件采用Lab-VIEW编程,极大地减轻了开发的工作量.     

高级微机ISA总线上的多功能接口板

介绍了一个应用于Pentium机型上ISA总线的接口电路，这个接口电路具有高速度，高可靠性的特点，是为光谱测量与能级寿命测量装置的控制及数据获取系统专门设计研制的。     

Preparation of ^151Sm AMS Standard Samples： Chemical Separation of Eu From the Sample of Sm

^151Sin with its half-life of 90 years is a long-lived radionuclide. It is very interesting for nuclear physics, environment sciences and life sciences to detect trace amounts of ^151Sin. AMS with high sensitivity is a kind of nuclear technique for the measurement of trace amounts of ^151Sin.     

79Se的AMS测量方法研究

测定⁷⁹Se时由于⁷⁹Se尚无标准样品,需要建立⁷⁹Se/Se（⁷⁹Se、Se原子个数比,余同）的AMS测量方法。在⁷⁹Se/Se的绝对测定中,为尽可能避免测量Se的同位素之间的差异,通常利用探测器测量⁷⁹Se离子,本文用法拉第筒对⁷⁸Se和⁸⁰Se进行测量,但这造成两个测量系统之间的系统误差。为避免这种系统误差,利用同一探测器测定⁷⁹Se、⁷⁸Se和⁸⁰Se。考虑到⁷⁸Se和⁸⁰Se的计数率非常高,在CIAE-AMS系统中的静电分析器前和靶室内安装衰减片以降低⁷⁸Se和⁸⁰Se的计数率。实验结果表明：通过两个衰减片的衰减作用,能将⁷⁸Se和⁸⁰Se的束流降低到半导体探测器的检测范围内,实现了样品中⁷⁹Se/Se的绝对测定,得到⁷⁹Se/Se为(2.08±0.10)×10^-7,为准确测定⁷⁹Se半衰期奠定了基础。     

PGNAA方法学的发展与现状

瞬发伽马中子活化分析(PGNAA)为非破坏性、在线测量的核分析方法。目前国际上有30多座研究堆建立了PGNAA实验室。本文介绍了三种定量瞬发伽马活化分析方法:相对法、校准曲线法、k0因子法,阐述了基本原理及其应用领域,以及针对短寿命核素高精度测量的束流斩波器技术,针对大样品测量带来的中子自吸收和伽马自屏蔽效应的内标法。此外还简介了基于CARR堆的热中子瞬发伽马活化分析装置进展情况,对国内的PGNAA问题进行了探讨。     

Condition monitoring methods applied to class 1e cables

Sandia National Laboratories is currently conducting long-term aging research on representative samples of nuclear power plant Class lE cables. The objectives of this program are to determine the suitability of these cables for extended life (beyond 40-year design basis) and to assess various cable condition monitoring (CM) techniques for predicting remaining cable life. The cables are being aged for long times at relatively mild exposure conditions with various CM techniques being employed during the aging process. Following the aging process, the cables will be exposed to a sequential accident profile consisting of high dose rate irradiation followed by a simulated design basis loss-of-coolant accident (LOCA) steam exposure.This paper covers two aspects of the research program: the laboratory measurements and on-line electrical measurement techniques that have been developed and are being performed and initial data that has been generated from the on-line measurements. The electrical measurement results presented include insulation resistance, polarization index, capacitance, and dissipation factor from a few of the cable samples tested.     

Computation and measurement of calandria tube sag in pressurized heavy water reactor

Calandria tubes and liquid injection shutdown system nozzles in a pressurized heavy water reactor are to sag due to irradiation creep and growth during plant operation. When the sag of calandria tube becomes bigger, the calandria tube possibly comes in contact with liquid injection shutdown system tube crossing beneath the calandria tube. The contact subsequently may cause the damage on the calandria tube resulting in unpredicted outage of the plant. It is therefore necessary to check the gap between the two tubes in order to periodically confirm no contact by using a proper measure during the plant life. An ultrasonic gap measurement probe assembly which can be inserted into two viewing ports of the calandria was developed in Korea and utilized to measure the sag between both tubes in the reactor. It was found that the centerlines of calandria tubes and liquid injection shutdown system tubes can be precisely detected by ultrasonic wave. The gaps between two tubes were easily obtained from the relative distance of the measured centerline elevations of the tubes. Based on the irradiation creep equation and the measurement data, a computer program to calculate the sags was also developed. With the computer program, the sag at the end of plant life was predicted.     

In-Core Neutron Flux Instrumentation

A survey of the new work in the neutron monitoring of a nuclear power reactor is presented. The sensors have been moved into the reactor and the three modes of measurement necessary to cover the ten decades of the in-core neutron range from startup to rated power are described. The system specifications and life performance data are reviewed. Several innovative extensions of in-core monitoring such as the traversing probe and the Campbell method are covered in detail.     

液体闪烁谱仪测量~(90)Y半衰期及其不确定度分析

~(90) Y是一种非常重要的治疗用放射性核素,准确测定~(90) Y的半衰期对理论研究和实际应用均具有重要意义。目前对~(90 )Y半衰期的测定已有大量文献报道,但是测定结果不确定度较大,从63.46h到64.6h不等。本工作利用液体闪烁谱仪对HDEHP-甲苯直接萃取的纯~(90) Y半衰期进行测定,并给出了结果的不确定度。~(90) Y半衰期的测定结果为64.05h,不确定度为0.017%。