反应堆中子通量测量用裂变电离室探测装置研制

为建立一套用于反应堆中子通量测量的监测装置,以实现核电站堆外核测量系统测量要求,研制了一种长灵敏区、宽量程、高灵敏度和强γ抑制能力的裂变电离室探测装置。同时对该裂变电离室探测装置的热中子灵敏度、高压坪特性、甄别特性和γ感应度等典型核性能指标进行了试验验证。试验结果表明,该裂变电离室综合性能能够满足AP1000系列核电站堆外核测量系统中间量程测量通道的应用需求。

AP1000与VVER1000堆外核测系统设计理念分析

介绍了AP1000核电站堆外核测系统的设计理念和特性。针对AP1000与VVER1000两种堆型的堆外核测系统,在系统结构、仪表类型和量程范围等方面进行的差异进行了分析。

γ辐射对堆芯自给能探测器探测性能影响研究

为确定堆芯γ射线对自给能探测器输出信号的影响。将钒和铑自给能探测器放置在试验堆某一稳定的中子和γ辐照水平下,通过停堆给自给能探测器施加一个中子注量率阶跃信号,观察探测器输出信号的变化来推断γ射线对自给能探测器输出信号的影响。

CAP系列核电站堆内外核测系统国产化探讨

当前,国家已制定非能动大型先进压水堆(CAP)系列核电站批量化建设的国家战略。堆内外核测系统是核电站关键仪控系统。与以往二代加核电站相比,第三代CAP系列核电站(NPP)堆内外核测系统的探测技术和设计理念存在较大的不同。针对CAP系列核电站堆内外核测系统的设计特点,从系统设计架构、实现的安全功能和主要性能参数等方面进行分析研究。对三代核电站堆内外核测系统相比国内以往的二代加核电站堆内外核测系统的设计优化和设计改进等方面进行梳理总结,提出目前国际上对于堆内外核测系统的主要发展趋势。同时,从堆内外核测系统关键设备的设备国产化角度,提出设备国产化的研制重点及难点,为将来实现设备国产化、自主化指明方向。

自给能探测器介绍及其β粒子逃脱率计算方法研究

本文描述了核电站用自给能探测器的结构和工作原理等内容,并对自给能探测器β粒子逃脱率计算方法进行了详细研究。该计算方法是对自给能探测器β粒子逃脱率的初步研究,可以用于指导自给能探测器的设计工作。

堆外核测系统中间量程MSV模式设计与验证

堆外核测中间量程MSV模式,又称坎贝尔模式,通过测量裂变室输出中子脉冲信号统计涨落,实现高中子通量的量程覆盖。本文通过采用不同反应堆功率台阶测量探测器坪特性的堆上试验方法,对国产化CAP 1400堆外核测系统中间量程MSV模式进行试验验证。本文描述了系统设计、试验方法设计、测试数据,并进行了结果分析,验证了国产CAP 1400堆外核测系统中间量程MSV模式的可用性。

铑自给能探测器电流信号计算方法及影响因素

简单介绍了核电站堆芯核测系统铑自给能探测器结构、工作原理、电流产生过程,并对自给能探测器电流计算方法和影响电流测量的相关因素进行了详细介绍和研究。

基于C#反应堆数据监测与分析软件设计

利用C#技术,设计开发了一套C/S结构的数据监测软件(以下简称Core Mis)。Core Mis是堆内测量系统的人机接口软件,软件实现了Modbus TCP/IP协议下与信号处理系统机柜中通讯传输卡件固件的通讯功能,在线获取中子注量率值,并对数据进行离线计算,分析各通道状态趋势,并输出报表,实时监测系统机柜及其主要设备和卡件的状态信息。

中间量程裂变室信号处理计算方法研究及验证

主要研究了一种用于堆外核测系统中间量程信号处理的逻辑算法,可实现裂变室输出的计数率信号和均方电压信号的修正和自动切换,并最终将裂变室输出信号转换为反应堆功率指示信号。本研究方法在国产化堆外核测系统堆上试验中进行应用与验证,输出信号可真实反映反应堆功率水平。本方法和试验结果可为堆外核测中间量程裂变室在商用压水堆的应用提供技术参考。

大型先进压水堆核电站堆外核测系统工程样机研制

堆外核测系统(图1)用于反应堆核功率在线监测和事故停堆保护,可实时提供反应堆功率水平和功率变化周期,为反应堆保护系统提供中子注量率信号,是确保核电站反应堆正常运行、保证核电站反应堆安全和人因安全的关键设备.目前,我国在运的商用核电机组的堆外核测系统绝大多数由国外公司供货,造成该系统供货周期长、价格昂贵、备品备件供应不及时、产品质量参差不齐、疑难问题长期得不到解决等问题.研发具有自主知识产权的堆外核测系统,掌握其核心技术,实现该系统的全面国产化具有重要意义.