CARR核测量系统设计

核测量系统是CARR仪表控制系统重要的组成部分,该系统监测CARR堆芯外中子注量率并向保护系统、ATWS缓解系统、功率调节系统等提供功率水平信号。本文阐述CARR核测量系统的设计,介绍CARR核测量系统的系统结构、堆外探测器、监测装置和技术特点。     

HFETR核功率保护仪探测器失效处置方法研究

高通量工程试验堆在运行期间,由于核功率保护仪探测器失效将直接影响反应堆的运行安全与运行质量。为此,提出了在不停堆和不影响运行需求的状态下,核功率测量仪与核功率保护仪共用一支中子探测器的使用对策。本文就此方法对核功率测量仪的电流进行研究分析,研制出一种信号适配器,经试验验证,满足反应堆运行需求,大大提高了反应堆的可运行性与经济性。     

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。      

反应堆中子注量率和周期测量仪

介绍了所研制的反应堆中子注量率和周期测量仪(用于核电厂核仪表系统中的中间区测量)的主要技术指标,重点阐述了该仪表的功能、工作原理、硬件组成及软件设计情况,并说明了该仪表的特点。该仪表应用了先进的数字技术,采用一个微处理器(8098单片机)进行运算处理,可测得功率值和周期值,并输出所要求的信号。该仪表具有抗干扰能力强、精度     

日本动·燃事业团与东京大学联合开发激光型中子探测器

【《日本原子》1988年12月号第23页报道】日本动力堆和核燃料开发事业团(PNC)1988年12月8日宣布,他们与东京大学联合开发了一种核激发激光型中子探测器,它可用来探测反应堆的异常工况。这种中子探测器能够探测到由中子能量转变成的激光束(光信号),并且能在从反应堆启动到满功率运行的整个运行过程中,通过最小噪声信号,准确地探测出反应堆中     

反应堆中子注量率和周期测量仪

介绍了所研制的反应堆中子注量率和周期测量仪(用于核电厂核仪表系统中的中间区测量)的主要技术指标,重点阐述了该仪表的功能、工作原理、硬件组成及软件设计情况,并说明了该仪表的特点。该仪表应用了先进的数字技术,采用一个微处理器(8098单片机)进行运算处理,可测得功率值和周期值,并输出所要求的信号。该仪表具有抗干扰能力强、精度高、受温度影响小、使用方便等特点。     

岷江试验堆核探测器布置的改进

岷江堆(MJTR)仪表控制系统用的核探测器．因距离堆芯较近．受较强的中子照射和^y辐射而使其使用寿命缩短;另外．随着堆内辐照孔道的孔径扩张、中心位置的变更及辐照样品体积的增大．使探测器处的中子信号受样品进出堆的干扰变大．对反应堆的安全运行造成不利影响。为了解决上述问题,对MJTR核探测器的布置进行了改进：本文介绍了在改进设计中．采取的措施以及设计的原则、方法和结果。改造完成后的各项调试结果表明．重新设计的探测器孔道布置和功能分配合理．完全满足设计要求。     

中子传输矩阵研究

通过简化假设,分析了中子传输矩阵的物理意义,推导出中子传输矩阵数学模型,并利用以往的数据进行了验证.同时根据矩阵的共轭梯度算法理论,研究利用堆外核探测器系统(RPN)的功率量程通道(PRC)6节电离室信号及堆内中子通量测量系统(RIC)获得的堆内通量分布信号计算中子传输矩阵的方法.这种算法得到的中子传输矩阵,可以植入冷却剂丧失(LOCA)监测系统(LSS系统);通过LSS系统可以实时监测堆芯轴向功率分布,进而监测堆芯轴向线功率密度.     

Primavera6.0在核电厂设计进度中的应用探索

通过简化假设,分析了中子传输矩阵的物理意义,推导出中子传输矩阵数学模型,并利用以往的数据进行了验证.同时根据矩阵的共轭梯度算法理论,研究利用堆外核探测器系统(RPN)的功率量程通道(PRC)6节电离室信号及堆内中子通量测量系统(RIC)获得的堆内通量分布信号计算中子传输矩阵的方法. 这种算法得到的中子传输矩阵,可以植入冷却剂丧失(LOCA)监测系统(LSS系统).通过LSS系统可以实 时监测堆芯轴向功率分布,进而监测堆芯轴向线功率密度.     

基于反应堆噪声技术的零功率堆绝对功率测量系统设计

系统利用反应堆噪声分析技术测量零功率堆缓发临界状态下的堆动态参数和绝对功率.在靠近堆芯对称布置两个γ补偿电离室,电离室探测到的反应堆中子噪声信号经测量系统调理和采集后,运用LabVIEW平台开发的软件对噪声信号进行分析处理得到互谱密度,用非线性最小二乘法拟合得到动态参数,并由算法计算出零功率堆的绝对功率.经实地测量,动态参数和绝对功率与堆运行参数相吻合.     

