多通道中子注量率相对分布测量装置研制

为了实现反应堆堆芯中子注量率相对分布的测量,基于NaI探测器测量活化探测片放射性计数来计算相对中子注量率的方法,研制多通道中子注量率相对分布测量装置。该装置由PTMC12数据采集板卡、工控机和MNFDAS控制软件组成,可自动实现循环计数或非循环模式下的定时计数功能,测量结果以数据图形和文件形式保存。测试结果表明,该装置稳定性好,相对偏差在±1%之内,可保证反应堆内中子注量率相对分布实时长期稳定测量的要求。     

先进三代核电机组反应堆达临界方式及特性分析

介绍了先进三代核电机组如何在低中子注量率的情况下通过堆外核测量系统源量程探测器监视反应堆达临界,并对其达临界过程中探测器的计数率变化进行比照、分析。通过分析发现,在低中子注量率情况下,利用反应堆启动率（或周期）的变化能够实现对反应堆临界实现与否的判断。同时,利用相对中子源不同位置的探测器计数率的变化规律,能够监测反应堆逼近临界的程度。这一反应堆达临界方式可以在诸如无源启动等低中子注量率情况下得到应用。      

用固体径迹探测器验证公式Φ_U（r）／_U≈Φ_M（r）／_M

利用固体径迹探测器测量反应堆不同位置燃料元件内的中子注量率，得到反应堆燃料元件内的中子注量率分布。与对应点慢化剂内中子注量率进行比较，对反应堆物理实验中一个近似假设公式ΦＵ（ｒ）／ΦＵ≈ΦＭ（ｒ）／ΦＭ进行了验证。给出了该公式成立的条件。     

多阳极光电倍增管读出ASIC设计

主要介绍了针对多阳极光电倍增管读出ASIC设计,该设计主要应用于散裂中子源中子谱仪中的高通量粉末衍射仪的读出电子学系统中[1].设计采用了Chartered 0.35 μm CMOS工艺,整个芯片集成了32通道,每个通道包含前置放大器、积分电路以及比较器等部分,分别实现快速放大、积分、甄别和整形输出等功能.要求前放增益可调,能够准确分辨出中子和γ信号.     

用固体径迹探测器验证公式φU（r）／φ^—U≈φM（r）／φ^—M

利用固体径迹探测器测量反应堆不同位置燃料元件内的中子注量率，得到反应堆燃料元件内的中子注量率分布，与对应点慢化剂内啊子注量率进行比较，对反应堆物理实验中一个近似假设公式φＵ（γ）／φ＾－Ｕ≈φＭ（γ）／φ＾－Ｍ进行了验证。给出了该公式成立的条件。     

可逆比热容法测量反应堆中子注量率的可行性及应用前景

热分析仪器和测量技术的迅速发展为通过测量受辐照材料热性质的变化测量中子注量提供了可能。本文提出采用调制差示扫描量热（MDSC）法测量反应堆辐照的含硼材料可逆比热容的变化,进而得到反应堆的中子注量率。从理论和实验两方面讨论了利用该方法测量反应堆中子注量率的可行性。介绍了可逆比热容法测量反应堆中子注量率的原理和实验方法。展望了这种测量方法在测量高注量反应堆中子注量率的应用前景。     

移动式堆芯中子注量率测量系统概述

堆芯中子注量率测量系统是压水堆核电站核测量系统的主要组成部分,用于测量反应堆堆芯的中子注量率水平,从而提供反应堆的功率分布情况。文章介绍了中核（北京）核仪器厂国产化的移动式堆芯中子注量率测量系统,并对测量系统的概况、系统组成、工作原理及功能等进行了描述。     

中子垂直聚焦单色器的调试

中子聚焦单色器可有效提高中子散射谱仪样品处的中子注量率。对安装在中国工程物理研究院核物理与化学研究所的中子衍射谱仪中子垂直聚焦单色器进行调节，在样品处利用中子照相确定了束斑的中心位置和大小，通过在水平和垂直方向上的扫描得到了可利用的中子束的面积，测量了该处的最大中子注量率。在样品处得到略大于1倍的增益。这一结果表明，调试是成功的。     

