中子注量率

摘要： 反应堆压力容器中子注量是评价其辐照损伤状态的基础。本文基于Balakovo-3VVER-1000基准算例提供的数据,采用针对VVER-1000机组开发的堆芯中子源项计算软件,配合DOORS中子输运理论计算程序系统,计算了基准算例中各探测片位置的中子能谱以及各探测片的反应率。通过与基准算例中的参考结果进行比较,验证该中子输运计算程序系统对VVER-1000机组的适用性。结果表明,各探测片的理论计算结果与基准算例中提供的实测结果符合良好,证明新开发的中子源项计算程序可为VVER-1000机组的中子输运理论计算提供准确的中子源项,同时也验证了该中子输运计算程序系统对VVER机组的适用性。

摘要： JHR研究堆是法国原子能与替代能源委员会(CEA)在建高中子注量率研究堆,拥有强大的辐照技术能力,可实现不同的辐照测试条件。本文总结了JHR研究堆的主要性能参数以及实验能力,论述了其在核包壳以及结构材料辐照性能研究上的具体应用。

摘要： 核测量系统是核电厂仪控系统信息功能中最重要的测量系统之一,核测量系统从反应堆完全停堆到150％额定功率的范围内,对反应堆的换料、启动、功率运行、停堆等各种状态下的反应堆核功率、周期等参数进行监测,并向保护系统、控制室系统等提供相关参数,用于控制显示或保护.快堆的核测量系统与压水堆有较多不同,本文从快堆的特殊核物理现象,堆芯布置、探测器布置、探测孔道设置、探测器选型、量程覆盖设计等多个角度,对快堆核测量系统的设计进行对比研究分析,并结合实际工程设计,介绍快堆核测量系统的结构,探测器选型、数据处理的技术特点.

摘要： 精确确定辐照孔道内样品中子注量率分布是开展辐照实验设计的基础,本文对HFETR辐照孔道中子注量率分布的重要影响因素进行了敏感性分析。结果表明,辐照孔道之间的影响随着孔道间距离的增大而减小,距离最近的孔道影响可达8%;考虑所有燃耗步求得的样品中子注量比只考虑中间燃耗步的更精确,两者偏差随着辐照注量的增加而减小,最大偏差达6%;孔道周围燃料元件轴向燃耗均匀分布与近似余弦分布时的样品中子注量率偏差达4%,后者计算精度提高约45%;考虑计算效率和计算精度,计数栅元高度取1.5~2.5 cm较为合适。

摘要： 建立了裂变室输出信号仿真模型,利用MATLAB模拟了裂变室各注量率下带电子学噪声的输出信号波形,并进行高斯成形滤波处理以提高信噪比和稳定性,分别计算了三种工作模式下的中子注量率并以此进行对比分析。将模拟波形数据存入FPGA的ROM中,运用MODELSIM软件进行波形仿真,设计FPGA算法进行中子注量率的计算,实现裂变室三种工作模式的信号处理。

摘要： 国产M310机组设计大多仍然延续法国人设计思想,随着机组运行经验积累与技术进步,有必要对核电站重要仪控系统设计进行重新梳理,持续优化与改进.文章以反应堆平均温度控制系统为例,从控制系统结构、原理出发,对系统信号输入单元处理逻辑进行分析,在不改变机组现有取样测点配置的情况下,探讨信号处理优化方案,为控制系统可靠性提升提供有益参考与借鉴.

摘要： 作为第4代核电堆型之一的钠冷快堆是一种快中子增殖堆,是目前技术研发最快、最接近核电厂商业化运行需要的快堆堆型。该反应堆可进行核燃料增殖,能更有效地利用铀资源,并能嬗变长寿命放射性废物,因此得到了世界各国的重视。其以高温液态金属钠作为冷却剂,运行期间堆内温度可达550°C,在此高温环境下,反应堆内中子注量率测量面临很大的困难和挑战。

摘要： 在中国原子能科学研究院的微型堆上对高纯度晶体硼粉末样品进行了不同时间(16、24、32、40、48、56、64 h)的辐照,然后用调制差示扫描量热法(MDSC)分别测量了不同中子辐照注量样品的比热容.结果表明,100°C~380°C温度范围内的平均比热容随中子辐照注量线性增大,决定系数为0.9896.最后对实验结果从理论上进行了分析.

摘要： 高温气冷堆核电站示范工程是我国中长期发展规划中的重大专项之一,也是我国第一座拥有自主知识产权的核电站.文章介绍了高温气冷堆核电站核测量系统的工作原理和系统组成,剖析了裂变室中子探测器的特点及其在核测量系统中的应用.裂变式探测器所具有的γ信号甄别能力强、中子通量测量范围宽等优点,应用于高温气冷堆核测量系统,可以满足大空间、宽范围的堆外中子通量测量需求,有利于简化系统组成、提高经济性.与其他压水堆核电站的核测量系统相比较,应用裂变室中子探测器具有一定的优越性.