IRC提前饱和对ATWT功能影响分析及应对研究

某压水堆核电厂调试启动期间核仪表系统（RPN）中间量程通道（IRC）的输出电流在核功率（Pn）小于30%FP时提前达到饱和值。首循环换料设计方案（FCRS）确定后，IRC提前饱和的主要影响因素是探测器出厂热中子灵敏度（SF）。根据未能紧急停堆的预期瞬态（ATWT）设计功能和RPN安全准则，得出IRC提前饱和造成ATWT允许信号实际阈值低于设计期望阈值是可接受的结论。IRC提前饱和时，必须在饱和点以下选择Pn作为ATWT允许信号阈值，以确保ATWT允许信号可正确触发。提出采用首循环18个月换料设计方案（FCRS18）的机组应选用SF较小的探测器，以降低IRC提前饱和问题发生的几率。      

Tory II-C Nuclear Instrumentation System

The design of the nuclear instrumentation system for the Pluto series of nuclear ramjet test reactors is an attempt to provide a very flexible nuclear sensing system that will be adequate for Tory II-C and following test reactors. The nuclear detectors will be exposed to the leakage neutron flux from the reactor during operation. Since the leakage flux is proportional to reactor power, the neutron detectors will give a measure of reactor power. A difficulty in providing nuclear instruments for this reactor is the uncertainty in the neutron energy spectrum of the leakage flux at the detectors. Since detector response varies with neutron energy, a large margin of flexibility is desirable. A difficulty which may be encountered is a significant shift in neutron energy spectrum at high power and temperature. This would make indicated nuclear power nonlinear with calorimetric power. A difficulty in insufficient instrument overlap was encountered with the Tory II-A experiment where a large margin of flexibility would have been useful. The detector placement for the Tory II-A experiment had the power range detectors in line with the reactor and main air pipe. At high air flows there was a much greater mass of air between the detectors and the reactor, allowing fewer neutrons to reach the detectors per unit reactor power. This is the reason for the power range detectors being placed off to the side of the Tory II-C test vehicle. Not all difficulties can be foreseen, but provision is made where possible to overcome them.     

自给能中子探测器关键材料及元件的研制进展

本文介绍了我国在运核电机组的基本状况以及国内核电自给能中子探测器的发展形势。详细分析了自给能中子探测器的结构特点、原理和应用,以及三代核电技术堆内核测系统的需求和使用寿命。阐述了自给能中子探测器用关键材料的国内外研制进展,重点分析了钒丝、铑丝和铠装信号电缆的制备工艺难点以及性能要求,阐明了钒丝、铑丝的高纯化与微量元素控制、尺寸精度与表面质量的稳定性、力学性能与加工性能的调控,以及铠装信号电缆的芯线、套管材料、绝缘材料的净化处理和变形加工。最后提出了自给能中子探测器材料与元件制造的应用潜力和研究方向。     

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。      

核电厂堆外中子测量系统闪发高计数率问题研究

从故障现象、原因排查和解决措施三个方面,分析了我国核电厂近期发生的堆外中子测量系统闪发高计数率异常中所涉及的电缆接头问题和探头故障问题,提出了核电厂应关注堆外中子测量系统设备制造和安装的质量等建议,为解决和避免类似的堆外中子测量系统闪发高计数率问题提供借鉴。     

基于NASPIC平台的反应堆保护系统架构设计研究

反应堆保护系统是核电厂中非常重要的安全系统,主要用于保护反应堆、环境及人员的安全,属于核电厂1E级仪表控制设备,其自身的可靠性和安全性,对核电厂的正常运行起着至关重要的作用。其中反应堆保护系统架构对整个系统的可靠性、可用率和可维护性等起着关键作用。本文基于龙鳞（NASPIC）平台,根据反应堆保护系统的功能需求和设计准则,提出了一套较为完善合理、满足功能和设计准则要求的反应堆保护系统架构。同时根据架构设计搭建了“华龙一号”科研样机,并基于FTA/Markov可靠性分析方法,就搭建的保护系统科研样机进行了功能测试和可靠性分析计算,证明反应堆保护系统架构设计符合设计要求,为后续项目的系统架构设计提供参考。      

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。     

固体径迹探测器在加速器驱动洁净核能系统中的应用

介绍了加速器驱动核能系统(ADS)中次临界反应堆物理实验研究的内容和固体径迹探测器(白云母,CR-39)测量ADS堆芯中子通量和中子能量的原理。     

固体径迹探测器在加速器驱动洁净核能系统中的应用

介绍了加速器驱动洁净核能系统（ADS）中次临界反应堆物理实验研究的内容，固体径迹探测器（白云母，CR－39）测量ADS堆芯中子通量和中子能量的原理。