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。     

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行了实时轴向中子通量相对分布测量的实验,期望在较短的时间内,花较少的人力就能获得所需要的中子通量轴向分布。这次实验的目的是：（1）检验有一定大小的微型中子探头,在连续移动过程中所测得的中子通量相对分布是否产生畸变;（2）活性区内,甚至反射层内的热中子通量峰的位置有否偏离。     

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。     

西安脉冲反应堆辐照腔参数理论计算分析

介绍了西安脉冲反应堆辐照腔参数的理论计算模型和计算程序。计算了辐照腔中的快中子（E≥0.1MeV)注量和辐照腔屏蔽外表面处的当量剂量率,理论计算与实测值比较表明,二者符合很好。     

核电站堆腔混凝土辐照试验研究

作为核电站关键材料的堆腔混凝土,其安全服役是核电站长期稳定安全运行的前提条件之一。为了进行堆腔混凝土的中子辐照损伤机理研究,获得堆腔混凝土在中子辐照环境下的试验数据,本文建立了堆腔混凝土辐照试验方法,研制了辐照试验装置,并在研究堆中对其进行了加速辐照试验。结果表明：辐照试验装置设计合理,辐照试验指标满足试验要求,实现了两种规格多个混凝土试样的中子辐照。进一步的混凝土试样辐照性能研究结果表明：混凝土试样在平均快中子注量3.41×10¹⁸ cm^-2下辐照后,与辐照前相比,其外部形状未见明显差异,但试样颜色变化较大,并且出现一定的辐照肿胀和力学性能退化现象。     

穿透概率法求解二维六角形轻水堆燃料组件中子通量密度分布

研究利用穿透概率法求解二维六角形轻水堆燃料组件内中子通量密度分布。子区内中子源采用线性分布,子区表面通量密度在方向上采用简化6P1近似。提出了六角形组件周边水隙的处理方法。根据提出的模型,编制了TPHEX－C程序,并对六角形组件进行了计算,结果与蒙特卡罗方法计算的结果符合良好。     

防城港核电站堆内中子通量测量系统指套管碰磨分析

防城港核电站1号机组主泵惰走试验期间,在对核电站松脱部件和振动监测系统13路加速度通道进行背景噪声例行检查时发现,通过松脱部件和振动监测系统的声音监听设备监测到,安装于反应堆压力容器底部堆内中子通量测量系统导向管上通道有"哒哒哒"的异常信号。为找出异常信号源,利用松脱部件监测系统声监测功能对压力容器底部监测到的异常信号进行分析,该信号不是由松脱部件产生的信号。通过听音棒的辅助监听,最后综合分析得出该信号是由堆内中子通量测量系统指套管在管道路径上碰磨引起。该事件的分析与解决,不仅解决了工程建设需要,对核安全局批准下一步工作开展提供了支持依据,而且对通过松脱部件监测系统来开展由于流致振动引起的中子通量测量系统指套管异常振动诊断有重大的实用价值。     

氟盐冷却高温堆精细中子通量密度分布计算方法研究

氟盐冷却高温堆(FHR)作为第4代核能系统,对安全性和经济性更加注重。FHR全空间中子通量密度的精细分布数据对于材料构件的辐照损伤计算、放射性源项分析以及辐射屏蔽设计等均有重要意义。针对这一需求,本文采用离散纵标(SN)方法为蒙特卡罗(MC)方法偏倚计算提供所需的源偏倚和权窗参数,使蒙特卡罗粒子均匀地分布于整个计算模型空间,从而有效降低中子通量密度分布计算的统计误差。在该方法的基础上,编写了耦合程序SN2MCNP,并使用该程序对FHR全空间的中子通量密度分布进行了精细计算。经对比验证,在同样的计算时间和统计方法的要求下,单独使用MCNP计算的结果中,只有30.1%的相对误差达到要求(10%),而使用SN2MCNP的计算结果中则有99.6%的相对误差达到要求(10%)。     

