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。     

伺服电机在堆芯中子注量率测量系统中的应用

介绍了交流伺服电机在堆芯中子注量率测量系统中的应用。对直流电机控制系统和交流电机控制系统的硬件组成进行了说明。通过对比两种控制系统对测量系统整体性能的影响,得出交流电机控制系统可以提高运动控制精度、优化速度控制和增强测量系统的可靠性。     

AP1000与EPR专设安全系统的差异性比较和分析

以美国西屋公司开发的先进压水堆（AP1000）和法德两国联合开发的欧洲压水堆（EPR）为典型代表的第三代核电技术都在专设安全系统的设计上进行了革新或改进，旨在提高核电站的总体安全水平和可利用率。本文简要介绍了AP1000和EPR专设安全系统的组成和特点，比较了两者之间的差异，并分析了这些差异对于核电站安全、设备可靠性及成本控制的影响。     

堆芯中子注量率测量系统安装与调试典型问题处置

对基于移动式微型裂变室的堆芯中子注量率测量系统安装和调试活动中发生的探测器卡涩、螺旋软管脱出卷轮、探测器的累积位置误差、测量模式异常、伺服电机驱动器故障和选择器选位值异常等典型问题进行了总结,从多个角度分析问题的成因、在原理和工程经验的基础上进行讨论,并针对每类问题提出可行的处置方案和预防措施。     

测控数据管理软件在堆芯中子注量率测量系统中的应用

介绍了基于OPC标准开发的用于C2工程堆芯中子注量率测量系统的测控数据管理软件(以下简称为CORE_DMIS),它是C2工程堆芯中子注量率测量系统的重要组成部分。运行于主机柜计算机的测控软件实现系统监控一体化,而运行于通道柜的测控软件实现系统监测。     

AP1000与EPR机组在役检查的差异性比较与分析

定期对核电厂实施在役检查是保障核电厂安全运行的重要手段之一。本文通过对国内第三代核电机组适用的在役检查相关法规标准的解读,结合AP1000机组与EPR机组的机械设备核心设备的各自设计特点,分析比较两者包括检查项目、在役检查周期和验收标准等在役检查活动的差异性,并对两者的在役检查活动提出改进建议。     

AP1000与CPR1000堆芯核测仪表差异分析

A P1000作为第3代核电技术的典型堆型,运用了很多先进的设计理念,简化了设计,减少了设备数量,提高了系统的可靠性。本文就堆芯的测量,从几个方面比较了AP1000与CPR1000堆型堆芯测量仪表的差异,通过分析对比这些差异可熟悉AP1000的非能动性设计理念、设计特点,为从事CPR1000的人员尽快熟悉和掌握A P1000技术提供方便,同时为反应堆调试和运行维护工作的开展提供有益的帮助。     

用活化法测量SPRR-300堆芯相对中子注量率分布

介绍了SPRR－300利用活化法测量堆芯相对中子注量率分布的方法，并给出了测量结果。     

CFBR-Ⅱ堆中子注量测量

介绍了分别用^239Pu裂变电离室、S活化片和CR-39固体径迹探测器测量CFBR-Ⅱ堆稳定功率运行和脉冲工况运行时的中子注量的实验及结果,用S活化片测量脉冲堆裂变产额的方法和原理。     

Cumulative Neutron Flux of Monitor Sample of Neutron Absorber in AP1000 Spent Fuel Pool

正As the third generation nuclear system,the design life of AP1000 can reach more than 60 a.Since the operation of the nuclear power plant,spent fuel pool began to use,so it was essential to monitor the 60 a period of validity of storage racks neutron absorber to ensure the critical safety of spent fuel pool.     

AP1000反应堆控制系统特点分析

通过对核电机组常见的控制模式以及AP1000采用的控制模式的介绍,总结出各种模式的优缺点,并分析AP1000所采取的控制模式的先进性,对三门核电厂首台机组及后续机组的运行控制模式提出建议;还结合AP1000反应堆功率控制系统的特点,对在正常运行期间可能遇到的问题加以分析,并提出相应的对策.     

Direct Measurement of Neutron Flux

An experimental study was carried out on steady-state boiling of sodium flowing in the annular channel formed around an electrically heated simulation of a fuel pin. In the present experiment, the inlet temperature and flow rate were held constant, and the heat flux was gradually increased up to the inception of boiling. Thereafter, the heat flux was further increased step by step until the surface temperature of the heater pin marked a sharp rise, indicating the occurrence of dry-out. Records were obtained of the changes brought by the increasing heat flux to boiling phenomena, with particular reference to the behavior of the two-phase flow pattern and to the characteristics of boiling noise, as well as of the frequency of bubble formation.

It was made clear that there exists a region in which steady-state boiling will be established, and under these conditions the two-phase flow pattern changes sequentially from bubbly flow to slug flow and then to annular flow. This behavior of sodium boiling in a narrow channel is quite similar to the case of water.

With rising heat flux, the level of noise intensity associated with boiling first increased sharply to attain a maximum point, then decreased somewhat and remained constant thereafter until dry-out.

The frequency of bubble formation depended on the size of the bubble. The product of bubble frequency and equivalent diameter was found to be constant.     

AP1000控制棒棒位的数字化测量技术分析

结合AP1000的数字化棒位指示系统,通过分析AP1000控制棒的组成、控制棒驱动机构和棒位测量探测器布置,并从数字化测量角度指出了非接触式传感器测量、探测线圈的冗余设计和数字化数据传输等可靠性技术的应用,确保了AP1000反应堆棒位测量精度和棒位控制系统的安全可靠。     

High Efficiency Neutron Detector for Low Neutron Flux Measurement

A neutron flux detector composed of a bank of nine He³ detectors is developed. It is employed successfully to record neutron flux from a pulsed source as low as 5 × 10² neutrons per m², which is about 0.5 nrem per shot. It may find applications in recording low neutron flux at large distances from the source or in detecting leakage from the radiation shield, and hence may help to estimate health hazards.     

浅析AP1000放射性气体废物系统的先进性

第三代核电AP1000因非能动理念的引入,使安全系统设计有了重大创新,机组安全性和经济性得到了大大提高.但是非能动理念并非局限于安全系统,非安全系统设计中同样也引入了非能动理念.通过对放射性气体废物系统的详细介绍,以及与传统压水堆废气处理方式的对比可以看出,非能动理念的引入,使放射性气体废物系统相比传统工艺有了很大改进,摆脱了对能动设备的依赖,处理方式由原来的压缩贮存衰变转变为活性碳滞留衰变,简化了工艺流程,提高了运行安全性.