核电厂严重事故工况下仪表可用性评价的电路仿真建模方案研究

核电厂严重事故工况下的仪表可用性评价一般采用曲线包络法。但由于曲线包络法存在一定的局限性,应用PSpice电路仿真方法对其进行补充,对电路仿真建模方案进行分析。根据严重事故工况环境现象及仪表失效相关数据库,结合核电厂仪表的特点,建立电路仿真模型,将仿真结果同三里岛事故仪表分析报告进行对比验证。结果表明,采用的建模方案具备合理性。     

二维三氧化钨纳米结构的合成及其在光电探测器中的应用

三氧化钨（WO₃）是制造晶体管和光电探测器的理想材料,虽然在WO₃纳米结构的生长方面已经完成了一些工作,但是制造足够长的理想型纳米线仍然是一个挑战。在众多的合成方法中,作者选择了化学气相沉积（CVD）方法合成WO₃纳米线,并对其在光电传感器中的应用进行了研究。影响WO₃纳米线成品率的主要因素是前体材料温度、基片位置、载气流速和生长持续时间。在合适的生长条件下生长的纳米线长度最长约为100 μm。这些WO₃纳米线可用来制造高性能的光电探测器,WO₃光电探测器具有灵敏度高、响应速度快、模块微型化等优良的器件性能,表明二维WO₃纳米线在光电探测器的制造中具有很大的优势。      

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。      

“华龙一号”核仪表系统设备自主设计研究

“华龙一号”是我国自主设计的第三代核电技术。其核仪表系统设备中的二次仪表主要使用进口产品。为替代进口产品,以“华龙一号”为对象,开展了自主数字化核仪表系统设备设计。在设备设计中,围绕核仪表系统设备微弱信号测量的特点,运用电压频率转换、电流频率转换等测量技术,实现全光隔离的硬件架构,提高了数字化核仪表自身的抗电磁干扰能力。吸取国内外同类设备在设计和使用中的经验,集成了核电厂常用的反应性计算和反应堆失水事故计算功能,并研发了具备自动测试功能的移动服务单元。通过核安全级设备要求的基准试验、电磁兼容性试验、环境试验和地震试验,证明了该设备满足“华龙一号”核仪表系统设备的要求。该设备的研制可支撑我国核仪表系统设备的自主供货。     

核电厂无源启动中子探测器选型与试验研究

为监测核电厂首循环装料、停堆以及启动过程中的堆芯状态,国内外核电厂一般在堆芯引入2个一次中子源组件,但一次中子源均为国外进口,存在进口受限的问题。为解决此问题,研究首循环取消一次中子源组件,采用燃料组件自发裂变产生的中子作为启动用中子源。燃料组件自发裂变产生的中子强度远低于一次中子源。针对以上情况,需在堆外采用更高灵敏度的探测器进行中子注量率的监测。本文在分析各种高灵敏度探测器基本原理的基础上,给出高灵敏度中子探测器的选型建议,并对其性能进行了试验验证,试验结果表明:3He正比计数管即使在γ剂量率大于0.1 Gy/h时,设置合适的甄别电压,也可以有效甄别γ噪声,试验验证的最大γ剂量率为1.0 Gy/h。      

核电厂事故工况下监控图像传感器可用性分析与加固

文章对核电厂事故工况下图像传感器可用性及辐射损伤效应进行了分析,并提出了图像传感器系统的加固方案。通过分析事故工况下可能存在的各类因素,研究各类恶劣因素对传感器可用性的影响,并针对核电厂事故中特有的放射性因素进行了图像传感器辐射损伤实验。对事故工况下存在的各类危害因素提出了对应的加固方法。     

多类图像传感器模组电离辐射损伤对比研究

为选择能用于γ射线辐照环境且最具有加固潜力的图像传感器模组,对比分析了7类传感器模组辐照前后实时采集明、暗图像的参数,研究了不同类型的模拟图像传感器模组及数字图像传感器模组的抗辐射性能,并讨论了辐射损伤机理。实验结果表明：γ射线对图像传感器模组的损伤及干扰程度与模组类型、图像传感器制作工艺、辐照剂量率及总剂量相关;剂量率造成的干扰与剂量率并非呈单纯的线性关系;镜头透镜的透光率随累积剂量的增大而下降;入射γ射线对采集画面质量的干扰与环境光线强度相关,较弱的真实信号更易被入射光子引入的噪声淹没。以上结果提示,入射γ射线对图像传感器的损伤及干扰主要是由各像素单元内暗电流以及正向脉冲颗粒噪声引起的。经实验分析,采用互补金属氧化物半导体（CMOS）工艺的数字摄像机更适用于γ射线辐射环境中的实时监测,但仍需通过加固手段提高其在辐射环境中工作的可靠性和使用寿命。