摘要： 对国际上用于单粒子效应(SEE)研究的准单能中子源进行了相关调研,对产生准单能中子源的7 Li(p,n)7 Be核反应、装置布局以及表征中子场性质的中子注量率、中子能谱、中子束流轮廓及其均匀性、热中子本底等参数的理论计算及实验测量进行了系统的介绍.进行准单能中子SEE实验要求中子源有较高的中子注量率水平、较大的束流轮廓、较好的束流均匀性以及较低的热中子本底,并且能测量出精确的中子能谱.对准单能中子SEE实验过程以及三种中子SEE截面的尾部修正方法进行了介绍.

摘要： 针对300 #研究堆安全棒顶端中子注量率计算中的小体积远距离中子输运问题,采用MCNP减方差方法,通过多次试算与验证计算,对比了各减方差方法在本问题中的适用情况,得到了符合误差要求的计数值.首先,根据本研究堆几何建模模型,选取了点探测器及相关的3种减方差方法进行对比计算,计算结果显示:随着粒子数的增加,计算呈现不稳定现象,未起到减方差的作用.之后,将原有几何模型重新分层建模,并分配适当的栅元重要性,将中子引向目标栅元.按此方法,通过检查中子在各栅元中的径迹及碰撞情况,并增加粒子数计算,得到的计数结果表明:计数相对误差在5％以内,品质因子保持稳定,实现了减方差的目的.

摘要： 本文基于MCNP程序对300#研究堆首炉堆芯进行精细建模，通过并行计算方式验证了实验临界棒位下模型的临界，即验证了物理建模的正确性，并计算得到中央孔道的中子注量率分布。其间，探寻且解决了并行计算的中断与接续问题，并提出了体通量计数与点探测器计数应用的合理化建议。

摘要： 利用晶体管直流增益随辐照中子注量的变化关系,建立了基于电压补偿的直流增益在线测试系统,以模块化软件架构设计方法以及电压回读技术,实现了晶体管在不同中子注量率辐照下直流增益的实时测量,获得了辐照期间器件敏感参数的变化规律.结果表明,研制的直流增益在线测试系统可满足不同中子注量率范围的测量要求,测量精度高达0.2％.

摘要： 针对某三代压水堆核电厂,利用MCNP程序建立几何模型,对压力容器内壁快中子注量开展屏蔽计算.其中堆芯组件模型采用MCNP重复结构卡进行描述,大大减少了建模工作量.计算给出了压力容器内壁周向和轴向快中子注量率分布情况.假设反应堆运行60年,负荷因子为90％,根据快中子注量率峰值计算得到快中子注量峰值,并将计算的快中子注量峰值与设计值进行了对比.计算结果在安全审评大纲要求的范围内,略大于设计值,相对偏差在5.3％以内,根据RG1.190相关结论,此偏差在可接受的范围内.

摘要： 中子注量率是描述中子场或中子束的基本量.中子注量率的测量始终是中子实验方法的基本内容之一.Au作为IAEA推荐的标准截面物质,其197Au(n,γ)198Au反应截面数据的准确度高,198Au的衰变纲图简单,衰变放出的γ射线易于测量,常用于中子通量的监测.

摘要： 241Am吸收中子发生(n,γ)反应产生242m,gAm(很快衰变产生242Cm),可用于推算中低能中子注量率.241Am吸收高能中子发生(n,2n)反应产生240Am,可用于推算高能中子注量率.将两个反应结合,可获得中子能谱信息.目前测量中子注量率的方法很多,但是每一种方法均含有一定的误差,需要对多种方法的计算结果进行加权平均.研究镅锔分离不仅可以为计算中子注量率提供一种分析方法,还能为测量241Am(n,γ)242m,gAm反应截面提供技术支持.因此具有理论研究和实际应用价值.为此，本文从大量钚基体去除、裂片元素去除以及镅和锔的分离这三个方面进行了调研。

摘要： 本文选取钨、铅、铅铋合金等作为靶材料,圆柱形、长方体、锥形等作为靶几何构型,0.6～5.0GeV作为入射质子能量范围,采用蒙特卡罗方法计算软件GFANT4对质子轰击散裂靶,对泄漏中子进行了研究.将模拟结果与国际上的相关实验结果进行对照,符合较好.继而分别给出了散裂中子的通量和能谱对入射质子能量以及与靶几何构型的依赖性,对入射质子能量和靶几何构型选择进行了探讨.