某压水堆首次装料次临界监督结果分析

某压水堆使用已活化的二次中子源（ASNS）完成首次装料。在首次装料期间,堆内临时中子探测器（TND）发生响应试验结果远高于仿真结果问题和计数率大幅度下降问题。为了查明上述问题的原因,监督工作组对二次中子源特性和由ASNS建立的辐射场进行了分析,对核燃料次临界增殖中子对TND计数率的影响进行了分析和验证,对使用ASNS进行反应堆首次装料的次临界监督数据进行了分析。结果表明：TND周围的辐射场为γ射线和中子形成的混合辐射场;在中子源组件与TND之间安装核燃料组件后,核燃料次临界增殖中子对TND计数率的影响是使其升高;ASNS衰变产生了大量γ射线,TND输出的γ脉冲在主放大器内发生峰堆积导致脉冲幅度畸变,TND响应试验结果远高于仿真结果的原因是脉冲幅度甄别器无法有效甄别畸变后的γ脉冲和中子脉冲;TND计数率大幅度下降的原因为核燃料中的铀屏蔽掉了由ASNS射向TND的大部分γ射线。源量程通道和TND的运行状态满足首次装料程序对次临界监督设备的要求。     

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。     

超高通量快中子研究堆需求分析

实现超高快中子通量是世界先进研究堆的重要发展方向,对于加快第四代先进核能系统燃料及材料创新发展具有重要意义。本文从先进核能堆内结构材料与核燃料的辐照考验、长反应链超钚元素生产等角度,初步分析了我国建设超高通量快中子研究堆的必要性。在此基础上,确定了超高通量快中子研究堆的堆芯最大中子注量率及其冷却剂,给出了反应堆主要参数及冷却剂流动方案。反应堆热功率为200 MW,冷却剂为铅铋合金,最大中子注量率大于1016 cm?2·s?1。      

基于SCADE的反应堆中子倍增时间算法设计与验证

为实现反应堆装料至升功率期间对核裂变反应速率的密切监视,需对反应堆中子倍增时间进行正确稳定的测量。本文基于对中子注量率测量的统计特性分析,设计了一种适用于压水堆核仪表系统的倍增时间算法,并利用SCADE软件对实现了算法,同时在方家山核电工程2号机组上进行了堆上试验,试验验证了该算法的稳定性、及时性和有效性。因此,本研究设计的反应堆中子倍增时间算法能够应用于压水堆核仪表系统中子注量率测量信号的处理。      

熔盐实验堆MSRE堆芯罐和反应堆容器辐照损伤计算与分析

本文采用蒙特卡罗程序MCNP5对熔盐实验堆MSRE的堆芯罐和反应堆容器的中子辐照损伤量--原子离位数率(DPA rate)进行计算与分析。确定了堆芯罐和反应堆容器上的中子注量率分布,对其中中子注量率最大的区域进行详细的原子离位数率计算。计算显示堆芯罐和反应堆容器最大的原子离位数率均发生在内表面、堆中心平面处、θ角度在22°~34°之间的区域,最大原子离位数率可达3.90×10^-9s^-1,且快中子对原子离位数率贡献要大于热中子。研究结论对新概念熔盐堆设计和参数选择具有重要的实际意义。     

环形元件超高通量堆堆芯初步概念设计

基于环形燃料元件,提出了一种超高通量堆(UFR)堆芯概念设计。UFR燃料组件设计采用61个燃料元件构成的六角形组件,堆芯采用52盒燃料组件、9盒控制棒组件和厚反射层设计。通过开展堆芯概念设计方案评价,给出了堆芯循环长度、中子注量率、中子能谱、中子空间分布等关键参数。结果表明,在当前的总体参数下所提出的UFR的最大中子注量率可达到1.0×10¹⁶ cm^-2·s^-1。     

Sensitivity of fuel failure detection by the delayed neutron measurement in the primary cooling circuit of HANARO

