反应堆中子通量分布测量及数据处理

介绍了某池式研究堆中通量分布测量及数据的计算机处理原理,方法,开发及工作情况３,这套系统可以自动进行数据采集,识别异常数据,检测设备故障,根据测量数据计算全堆的中子通量分布,给出通量分布图,全堆或任一位置Ｘ－Ｙ－Ｚ方向的中子通量分布曲线并拟合出分布函数。     

脉冲堆辐照腔内绝对中子通量及相对分布测量

本文介绍了绝对中子通量测量方法,给出了各辐照腔典型位置上的绝对中子通量及其与全堆平均中子通量的比值。还给出了各辐照腔中相对中子通量轴向分布和旋转样品槽内相对中子通量周向分布的测量结果。     

轻水反应堆燃料组件中子通量和功率分布的计算程序

本文介绍用穿透几率法计算二维轻水堆燃料组件内中子通量分布的两种计算模型和程序.在子区内及表面上中子通量采用线性空间分布近似,子区表面上角通量分别采用准 DP_1和 QP_1近似。对一些轻水堆组件基准问题作了验证计算。计算结果与 S_N、节块 S_N 以及积分输运理论等方法进行比较,其结果符合良好。这些程序可用于轻水堆燃料组件的计算。     

零功率反应堆传递函数的实验测量

为研究零功率反应堆的传递函数,先以点堆动态方程为出发点,推导零功率反应堆对外加反应性扰动输入响应的传递函数理论表达式。然后,对外加反应性扰动为三角波时进行傅里叶分析,得到传递函数与输入频率及反应性之间的关系。最后,选取DF-Ⅵ快中子临界装置进行验证实验。在测量了扰动的反应性后,给出确定频率的外加扰动为三角波时的传递函数实验值,实验值与传递函数的理论计算值相符合,证实了零功率反应堆传递函数的理论表达式是正确的,反之,也可从已知的传递函数求出扰动的反应性。     

反应堆中子通量密度仿真研究

核电厂作为特殊企业,对职工的培训尤为重要,而培训中,仿真系统是必不可少的环节。强果用经典的点堆模型方程,仿真精度不够,不能实现物理仿真。本文利用因子分解方法解中子通量密度函数,在求解中子通量密度形状函数量,通过适当的模型简化,使其可以在一般的ＰＣ机上实现。     

铀水栅零功率反应堆的功率刻度

反应堆功率的测量,在堆功率高时一般用热工方法,功率低时,可用各种堆物理方法,如中子源引进法、中子统计法和全堆总裂变率法。 中子源引进法误差较大,中子统计法需知探测器在堆内的效率和堆的β_(aff)值,此二者都较难测量。全堆总裂变率法是由测量堆的总裂变率来求得堆功率,它可避免前面两种方法的缺点,但需依赖裂变率相对分布的     

间隔分布法测量反应堆动态参数

本文介绍了反应堆中子计数统计学中的间隔分布方法的简单原理和数据处理方法。给出了测量系统的方块图和在DF—3零功率反应堆、高浓铀重水零功率反应堆上测量动态参数的结果,并与其他方法测量结果进行了比较。     

用于反应堆内相对中子通量密度在线测量的闪烁体光纤探测系统研制

为实现反应堆不同空间和能量的相对中子通量密度在线监测,本文研究开发了一套新型的用于狭小空间且位置灵敏的闪烁体中子探测系统。该套系统由5种探头、5路光子计数器、1台计算机及相应的软件组成。5种探头的主要构成物质分别为~6 LiF+ZnS(Ag)、~(232) ThO_2+ZnS(Ag)、~(238) UO_2+ZnS(Ag)、~9Be+ZnS(Ag)以及BGO晶体,故可测量不同能量的相对中子通量密度。其中,掺有~6 LiF的探头用于热中子的测量,BGO探头用于γ测量,其余3种探头用于快中子的测量。利用该系统进行了启明星1#装置内热中子及快中子的相对通量密度分布测量,并将测量结果与利用蒙特卡罗方法得到的理论分布结果进行了比较。考虑到理论设置参数与实际实验参数的差别,可认为测量结果是可信的。     