摘要： 多路定标测量系统可以进行β或γ射线测量,快速确定多个样品的活度,是用来测量反应堆活性区及实验孔道内中子注量率分布的重要设备.多路定标测量系统以数字化技术为基础,由十路带屏蔽室的塑料闪烁体或Nal晶体探测器,放大器,单道和数字化定标器,两个换样小车以及相应的计算机软件系统组成.定标器基于单片机和FPGA进行设计,实现对多路脉冲信号的计数,小车运动的控制,完成就地操作和结果显示,监测系统工作状态与远程计算机进行通讯.单片机与远程计算机采用RS232或以太网(TCP/IP 协议)方式进行通讯,通过计算机可完成所有的控制和测量功能,获取测量结果并进行处理和分析.利用配套的中子注量率测量数据处理软件包.可以完成反应堆活性区装载配置,燃料组件和探测片管理,输出中子注量率分布数据和曲线,并从多个视角给出活性区内不同位置的中子注量率三维分布图。

摘要： 本文介绍了数字式4πβ-γ符合测量装置在研制过程中所涉及到的硬件、软件和比对实验.该装置基于β-γ符合原理,采用先进的数字信号处理技术(DSP)替代了传统的硬件符合方法,并用自行研制的数字符合采集器代替常规的符合测量装置中的单道,门产生器,符合电路和定标器,这样大大提高了测量效率,降低了硬件成本.

摘要： 针对成都理工大学核地球物理与地球化学研究室的在线瞬发γ中子活化分析（PGNAA）系统装置，利用MCNP程序对水泥样品进行模拟计算分析，得到瞬发γ产额随样品厚度和样品形状（块状、颗粒、粉末等）改变（可视为样品密度改变）的变化关系，从而为实际分析时对水泥样品生料的粗加工提供了参考。

摘要： 本发明提供一种用于测量高注量率热中子裂变电离室的靶结构，包括铀靶、衬底和效率调节机构，其中所述铀靶包括底衬和位于底衬中间的靶物质，所述衬底的中心设置有贯穿孔；所述衬底沿远离所述贯穿孔的径向依次设置有第一台阶、第二台阶；所述第一台阶用于放置所述铀靶，所述第二台阶用于放置所述效率调节机构；所述效率调节机构的中心设有中间孔，可根据需要调换具有不同中间孔径大小的效率调节机构。本发明通过效率调节机构可减小铀靶靶物质有效半径的大小，进一步降低了裂变电离室的效率。

摘要： 本发明公开了六边形套管型燃料堆芯中子注量率测量的试验堆芯及方法，所述试验堆芯包括燃料组件、铍组件、铝组件、控制棒组件、和水栅元，所述堆芯共布置265个位置，分别为20盒燃料组件、47盒铍组件、71盒铝组件、12个控制棒组件和115个水栅元，20盒燃料组件集中布置在以L12为中心位置的堆芯的中央区域，47盒铍组件围绕燃料组件布置在燃料组件的内侧和外侧，71盒铝组件围绕铍组件布置，12个控制棒组件间隔布置于铍组件和燃料组件之间，每个燃料组件、铍组件、铝组件、控制棒组件和水栅元各占1个位置。本发明能够满足检验核设计程序对六边形套管型燃料堆芯中子注量率计算可靠性的需求。

摘要： 本发明实施例公开了一种堆芯选择器和堆芯中子注量率测量系统，该堆芯选择器包括进线通道、固定部、通道选择模块、限位部和出线通道；进线通道固定于固定部上，通道选择模块包括电磁铁，电磁铁与第二段通道固定连接；限位部位于通道选择模块远离固定部的一侧，并与出线通道的入口端固定连接，进线通道的出口端位于限位部的内部；通道选择模块用于控制进线通道沿径向方向摆动，以控制进线通道的出口端与出线通道的一入口端对准。相对于现有技术，本发明实施例提供的技术方案无需使用步进电机驱动堆芯选择器，避免了步进电机驱动器因无法耐受大量辐射而影响堆芯选择器的可靠性的问题，且结构简单，易于安装和维护，降低了堆芯选择器的复杂性。

摘要： 本申请实施例公开了一种1MeV以上单能中子注量率的测量方法，涉及中子测量领域，使测量结果更加准确同时减少了测量中子注量率的时间。该1MeV以上单能中子注量率的测量方法包括如下步骤，预设中子源和裂变电离室的距离，计算裂变电离室对单能中子源的响应参数；实验获得裂变碎片脉冲幅度谱，根据阈上裂变碎片计数率、阈下裂变碎片计数修正因子、U靶自吸收修正因子、裂变电离室对单能中子源的响应参数获得单能中子源强；根据获得的单能中子源强及相应的中子角分布获得待校准中子测量设备预放置位置处中子注量率约定真值。本申请的1MeV以上单能中子注量率的测量方法用于测量中子注量率。