用于反应堆内相对中子通量密度在线测量的闪烁体光纤探测系统研制

为实现反应堆不同空间和能量的相对中子通量密度在线监测,本文研究开发了一套新型的用于狭小空间且位置灵敏的闪烁体中子探测系统。该套系统由5种探头、5路光子计数器、1台计算机及相应的软件组成。5种探头的主要构成物质分别为~6 LiF+ZnS(Ag)、~(232) ThO_2+ZnS(Ag)、~(238) UO_2+ZnS(Ag)、~9Be+ZnS(Ag)以及BGO晶体,故可测量不同能量的相对中子通量密度。其中,掺有~6 LiF的探头用于热中子的测量,BGO探头用于γ测量,其余3种探头用于快中子的测量。利用该系统进行了启明星1#装置内热中子及快中子的相对通量密度分布测量,并将测量结果与利用蒙特卡罗方法得到的理论分布结果进行了比较。考虑到理论设置参数与实际实验参数的差别,可认为测量结果是可信的。     

SPRR-300反应堆辐照孔道中子注量率的MCNP程序计算

利用MCNP程序的重复几何结构功能,对SPRR-300的堆芯几何结构进行了简化处理,建立了该堆辐照孔道中子注量率分布计算的数学模型.计算值与实验值的比较结果表明,二者符合很好,验证了本文建立的数学模型的合理性和可行性.     

多箔活化法测量铀氢锆脉冲堆辐照腔中子注量谱

用多箔活化法测定铀氢锆脉冲堆辐照腔脉冲工况下的中子注量 ,选用了 2 1种非裂变箔。其中 5种是热区的 ,5种是中能区的 ,1 1种是快区的 ,给出了箔的特性参数。通过测定各箔的活化率 ,运用迭代法中的直接偏差最小法和应用较广的SAND Ⅱ ,求解了辐照腔待测点全能区 (1 0 -4 eV～ 1 8MeV)微分和积分中子注量谱。用求解的微分中子注量计算了 0 5MeV和 1MeV以上的阈探测器的平均截面 ,研究了影响求解精度的主要因素     

核反应堆中通量密度的一种非线性控制方法

针对核反应堆动态非线性模型模型,提出一种非线性状态反馈的中子通量密度恒值控制的新方法。与传统的古典控制方法相比,此方法不必对模型进行近似线性化处理,因而,控制精度较讥,适用的时域范围较广,控制律也不太复杂。仿真结果验证了这种非线性控制律的有效性和优越性。     

脉冲堆中子源元件技术设计

本文利用笔者导出的计算公式,对脉冲堆中子源元件进行了计算校核.最终得出脉冲堆中子源元件可以随堆运行的结论,并进行了必要的讨论。     

辐照监督管中子注量率精细化模型计算方法研究

针对采用传统简化模型计算反应堆辐照监督管快中子注量率出现的计算结果与实测值误差较大问题,对计算模型进行改进,建立堆芯燃料组件内部结构的精细化计算模型,并将传统简化模型、改进的精细化模型的计算结果与实测值进行比较.结果表明,辐照监督管改进的精细化计算模型的计算结果相对于实测值的误差大幅降低.     

Measurement of Neutron Flux Distribution in Critical Assembly with Position-Sensitive Helium-3 Proportional Counter

Neutron flux distributions in the Kyoto University Critical Assembly were measured with a position-sensitive ³He proportional counter. The authors examined the results of the first attempt to apply the position-sensitive counter for such measurement in the critical assembly. Some problems to be solved were drawn from the present examination for the further development of this type of counters. The counter had a sensitive length of 118 cm and an outer diameter of 2.5 cm. The counting gas was a mixture of ³He (270 Pa) and CF₄ (3×10⁴Pa). The observed distribution was very similar to that measured with the conventional gold wire activation method. The position resolution was 2.7 cm in the experimental condition. The measurable neutron flux (at peak position) was limited to the order of 10⁴ n-cm^?2-s^?1 due to the pileup of signal pulses. The counter was a useful tool to quickly measure the flux distribution in the assembly.     

高通量工程试验堆压力容器焊缝快中子注量计算

用MCNP4C程序分别计算了高通量工程试验堆(HFETR)首炉13#电离室和L12元件、第53-Ⅰ炉13#电离室和7#电离室、第68-Ⅱ炉12#电离室和1QS的快中子注量率并与实验测量值比较,计算结果是可靠的.通过选择不同类型的堆芯布置,计算了到2004年底HFETR压力容器焊缝所受的快中子注量.截止2004年底,HFETR压力容器焊缝内壁所受到的E≥1MeV、E≥0.1MeV的快中子最大点的注量分别为1.212×1017cm-2和2.514×1017cm-2,远小于设计值.