固体径迹探测器测量重水零功率反应堆快裂变因子

介绍了利用固体径迹探测器测量快裂变因子的原理、方法和实验结果。并将实验结果与理论计算结果进行了比较,两者在误差范围内相符合。     

用钴活化法测定反应堆中热中子积分通量

本文叙述了用钴活化法测定高通量堆中热中子积分通量的方法。测得的热中子积分通量值与计算值作了比较。本法适于测定在高通量堆中长期辐照的较高热中子积分通量。     

加速器中子源的中子注量测量方法

在用静电加速器中子源标定探测器的中子灵敏度实验中,采用“BF3长计数管 定标器”系统过渡,用^197Au中子活化分析方法达到了对中子注量在线、绝对监测的目的。这种方法给出与加速器束流不同角度、不同距离处的中子注量。介绍了这种中子注量测量方法。     

能谱变化对239Pu裂变室测量快中子注量的影响

热中子和共振区的中子在快中子临界装置中所占的份额很小,但是由于其相对大的截面,在慢化物存在的情况下,热中子和共振中子份额的微小变化,对^239Pu裂变室测量中子注量的结果影响很大。通过测量^239Pu裂变电离室在包镉和包硼、周围有无慢化物等情况下的反应率,Au、In活化片的镉比,S活化片在能谱变化下与^239。Pu的反应率比等,分析了快中子临界装置中热中子和共振区中子的分布,讨论了中子能谱变化对^239Pu裂变室测量快中子注量的影响及解决办法。     

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。     

300~#-1靶片内热中子注量率分布测量实验研究

介绍了以4 mm× 0 .0 0 5mm的金箔为探测片 ,采用绝对与相对测量法测量 30 0 #- 1靶片内部热中子注量率分布的原理和方法。给出了靶片所在堆芯位置的绝对中子注量率和靶片内相对中子注量率分布。为靶片自屏因子的确定提供了测量数据。     

The study of aeroball system for measuring 3D neutron flux distribution in reactor core

Aeroball system is attractive in several aspects because it can easily transport the map of neutron flux distribution to be measured from incore to outside of a reactor vessel.However,before the aeroball system is put to practical use in the heating reactor.there are four topics that have to be further studied.They are the stability of the activated positions,enhancement of signal/noise(S/N)ratio,distributed control and data-acquisition system and on-lin nbeutron flux distribution reconstruction.Besides describing the rasons for them,this paper gives out the theory,concept and solution about the first two topics and it is helptul to give the possibility to enhance the reactor-power.     

商用微型研究堆中子注量率密度检测

介绍了对中子注量率密度的一般检测方法及要点并介绍了双棒联动改造后深圳大学商用微型研究堆控制系统中的中子注量率密度检测系统,叙述了在设计方面的考虑,给出了具体的电路原理图及其参数。其主要特点是可以根据实际的注量率密度值自动调整电路参数,以达到扩大测量动态范围的目的。     

靶件内中子注量率分布计算方法研究

选择ANISN作为实验靶件内中子注量率分布计算的程序，编制辅助程序输入混合材料截面。计算得到延时水箱附近的中子注量率，与测量数据作对比。计算得到靶片自屏因子，并与2000年实验数据对比。确认计算方法可行后，计算得到实验靶件内热中子注量率分布数据。     

Experimental study of neutron counting in a zero-power reactor driven by a neutron source inherent in highly enriched uranium fuels

Even a zero-power reactor core containing highly enriched uranium has a weak neutron source inherent in uranium 235, and consequently, a neutron counter placed closely to the core without external neutron source registers a certain counting rate. The study of the counting is very important for zero-power reactor physics experiments with a high precision. In this experimental study, first, at a shutdown state of the UTR-Kinki reactor without start-up neutron source, a pulse height distribution of output signals from a neutron proportional counter was measured to confirm that these signals resulted from neutron detections. At several subcritical states of the UTR, then, the Feynman-α analysis was carried out to confirm that the neutrons detected by the counter must be fission neutrons multiplied by fission chain reactions. The correlation amplitude measured in the Feynman-α analysis was much higher than that measured in a previous drive by start-up source. Further, it was also confirmed that the subcriticality dependence of neutron counting rate followed the source multiplication formula. This feature indicated that the one-point model was very successful in the subcritical range including the shutdown state.