共轴对称组合中子探测器灵敏度研究

在某些应用场合,要求中子计数管具有快收集时间、高中子灵敏度、低工作电压等特性,但是单一只中子正比管无法满足全部的要求,这时需要使用多支中子计数管组合的方式来实现测量目的。本文通过对三种常用中子正比计数管类型进行三支中子正比计数管共轴对称组合,并对其进行实验,得出了其在组合后的对中子灵敏度等特性的影响。     

3He球形4π中子探测器的设计研究

介绍了一新型的用于(n,2n)反应截面测量的由“80根3He正比计数管和聚乙烯慢化体”组成的3He球形4π中子探测器的优化设计,并采用蒙特卡罗方法计算了探测器系统的单位中子能量注量响应,提高了探测器的设计效率,也为实验验证提供参考依据.     

一种用于放射性物质监测的中子探测器

一种用于放射性物质监测的中子探测器，涉及对放射性物质监测的技术领域。它包括安装在支架(3)中的慢化体(2)、正比计数管(1)、电气盒(5)和填充料(4)。正比计数管(1)置于慢化体(2)之中，在它们的一端装有电气盒(5)，慢化体(2)和支架(3)的内壁间装有填充料(4)，其结构特点是，所述正比计数管(1)的位置偏离慢化体(2)的中心。同现有技术相比，本实用新型的正比计数管在慢化体中的位置采用了偏心的结构，中子从不同端面入射时可对应有不同的慢化体的慢化层厚度，在不改变中子探测器结构的情况下，提高对不同中子源的适应范围。     

中子正比计数管内径与充气压力对中子灵敏度影响

中子正比计数管内径和充气压力在不同程度上影响其中子灵敏度、电子收集时间、工作电压等指标,根据多年的实际运行数据和试验数据对中子正比计数管内径和充气压力对中子正比计数管性能的影响进行了定量分析。在实际运用过程中,可根据实际需要,选择一个权衡点,作为生产探测器的参数,以达到预期的效果。     

压水堆中子脉冲计数率计算与弱源启动分析方法

利用点堆模型推导了弱源反应堆初始中子脉冲计数率的计算公式,探讨了反应堆盲区范围的确定方法.实例应用表明,该方法符合实际状况,对提高物理启动的安全性具有重要使用价值,可以用于反应堆开盖检修、装卸核燃料、燃料元件储存等核活动的临界安全监督之中.     

中子气泡探测器的研究

气泡探测器被认为是唯一能满足国际放射防护委员会ICRP60要求的个人中子剂量计,它有极高的中子灵敏度,而且适用的中子能量范围可达100eV～10MeV,是核能和民用等核环境中中子     

^226Raγ源本底中子研究

本工作研究了￣（２２６）Ｒａγ源的本底中子发射：探讨了本底中子的产生机理，提出并证实了镭的载体Ｃｌ或Ｂｒ的（α、ｎ）反应是产生￣（２２６）Ｒａγ源的本底中子的主要来源这一论断；提出用载体元素Ｂｒ替代国产镭源的载体元素Ｃｌ，制备ＲａＢｒ＿２γ源以降低本底中子发射。这一建议的实施，将本底中子由ＲａＣｌ＿２的９６．４中子／４αｓ·ｍｇ（Ｒａ）．降至６．１中子／４αｓ·ｍｇ（Ｒａ）。     

基于脉冲幅度谱的3He正比计数管中子散射谱仪探测系统关键参数测定方法

中子散射谱仪探测系统各部件性能参数需相互匹配,准确的参数测定方法利于改进谱仪探测系统的实际性能,提高物理实验数据质量（可信度等）。本文基于³He正比计数管中子散射谱仪探测系统,开发了脉冲幅度甄别器甄别阈、核辐射探测器工作电压以及气体核辐射探测器性能参数的脉冲幅度谱测定方法,这些方法较传统的积分曲线测定方法、坪曲线测定方法以及电压-电流曲线测定方法具有测量时间短、准确度高、应用范围广等优势。     

涂硼正比计数管慢化体对中子探测效率影响研究

涂硼正比计数管是一种常用的反应堆源量程探测器,对热中子测量有很高的探测效率,对于快中子反应堆则需要增加合适的慢化体,提高中子探测效率。本文利用蒙特卡罗程序MCNP,模拟计算涂硼正比计数管在不同慢化体厚度的情况下,对各能量单能中子的相对探测效率和绝对探测效率,得到在不同慢化体厚度下,计数管的相对探测效率和绝对探测效率与中子能量的关系。最后针对快中子反应堆的典型中子能谱,模拟计算涂硼正比计数管在不同的慢化体设计时的探测效率,得出了一种优化的慢化体设计方案,对快中子反应堆核测量系统设计具有一定指导意义。     

微结构半导体中子探测器研制

微结构半导体中子探测器具备探测效率高、响应时间快、体积小等优点,性能相对传统平面型半导体中子探测器有本质提升。采用蒙卡方法分析了器件微结构参数对沟槽型微结构探测器的性能影响规律,并结合工艺条件制备出沟槽宽度26μm,沟槽间距13μm,沟槽深度22μm,灵敏区面积1.8×1.8 cm~2的微结构探测器。该探测器在10 V的反向偏压下,漏电流仅1.24×10~(-7)A/cm~2,优于国外研究组报道的漏电流特性。利用同位素α源开展了带电粒子探测性能测试,所制备微结构探测器可实现241Am源α粒子探测。在外加0 V偏压时,微结构探测器即可获得与电子学噪声区分明显的241Am源α粒子能谱。本工作证明了微结构探测器对带电粒子具有良好的探测性能。     

