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。

CCD与CMOS像素传感器γ射线电离辐射响应特性对比研究

为了研究CCD与CMOS像素传感器对γ射线电离辐射的响应差异,对比研究了4类像素传感器的结构特点和辐射响应特性。通过辐射实验,对各传感器在不同辐射水平条件下的光子响应事件分布、平均灰度值以及典型光子响应事件进行研究。研究结果表明:光子响应程度均与辐射剂量率相关;CCD像素传感器的沟道传输方式使每列像元间的辐射响应更容易相互干扰;平均灰度值随剂量率的增大存在明显的梯度,各积分周期内输出信号灰度值围绕均值上下波动,CCD像素传感器输出信号灰度浮动范围较小;CMOS像素传感器各像元对光子的响应更加明显,CCD像素传感器各像元的响应信号易与相邻像元发生串扰;各类像素传感器典型辐射响应事件区域中发生光子响应的像元数量随剂量率的增大而增多,响应事件并非单个光子的行为,而是反映了多个光子在区域内同时沉积能量的过程。本研究为开发像素传感器的γ射线辐射探测技术和应用提供了重要的理论分析和实验数据支撑。

华龙一号核仪表系统定期试验方案设计

核仪表系统是核电厂重要的核安全级专用仪控系统.为确保核仪表系统和设备的可靠性和有效性与核电厂整个寿期内的设计要求始终保持一致,需要对其进行定期试验和监督.通过对华龙一号核仪表系统功能和配置的分析和研究,同时结合系统设备设计,确定了本系统的定期试验方案,制定了详细的可执行的定期试验要求,并对其特点进行了分析.结果表明,华龙一号核仪表系统定期试验实施方案充分利用自动试验装置优势,通过在电厂正常运行期间和换料停堆期间对核仪表系统功能和性能进行验证,确保了系统的可用性和可靠性.

γ射线电离辐射对商用CMOS APS性能参数的影响

研究了γ射线电离辐射效应对商用CMOS有源像素传感器(APS)性能参数的影响,着重分析了量子效率、转换增益、暗电流、坏点和脉冲颗粒噪声等参数。研究结果表明:当受到1 000 Gy辐射后,APS失去工作能力,无信号输出或像素灰度值仅为0,110,255 DN。60Coγ射线的离位截面约为10-25cm2(0.1 b)。当剂量率低于58.3 Gy/h且辐照时间较短时,辐射对量子效率及转换增益无影响,坏点产生数为0,总剂量效应使3T-APS的本底噪声升高到4.62 DN但对4T PPD APS几乎无影响。脉冲颗粒噪声引起的各灰度值像素数量分布呈泊松分布,并与剂量率正相关。

核电厂核仪表系统安装与布置影响分析

基于核仪表系统的设备组成,对设备的安装与布置进行了详细论述,结合已运行核电厂的经验,对安装产生的影响进行了分析。在核电厂建造阶段,应确保核仪表系统各个组成设备的正确安装与布置,使得投入运行后的系统设备能做到对微弱信号的准确监测和可靠运行,从而发挥核仪表系统在核电厂运行中的重要作用。

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。

核设施退役去污技术的现状及发展

介绍了核设施退役期间放射性污染物的来源及类型,重点阐述了目前主要的四类退役去污技术——物理去污技术、化学去污技术、电化学去污技术和熔炼去污,分析了各自的优缺点及适用条件,并对各类退役去污技术的发展方向进行了分析与讨论。合理、有效地将物理去污、化学去污、电化学去污、熔炼去污等去污技术结合使用,已经成为未来核设施退役去污技术发展及应用的主要方向。

“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。

反应堆中子倍增特性分析及标定技术研究

针对反应堆用核测量仪表的反应堆周期测量标定问题,从理论推导和实堆数据验证两方面研究了反应堆中子倍增特性,并确定了使用指数变化规律的信号可以表征反应堆中子注量率随时间的变化特性。为全面标定核测量仪表的反应堆周期测量性能,结合中子探测器输出信号微弱的特点,提出了基于数字技术实现反应堆周期信号模拟的方案。方案包括硬件和软件两方面,识别了关键问题,并设计解决了高精度定时和微弱信号输出问题。同时,研究了仪表的标定方法并按方法对反应堆周期信号输出的性能进行测试。在反应堆周期值为2 s~999 s的范围内,选取7个反应堆周期值进行测试,测试偏差绝对值的最大值为0.45%。

基于模块化设计的堆芯中子通量测量系统

三代核电堆型华龙一号堆芯中子通量测量系统根据数字化仪控系统设计要求采用模块化的设计方法。文章介绍了基于多种基础功能插件作为系统的最小模块以实现系统的快速搭建方案,以提高设计效率及设备的可靠性和可维修性。基于该方案实现了堆芯中子通量测量系统信号处理柜的设计,其样机完成功能性能测试测试,并顺利通过了K3级设备的鉴定试验。

LBB泄漏监测系统在三代压水堆核电厂的应用研究

LBB(Leak-Before-Break)技术是保证核反应堆结构安全和可靠的一种重要分析方法 ,广泛应用于三代核电堆型中。该技术降低了核电厂设计、建造及维护的复杂性,提升了核电厂的经济性。本文对LBB技术在三代核电堆型中的应用情况进行了研究,并对各堆型中基于LBB技术的泄漏监测系统的原理、技术特点及性能指标进行了介绍和分析。最后,对各种探测技术进行了总结。