摘要： 本申请涉及一种用于核电厂停堆期间中子注量率的高报警方法及系统。用于核电厂停堆期间中子注量率的高报警方法，其包括以下步骤：输入一设定值；采集反应堆泄露出来的中子，并将采集电信号转换成数字信号；将设定值减去数字信号，得到差值；将差值与阈值比较，若差值小于阈值，则触发报警。本申请将阈值比较器阈值的修改操作优化成设定值的修改操作，从而将核电厂源量程停堆期间中子注量率的高报警阈值调整工作从维修人员在机柜侧执行优化成核电厂操作员在数字化控制系统操纵员站执行，为核电厂大修带来了效率、质量上的提升，节省大修期间人力、物力，缩短大修工期。

摘要： 本发明公开了一种基于可逆热流法测量高中子注量率的方法，该方法包含：(S100)选用硼晶体；(S200)得到n份刻度样品包；(S300)将刻度样品包分别放入中子注量率恒定的热中子核反应堆中辐照；(S400)用调制差示扫描量热法扫描其对应可逆热流曲线；(S500)以刻度探测器样品包的中子注量和可逆热流变化量拟合；(S600)把待测样品在待测中子注量率的反应堆辐照后，测量出可逆热流改变量，求出待测样品在待测堆所受的中子注量，根据辐照时间算出待测堆辐照样品时的注量率。本发明的方法能够根据辐照注量和可逆热流改变量的关系获得中子注量率，特别适合测量高注量核反应堆中子注量率。

摘要： 本发明公开了一种适用于高通量反应堆中子注量率测量的核仪表系统，涉及中子注量率测量领域，其技术方案要点是：包括：源量程测量通道，配置有位于压力容器内的源区探测器以及包含第一二次仪表的源区测量机箱，源区探测器与第一二次仪表电性连接；中间量程测量通道，配置有位于压力容器外的中间区探测器以及包含第二二次仪表的中间区测量机箱，中间区探测器与第二二次仪表电性连接；功率量程测量通道，配置有位于压力容器外的功率区探测器以及包含第三二次仪表的功率区测量机箱，功率区探测器与第三二次仪表电性连接。本发明实现全范围的中子注量率监测，适用于中子注量率高的带反射层屏蔽的反应堆，在启堆时不存在中子注量率监测的盲区。

摘要： 本申请公开了一种堆芯中子注量率测量系统和方法，其中，堆芯中子注量率测量系统包括N个探测器、N个驱动装置、N个组选择器、N个路选择器和N*M个堆芯指套管，驱动装置与组选择器一一对应；组选择器通过测量通道与对应的路选择器相连；每个路选择器均包括M个通道；N个探测器并行，由各自对应的驱动装置驱动，依次经过各自对应的组选择器、测量通道、路选择器的通道，分M次进入不同的N个堆芯指套管，并获得堆芯中子注量率数据，堆芯中子注量率数据为N*M组。本申请的堆芯中子注量率测量系统和方法，能够自动完成第一通道至第M通道的堆芯中子注量率数据的采集，降低人工成本，提高可靠性。

摘要： 本实用新型提供了一种堆芯中子注量率系统智能测试控制箱，包括采集堆芯中子注量率系统中机电设备的测试模拟信号的采集模块和处理采集模块采集的测试模拟信号的处理模块；处理模块包括将采集模块采集的测试模拟信号转变为测试数字信号的信号采集电路。智能测试控制箱体积小、集成度高，仅通过信号采集电路便可实现对堆芯中子注量率系统中所有机电设备的测试数字信号的采集。

摘要： 本申请公开了一种堆芯中子注量率测量系统的直接控制单元，包括泄漏电源、抑制外部报警、本地报警、控制器、电源输入接口、电源输出接口、信号输入接口、报警输出接口、激励电源输入接口、激励电源输出接口、探测器存储通道接口，所述电源输入接口与所述泄漏电源相连，所述泄漏电源分别与所述本地报警、所述电源输出接口相连；所述信号输入接口分别与所述抑制外部报警、所述本地报警、所述控制器相连；所述抑制外部报警与所述报警输出接口相连；所述激励电源输入接口与所述控制器相连，所述控制器分别与所述激励电源输出接口、所述探测器存储通道接口相连。本申请的堆芯中子注量率测量系统的直接控制单元，结构简单，控制方便，具有较高可靠性。