CSRe团簇内靶的温度控制系统的设计

介绍了国家重大科学工程项目——兰州重离子加速器冷却存储环（HIRFL-CSR）的实验环（CSRe）团簇内靶的温度控制系统。这个系统主要通过远程控制加热功率来改变喷嘴的温度。温度的测量是通过测量铜丝的电阻得到,加热电流和测量部分构成反馈回路,实现温度的自我调节和手动调节,以满足实验的要求。     

CSRe团簇内靶的真空与分子泵监测系统的设计

介绍了国家重大科学工程项目—兰州重离子加速器冷却存储环（HIRFL-CSR）的实验环（CSRe）团簇内靶真空与分子泵监测系统。该系统主要通过一个应用程序获取各真空规及分子泵的状态值,并存人、更新Oracle数据库。浏览器上的ActiveX从Oracle中读取各设备状态值进行显示,如果状态值在警戒范围,则做出相应的控制操作。该系统在实验测试中运行良好,能满足实验的要求。     

放射性同位素辐照靶件包装容器外壁温度测量

放射性同位素辐照靶件在堆内辐照过程中能否保持其完整性,受到诸多因素的影响,其中辐照靶件包装容器外壁温度和内腔温度是辐照安全的重要参数.本工作着重研究了测温用热电偶在放射性同位素辐照靶件包装容器外壁上的安装技术,并在重水研究堆上进行模拟试验.将测量数据与理论计算结果进行比较,用以校核辐照靶件温度理论计算的准确度,为放射性同位素辐照靶件和包装容器的设计提供可靠依据.     

高速旋转氚钛靶系统设计和靶温度的数值模拟

给出了用于强流中子发生器的高速旋转氚钛靶系统的设计方案,并对靶的温度变化进行了数值模拟,给出了强流中子发生器的运行参数。     

CSRe内靶PMT探测器快定时前放设计

介绍了一种快定时前置放大器的设计。该前放由白化噪声滤波器、两级电压放大器和一级R-C低通滤波器构成,具有上升时间快、定时精度高、低噪声、高计数率等特点。测试发现,该前放的典型输出幅度为400 mV,上升时间为4ns,带宽高于70 MHz,均方根噪声3.3 mV,对应信噪比200 dB,定时精度可达20 ps,可满足设计使用要求。     

堆内辐照过程中辐照靶件的核发热和传热研究

研究了辐照靶件在堆内辐照过程中的核发热和传热计算方法。温度的计算结果与实验结果符合良好。这表明：核发热和传热计算方法可为放射性同位素辐照生产和辐照安全提供重要参数和保证。     

极化气体内靶极化度的测量

介绍了极化气体内靶和实现氢原子极化的实验方法;描述了氢原子的核极化度的测量方法和过程。为测出氢原子(包括复合成的极化氢分子)的总极化度,分别测量了氢原子的核极化度及与极化氢分子和不极化氢分子相关的量。测量期间的氢原子的核极化度测量结果为PΥ=0.853±0.036。     

ICF用靶丸内燃料充填参数对温度的依赖

通过BWR(Bcncdict-Wcbb-Rubin)方程研究了内径分别为100、200、400、520μm的薄壁玻璃微球在500、400、300、77、35K的温度下,其内部的压力值和在工作温度(22K)下内部液层厚度之间的对应关系。结果发现,在低温下燃料的压力比常温下低很多。     

CSRe内靶定时探测器系统容性负载隔离电路设计

针对定时电路驱动容性负载出现的过冲、振铃等问题,提出采用容性隔离技术,在不影响电路增益、带宽的情况下,使电路具有一定的容性负载能力,提高稳定性。通过构建电路模型,从数学角度分析了电路不稳定的原因,并应用实验证明了容性负载隔离技术的合理性。容性负载隔离技术可以有效消除容性负载电路带来的增益凸峰及恶化的频率响应。     

回旋加速器内靶制备~(57)Co γ射线源

本文介绍在回旋加速器上,用氘束辐照天然铁内靶来制备~(57)Co。以氯化亚铁法把铁电镀到铜衬上,制得高纯度的铁内靶。镀铁溶液为203.3g/l Fe~(++)溶液,以纯铁为阳极,电镀时电压0.5V、电流1.5A、温度94—96℃、pH～1、时间～30min。铁内靶在受到氘束轰击时,以~(56)Fe(d,n)~(57)Co和~(57)Fe(d,2n)~(57)Co反应产生~(57)Co。为避免~(56)Fe(d,2n)~(56)Co反应,把靶头伸进到D型盒内适当的位置,使氖束能量从12.5MeV下降至8.3MeV以下。内靶装置能自动上     

基于L4960的恒温控制系统的设计

介绍了基于单片开关式集成稳压器L4960和温度传感器AD590的一种恒温控制系统的设计和实现方法.该系统能够通过分压电位器随意地设定加热目标温度(范围从室温到100℃),完全由硬件电路实现对平台温度的实时测量与控制.实际测试表明,系统超调量小、上升时间快、控制方便、易于实现,控制精度可达到1℃.     