两种堆外核仪表系统设计方案比较

核电厂堆外核仪表系统(RNI)是反应堆重要的安全级专用仪控系统。其通过布置在反应堆压力容器外的中子探测器监测堆芯运行状态,在反应堆功率及功率变化异常时为保护系统提供停堆、允许信号,对反应堆的安全运行具有重要意义。针对目前国内核电厂堆外核仪表系统设计方案及系统结构各异的现状,调研、分析了两种较为成熟的数字化核仪表系统架构。从系统功能划分、接口设计、保护通道精度、通道响应时间、通道定期试验等方面,多维度、多角度地对两种方案进行了对比分析和研究,并给出每种设计方案的优点与不足以及两种方案的适应范围分析。该研究为后续工程项目中核仪表系统设计、方案选择、优化改造等提供参考。

中国核电仪表与控制产业自主化核心能力探讨

历经六十年的发展,目前我国核电产业已初步具备了三代核电自主设计、自主制造、自主建造、自主运行能力。但这四个自主化能力间并不孤立,存在着相互承接、互有促进的关系。梳理其相互关系并分析出其中的核心能力十分必要。调查了核动力研究设计院三代核电仪表与控制系统自主化设计能力形成过程和自主化设计能力转化为自主化制造能力的过程。以此为例,论述了仪表与控制自主设计能力对产业下游发展起到了重要的培育和支撑作用。综合上述观点,提出自主设计是自主化过程中的核心能力。对于核电产业而言,继续重视自主设计能力的培育、强化自主设计能力建设,将更加有力地促进核电行业的创新发展,支撑行业尽快度过以自主化为核心的产业追赶阶段。

核电厂事故温度环境对压力变送器的影响分析

压力变送器广泛应用于核电厂压力、液位、流速等工艺参数的测量.大部分安装在安全壳内的压力变送器均经过了设计基准事故的鉴定,但超设计基准事故高温环境对其的影响仍未知.本文采用鉴定曲线包络法及仿真技术对其在设计基准事故和超设计基准事故下的工作情况进行了分析,给出了上述工况高温环境对其的影响,并通过分析结论,对该仪表耐高温性能的改进方向提出了建议.

测速对远场涡流管道缺陷检测的影响

在基于远场涡流的管道缺陷定量检测中,在距离激励线圈2-8倍管道内径的位置设置了2个物理属性完全相同的接收线圈来实现管道缺陷的检测。当仪器以一定速度进行管道检测时,由于管道作为闭合导体,当产生磁场的激励线圈与管道产生相对速度时,由楞次定律可知,管道会产生阻碍磁场变化的感应电流影响缺陷检测。为了直观分析仪器速度效应给检测带来的影响,利用ANSYS有限元仿真软件建立远场涡流双线圈检测模型进行了仿真,鉴于远场涡流为低频测试以及仪器参数自身等限制,仪器存在最大检测速度,在最大检测速度以内仿真结果表明:随着仪器运行速度的增加两个检测线圈上的感应电压幅值减小,相位也有减小的特征,进一步反应速度对管道缺陷定量检测的影响,将检测的特征相位转化成管道壁厚,经过误差分析确定在最大速度范围内,远场涡流检测中由仪器速度效应带来的误差很小。

通道配置方式对核仪表系统可靠性影响研究

数字化核仪表系统有信号调理和信号处理两个主要环节,其通道配置方式可考虑两种结构,一种是通道独立式,即同一机柜中源量程、中间量程、功率量程彼此独立;另一种为处理集中式,源量程、中间量程、功率量程的信号调理部分各自独立,而之后的信号处理部分共用。需要从系统设计的角度评估两种不同结构对系统可靠性带来的影响,本文通过可靠性框图进行可靠性对比分析研究。

堆外核探测器中子灵敏度计算模型研究

本研究以蒙特卡罗方法为基础,提出了一种中子灵敏度计算模型,用于堆外核探测器核性能设计研究。首先,基于探测器物理原理,得到中子灵敏度的影响因素;在此基础上,分析探测器孔道处中子场特性,提出中子灵敏度计算模型;对计算模型进行讨论得到其不确定度分析。最后对模型展开验证,结果表明计算得到的中子灵敏度与实测数据的误差在可接受范围内,验证了模型的可行性。

秦山第二核电厂1、2号机组核功率测量系统升级改造设计

基于秦山第二核电厂1、2号机组核功率测量系统现状,聚焦原系统特点和存在的问题,分析核功率测量系统改造的必要性,介绍了核功率测量系统数字化改造的范围。通过秦山第二核电厂1、2号机组核功率测量系统升级改造设计,探讨了核功率测量系统数字化改造的设计理念、设计原则、设计流程,给出了核功率测量系统升级改造的框架结构设计、设计特点和具体的优化措施。本次堆外核测量系统改造升级实施期间未产生设计变更项,现场设备调试一次性成功,设备顺利投运。本次改造方案及经验可供其他核电厂核测量系统改换参考。

华龙一号堆芯中子注量率测量系统自给能中子探测器关键参数研究

根据三代核电设计准则要求,华龙一号堆芯中子注量率测量方式相对于M310堆型发生了根本性变化,从而导致探测器设计发生重大改变。本文针对华龙一号堆芯中子注量率的测量需求,对其堆芯中子注量率测量仪表选用的自给能中子探测器(SPND)的核、电性能关键参数进行研究和分析,并给出了SPND的设计方案。通过堆上试验验证,其性能满足华龙一号堆芯中子注量率测量的设计需求。

CIS数字模组作为核辐射环境监控及报警设备的可用性研究

对CMOS图像传感器(CIS)数字模组在核事故工况下作为监控及辐射预警设备的可用性进行分析与研究。通过对样品实时采集的彩色图像和暗图像的色度及灰度信息进行分析,研究其辐射损伤及干扰机理,讨论CIS数字模组作为核事故工况下的监控及辐射报警设备的可用性。研究证明,CIS数字模组在低剂量率短时间辐射环境中,能保持较好的监控画面质量,其暗图像噪声与所监控环境的辐射场强度相关。