秦山核电厂的启动

本文描述了秦山核电厂启动过程的主要步骤,分析了启动中的主要限值,并对启动安全问題进行了讨论。     

非能动核电站主给水丧失事故仿真研究

AP1000非能动安全系统是一种新型的安全系统,无论从原理上还是系统布置上均与第2代核电站有区别,AP1000目前尚未实际运行,所以,其设计原理还需进一步深入地论证和分析。本文应用JTopmeret、THEATRe建模软件对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)系统进行仿真,验证在主给水丧失事故条件下PRHRS、CMT系统运行的可行性和应急堆芯冷却的有效性。结果表明:在事故条件下,PRHRS、CMT系统能够及时、有效地排出堆芯衰变热,保证堆芯的安全。此结论对AP1000电站的实际运行有一定的参考作用。     

非能动核电厂事故72 h后规程优化研究

事故72 h后规程是非能动核电厂特有的一类规程。为了评价非能动核电厂事故72 h后规程的必要性和充分性,并对其薄弱环节进行优化改进,本研究对示范项目非能动核电厂设计基准和运行规程体系的总体逻辑进行了分析,并基于事故72 h后规程的内容和结构,提出了评价事故72 h后规程必要性和充分性的通用方法,运用规程执行逻辑框图识别了规程执行过程中可能存在的风险项,并针对示范项目的规程提出了优化建议。分析结果表明,事故72 h后规程对于非能动核电厂的安全运行是充分必要的;其表达方式与规程体系结构相关;明确规程操作路径优先级、减少规程跳转能够提高规程执行效率。相关优化建议可为非能动核电厂事故后长期安全运行提供技术参考。      

秦山一期反应堆的中子计数率监测

应用高效涂硼计数管,结合改变次级中子源在堆芯的位置,解决了由于堆内中子源衰减过多而导致堆外源量程对中子计数率的监测出现盲区的问题,并以秦山核电厂第五循环装料的实际情况为实例作了阐述。     

利用核电厂模拟器进行操纵员可靠性研究

为提高核电厂运动可靠性,需要对核电厂操纵员进行可靠性研究。本文结合我国核电厂操纵员可靠性研究的状况,并参考国际上流行的核电厂操纵员可靠性研究方法,利用两参数威布尔分布的理论在核电厂模拟器上对我国核电厂操纵员进行认知可靠性研究,将该方法得到的结果与其他理论模型的结果进行了比较和讨论,得到了一致的认知。本文的研究方法可为真实核电厂运行提供参考。     

CAP1000核电厂堆外探测器响应函数计算方法研究

堆外探测器响应函数代表了堆芯活性区各组件对堆外探测器读数的贡献,反映了堆芯功率分布与探测器读数的关系。本文利用二维离散纵标法(S_N)程序DORT,研究其共轭输运方法,建立CAP1000反应堆模型,分析其堆外探测器径向和轴向响应函数及其特性,并与采用DORT程序正向输运计算的结果进行比较。研究表明,共轭输运方法可以极大简化计算量,且计算结果与正向输运方法结果符合较好。     

CAP1000核电厂堆外探测器响应函数计算方法研究

堆外探测器响应函数代表了堆芯活性区各组件对堆外探测器读数的贡献,反映了堆芯功率分布与探测器读数的关系。本文利用二维离散纵标法(SN)程序 DORT,研究其共轭输运方法,建立 CAP1000反应堆模型,分析其堆外探测器径向和轴向响应函数及其特性,并与采用 DORT 程序正向输运计算的结果进行比较。研究表明,共轭输运方法可以极大简化计算量,且计算结果与正向输运方法结果符合较好。     

核电厂操作员职业适宜性心理素质评价测试指标研究

通过对核电厂操作员工作特点的分析以及对不同的职业心理素质评价测试指标的对比,采用"抽取类别,交叉对应"的方法给出适用于核电厂操作员的职业适宜性心理评价测试指标及相应的核电厂操作员心理量化方案。对该方案的分析表明:所给出的指标能够全面地反映核电厂对操作员的职业要求,可用于协助进行核电厂操作员的招聘、培训及已经上岗的操作员的重复训练。     

基于RELAP5的大功率非能动核电厂SGTR事故分析研究

本文应用RELAP5/mod3.3程序对大功率非能动核电厂进行建模,开展了蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析研究,研究就事故造成的最大质量释放和破损SG最大水体积两种工况分别进行了计算。通过对两种工况计算结果的分析,发现虽然在不同工况条件下,系统参数变化和事故发展序列存在一定差异,但总体来讲,在SGTR事故过程中即使操纵员不干预,大功率非能动核电厂保护系统和非能动设计措施将会触发自动的响应措施,可终止蒸汽发生器(SG)传热管的泄漏,并将反应堆冷却剂系统(RCS)稳定在安全状态,能够防止SG发生满溢和自动降压系统动作,最终使放射性后果在可接受剂量水平限值范围内。     

核电厂操纵员心理选拔系统研究

核电厂操纵员心理选拔系统研究是职业适宜性研究的一个重要方面．,通过研究找出核电厂操纵员应具有的心理胜任特质,并据此选拔适合的人员．对提高核电厂的安全性和可靠性具有重要意义。本文在分析核电厂操纵员工作和任务特点基础上．找出操纵员的工作行为特点。参考其他危险职业领域人员心理选拔的研究成果,将这些工作行为特点、重要的行为影响因素与特定的心理评价维度相对应,从认知能力、人格特质、心理健康等3个方面给出了操纵员心理选拔系统所需要的21个维度．并提出各个维度的测量方法。