温度梯度对冷冻靶微管充气过程的影响

采用基于燃料室和靶室独立控温的温度梯度法开展了冷冻靶微管可控充气技术研究。理论计算结合实验研究了不同尺寸靶球充气过程中温度梯度对燃料注入过程的影响。结果表明,充气结束时燃料室最终温度变化对燃料初始注入量的差值影响随靶球尺寸变化不明显,即通过温度梯度法实现燃料可控注入的途径对任何尺寸靶球均适用。随着靶球尺寸的增大,燃料在充气管处液化时所需温度梯度越小,燃料注入过程温度梯度控制范围越大,燃料注入量控制精度越高。对于内径2 mm的靶球、1.6 mL燃料室,当燃料室温度升至75 K时,燃料注入量控制精度达±3 μm/K。这些结果为冷冻靶燃料高精度加载技术研究提供了重要基础。     

微型堆闭环控制系统设计中的安全考虑

简要介绍了深圳大学改造后的微型堆双计算机联网闭环控制系统的结构以及在功率控制、安全保护等方面设计时所考虑的安全原则和采取的相应措施.这些措施包括:限制反应堆的后备反应性、采用合适的双控制棒运行方式、机控/手控的停堆与紧急停堆保障、设定了运行限值/保护系统整定值/自动停堆的条件、采用双计算机联网实时监测运行参数与数据共享等,并讨论了可能的事件及其对策.由于对关键的运行参数均采用2套独立的系统进行冗余检测,保证了保护系统的冗余与独立性,提高了控制系统的安全可靠性.     

CSRe分子离子研究装置低能传输线物理设计

本文完成了CSRe分子离子研究装置低能传输线的物理设计。采用Poisson/Superfish软件对150 kV倍压型高压加速器的电场分布进行了模拟,结果显示,加速器各区域空间电场强度均远低于击穿电场强度限值。利用Beampath程序对离子源引出的分子离子束在高压加速器中的传输进行了模拟,束流包络显示,加速区电场对分子离子束具有较强的聚焦作用,加速管出口束斑尺寸较小。采用Trace-3D程序设计了高分辨能力的磁分析系统和RFQ加速器的注入匹配段。通过Beampath程序的模拟,分析出了质量数为150的分子离子束,并由三单元四极透镜实现了分析束流与直线加速器RFQ的注入匹配。     

低本底伽马能谱仪闪烁探测器的智能化温控系统设计

为了消除环境温度对闪烁体相对光输出影响带来的谱线漂移问题,设计了一种新型智能化温控系统。设计专用循环水路,采用改进的PID控制算法实时调整制冷加热模块输出电流,完成温度采集、控制操作,实现对闪烁体探测器的恒温控制。系统可通过CAN总线或USB接口与主机控制器进行数据交互,兼容现有能谱仪。经试验可知,温控系统温度稳态误差小于0.5℃,核素特征峰基本无漂移,满足稳谱使用要求,具有较高的应用价值。     

液态熔盐堆堆芯功率内模控制器设计与仿真

内模控制是一种基于过程数学模型进行控制器设计的新型控制策略,具有结构简单、设计直观、无需精确的数学模型、在线调整参数少等优点。为探索内模控制在反应堆控制领域中的应用,以熔盐实验堆堆芯功率控制为例,通过建立熔盐实验堆一回路系统线性化模型,采用内模控制技术,结合粒子群优化算法设计堆芯功率内模控制器。并基于MATLAB/Simulink建立熔盐实验堆一回路仿真系统,开展熔盐实验堆堆芯阶跃反应性扰动下的功率控制研究。结果表明,所设计的堆芯功率内模控制器可很好地控制堆芯功率,实现系统的快速稳定。     

氚靶制备玻璃系统的退役

介绍了某氚靶制备玻璃系统的退役流程及退役过程中氚的辐射防护,估算了退役过程中氚对公众和工作人员的照射剂量,两者的照射剂量均远低于国家标准。     

10MW高温气冷实验堆工艺系统的辐射源及屏蔽设计

介绍了１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）与氦冷却剂相关的工艺系统设备中的辐射源,并以ＱＡＤ－ＣＧ程序完成了各设备间的辐射屏蔽计算。计算结果表明,工艺系统各设备中的辐射源强较低,即使对这些设备不进行附加屏蔽,其大多数设备外表面处的辐射剂量率仍满足限定工作区剂量率管理限值要求,并且对这些设备所在房间进行整体屏蔽的要求不高（１０￣２０ｃｍ厚的温凝土即可）。因此,建筑物结构设计厚度就能满足要求。     

Design and Operational Features of the Low Temperature Fissiochemical Loop

A low temperature in-pile loop for the irradiation of chemical reactants, especially by fission fragments, has been designed, constructed and operated successfully. The main features of the loop are briefly described: the capsule for sample irradiation, the design and performance of the helium cooling system and safety considerations. Gaseous chemical reactants charged in an instrumented double capsule at pressures up to 20 kg/cm², can be irradiated in a nuclear reactor at any temperature between + 20° and – 190°C, for periods up to 5hr. The thermal performance of the helium cooling system was in good agreement with the design calculations. Irradiations of ethylene and other gases could be conducted at an absorbed fission fragment dose rate of about 20 Mrad/hr, which is several times larger than the background reactor radiation. Thus, chemical reaction studies by fission fragments can be safely conducted at. ambient to low temperatures in this loop.     

Research and Development of Minor Actinide-containing Fuel and Target in a Future Integrated Closed Cycle System

Research and development of minor actinide-containing fuels and targets, i.e., (Pu,Am)O₂–MgO, (Pu,Np)O₂–MgO, (U,Pu,Np)O₂, (U,Pu,Np)N and (Pu,Np,Zr)N, for use in a future integrated closed cycle system that includes fast reactor and accelerator driven sub-critical system is underway. The present statuses of fabrication test and property measurements are given. Design concept of the oxide target is described in detail together with a screening of the support material. A new apparatus for the measurement of mechanical properties at the elevated temperature is installed for use in evaluating the fuel-cladding mechanical interaction. Development histories with future prospects of two types of Np-containing fuels for the fast reactor are mentioned. Preliminary test results for a new nitride target for the accelerator driven sub-critical system are given. Finally, an irradiation test plan in the experimental fast reactor JOYO is briefly described.