The sensitivity of the fuel failure detection system based on the delayed neutron measurement in the primary cooling circuit of a research reactor, HANARO is investigated. The neutrons around the primary cooling pipe during normal operation of HANARO are measured with BF₃ detector, and their count rate is 900 cps. They are regarded as photoneutrons due to the high energy gamma-rays from N-16 and delayed neutrons from the fission of the uranium contaminated on the fuel surface. The contribution of each neutron source is analyzed by measuring the changes of the neutron counts before and after the abrupt shutdown of reactor. In order to estimate the sensitivity of the fuel failure detection, the neutron count rate of BF₃ detector is predicted by Monte Carlo calculation. The generation, transportation and detection of the photoneutrons and the delayed neutrons are simulated for the geometry similar to the experiments. From the calculations and experiments, it is ascertained that the photoneutron contribution to the total count rate is about 20–30%, and that the delayed neutron count rate is expected to about 720 cps. The fission rate in the flow tube of the reactor core by the surface contamination is obtained from the deduced delayed neutron count rate, and it is estimated to 1.66 × 10⁵ fissions/cm³ s. From the MCNP calculation, it is confirmed that this fission rate can originate from the contaminated uranium of 120 μg, which is about 13% of the maximum allowable surface contamination on the fuel surface. The sensitivity of U-235 mass detection by the delayed neutron measurement can be concluded to about 0.2 μg-U²³⁵/cps. Thus, it is confirmed that the delayed neutron detection is sensitive enough to monitor the fuel failure, and that the neutron count rate is high enough for stable signal with short counting time.     

双探头中子注量率探测器的研究

反应堆启动初始阶段,中子注量非常低,是一般核测量系统的测量盲区。针对测量盲区的问题,设计了一种高灵敏度宽量程的中子注量率探测器。通过计算及实验表明,该探测器具有稳定的性能,能提供一种反应堆物理启动过程中盲区中子注量率测量的方法。     

SPRR-300反应堆大热柱内中子注量率及能谱分布

利用MCNP程序校核ANISN程序计算出的堆芯分布，进行一维空间简化的修正；同时采用延伸横向尺寸的方法近似替代无法在一维模型中建立的反射层，以进行横向中子泄漏修正。经此修正后，用一维ANISN程序计算了SPRR-300反应堆热柱内的中子注量率分布和中子能谱。热柱内镉比的程序计算值与实验测量结果基本一致，两者间的偏差在5%以内，个别位置处的偏差不大于10%。这一结果表明，对热柱内中子注量率分布及能谱等深穿透问题，采用确定论一维离散程序ANISN可获得很好的计算结果。     

医院中子照射器中子束流出口处热中子注量率的测量

医院中子照射器是基于微型反应堆而设计的专门用于硼中子俘获治疗（BNCT）的核反应堆装置,其额定功率为30 kW。在堆芯相对两侧分别设有一条热中子束流和超热中子束流用于病人照射,在热中子束流内引出一条实验用热中子束流,用于瞬发γ法测量病人血硼浓度。本工作利用²³⁵U裂变靶和白云母探测片测量了热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子绝对注量率。结果显示,在30 kW额定功率运行时,热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子注量率分别为1.67×10⁹、2.44×10⁷和3.03×10⁶ cm^-2•s^-1。以上结果达到了BNCT设计要求,并能满足瞬发γ测量血硼浓度的要求。     

IHNI-1中子束快中子注量率测量

为检验和确定用于硼中子俘获治疗(BNCT)的医院中子照射器(IHNI-1)的快中子污染源项,设计了用于快中子注量率测量的包硼~(235)U裂变电离室。利用MCNP程序对电离室的注量响应进行优化设计,计算包裹不同厚度硼壳时电离室的注量响应曲线,最终选择35mm厚B4C壳作为低能中子屏蔽层。利用该电离室测量IHNI-1热中子和超热中子束的快中子注量率,并与模拟计算值比较。结果显示,实测的中子束比模拟计算结果具有更多的快中子成分,低于国际原子能机构(IAEA)推荐的目标值。